Помощь студентам в учебе
Исследование нейтронно-физических характеристик реактора типа ВВЭР-СКД с МОХ-топливом
|
Введение 12
1 Литературный обзор 14
1.1 Реакторы IV поколения 14
1.2 Особенности реактора типа ВВЭР-СКД 16
1.3 Свойства теплоносителя в реакторе типа ВВЭР-СКД 19
1.4 Перспективы использования реакторов ВВЭР-СКД в замкнутом топливном
цикле 23
1.5 Выбор материалов топлива 25
2 Нейтронно-физический расчет 28
2.1 Программный комплекс MCU 28
2.2 Описание расчетной модели 29
2.3 Исследование различных топливных композиций в ТВС реактора типа
ВВЭР-СКД 33
2.4 Исследование эффектов реактивности 43
2.5 Исследование размножающих свойств ТВС ВВЭР-СКД 46
2.6 Исследование влияния содержания плутония в МОХ-топливе на
нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР-СКД 49
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение ... 53
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 53
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений 55
3.1.2 SWOT-анализ 57
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом 61
3.2.1 Структура работ в рамках научного исследования 61
3.2.2 Определение трудоемкости выполнения работ 63
3.2.3 Разработка графика проведения научного исследования 64
3.3 Бюджет научного исследования 65
3.3.1 Расчет материальных затрат 66
3.3.2 Основная заработная плата исполнительной темы 68
3.3.3 Расчет дополнительной заработной платы 70
3.3.4 Отчисления во внебюджетные фонды 71
3.3.5 Накладные расходы 72
3.3.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта 72
3.4 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования 73
4 Социальная ответственность 77
4.1 Компоновка исследовательской рабочей зоны 77
4.2 Анализ опасных и вредных производственных факторов 78
4.3 Освещённость рабочей зоны 79
4.4 Превышение уровня шума 81
4.5 Микроклимат 82
4.6 Радиационная безопасность 83
4.7 Электробезопасность 84
4.8 Пожарная и взрывная безопасность 85
4.9 Аварийные и чрезвычайные ситуации на предприятии 88
4.10 Вывод по разделу 88
Заключение 90
Список использованных источников 92
Приложение А 96
Приложение Б 98
Приложение В
1 Литературный обзор 14
1.1 Реакторы IV поколения 14
1.2 Особенности реактора типа ВВЭР-СКД 16
1.3 Свойства теплоносителя в реакторе типа ВВЭР-СКД 19
1.4 Перспективы использования реакторов ВВЭР-СКД в замкнутом топливном
цикле 23
1.5 Выбор материалов топлива 25
2 Нейтронно-физический расчет 28
2.1 Программный комплекс MCU 28
2.2 Описание расчетной модели 29
2.3 Исследование различных топливных композиций в ТВС реактора типа
ВВЭР-СКД 33
2.4 Исследование эффектов реактивности 43
2.5 Исследование размножающих свойств ТВС ВВЭР-СКД 46
2.6 Исследование влияния содержания плутония в МОХ-топливе на
нейтронно-физические характеристики реактора типа ВВЭР-СКД 49
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение ... 53
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 53
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений 55
3.1.2 SWOT-анализ 57
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом 61
3.2.1 Структура работ в рамках научного исследования 61
3.2.2 Определение трудоемкости выполнения работ 63
3.2.3 Разработка графика проведения научного исследования 64
3.3 Бюджет научного исследования 65
3.3.1 Расчет материальных затрат 66
3.3.2 Основная заработная плата исполнительной темы 68
3.3.3 Расчет дополнительной заработной платы 70
3.3.4 Отчисления во внебюджетные фонды 71
3.3.5 Накладные расходы 72
3.3.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта 72
3.4 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования 73
4 Социальная ответственность 77
4.1 Компоновка исследовательской рабочей зоны 77
4.2 Анализ опасных и вредных производственных факторов 78
4.3 Освещённость рабочей зоны 79
4.4 Превышение уровня шума 81
4.5 Микроклимат 82
4.6 Радиационная безопасность 83
4.7 Электробезопасность 84
4.8 Пожарная и взрывная безопасность 85
4.9 Аварийные и чрезвычайные ситуации на предприятии 88
4.10 Вывод по разделу 88
Заключение 90
Список использованных источников 92
Приложение А 96
Приложение Б 98
Приложение В
Реакторы четвертого поколения являются следующим шагом в развитии ядерных технологий и представляют собой новое поколение ядерных реакторов. Они разрабатываются с целью преодоления некоторых ограничений и проблем, характерных для предыдущих поколений реакторов. Реакторы четвертого поколения обладают более безопасной и устойчивой конструкцией, а также предлагают новые возможности для эффективного использования ядерной энергии.
Реакторы четвертого поколения также предлагают возможность использования новых видов топлива, включая уран-плутониевые смеси, торий и другие. Однако, разработка и внедрение реакторов четвертого поколения требует дальнейших научных исследований, испытаний и инженерных разработок.
В контексте развития ядерной энергетики, реакторы ВВЭР-СКД (сверхкритического давления) представляют собой новое поколение реакторов с улучшенными техническими и эксплуатационными характеристиками. Однако, исследования и расчеты нейтронно-физических параметров таких реакторов с применением МОХ-топлива находятся только в начальной стадии разработки. Проведение данного исследования позволит более глубоко изучить особенности работы реактора ВВЭР-СКД с МОХ-топливом, его эффективность и безопасность, а также внести новые знания в область ядерной физики и инженерии. Результаты данного исследования будут иметь практическую значимость для дальнейшего развития ядерных реакторных систем и оптимизации использования МОХ-топлива в ядерной энергетике.
Целью данной работы является проведение расчетов с использованием программного комплекса MCU и обоснование нейтронно-физических характеристик вариантов водо-водяного энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя, с быстрозонансным спектром нейтронов.
Для достижения поставленной цели необходимо выполнить следующие задачи:
- разработка расчетной модели ТВС, находящейся в центральной части активной зоны реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (в дальнейшем ВВЭР-СКД) с использованием программного комплекса MCU;
- оценка кампании ядерного топлива, запаса реактивности, глубины выгорания с использованием различных топливных композиций;
- проведение оптимизации параметров, обработка полученных результатов и выбор наиболее оптимального варианта топлива;
- оценка условий сохранения характеристик безопасности РУ, в том числе выполнение отрицательного или ограниченного по модулю температурного и плотностного эффекта реактивности;
- исследование размножающих свойств выбранной топливной композиции;
- исследование влияния содержания плутония в МОХ-топливе на различные нейтронно-физические характеристики.
Реакторы четвертого поколения также предлагают возможность использования новых видов топлива, включая уран-плутониевые смеси, торий и другие. Однако, разработка и внедрение реакторов четвертого поколения требует дальнейших научных исследований, испытаний и инженерных разработок.
В контексте развития ядерной энергетики, реакторы ВВЭР-СКД (сверхкритического давления) представляют собой новое поколение реакторов с улучшенными техническими и эксплуатационными характеристиками. Однако, исследования и расчеты нейтронно-физических параметров таких реакторов с применением МОХ-топлива находятся только в начальной стадии разработки. Проведение данного исследования позволит более глубоко изучить особенности работы реактора ВВЭР-СКД с МОХ-топливом, его эффективность и безопасность, а также внести новые знания в область ядерной физики и инженерии. Результаты данного исследования будут иметь практическую значимость для дальнейшего развития ядерных реакторных систем и оптимизации использования МОХ-топлива в ядерной энергетике.
Целью данной работы является проведение расчетов с использованием программного комплекса MCU и обоснование нейтронно-физических характеристик вариантов водо-водяного энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя, с быстрозонансным спектром нейтронов.
Для достижения поставленной цели необходимо выполнить следующие задачи:
- разработка расчетной модели ТВС, находящейся в центральной части активной зоны реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (в дальнейшем ВВЭР-СКД) с использованием программного комплекса MCU;
- оценка кампании ядерного топлива, запаса реактивности, глубины выгорания с использованием различных топливных композиций;
- проведение оптимизации параметров, обработка полученных результатов и выбор наиболее оптимального варианта топлива;
- оценка условий сохранения характеристик безопасности РУ, в том числе выполнение отрицательного или ограниченного по модулю температурного и плотностного эффекта реактивности;
- исследование размножающих свойств выбранной топливной композиции;
- исследование влияния содержания плутония в МОХ-топливе на различные нейтронно-физические характеристики.
В результате проведения нейтронно-физического расчета параметров ТВС, находящейся в центральной части активной зоны реактора ВВЭР-СКД с использованием различных топливных композиций, было выявлено, что самоподдерживающаяся цепная реакция деления возможна при использовании смеси PuO2+UO2 c минимальным обогащением (природное содержание U235), однако для UO2и ThO2+UO2необходимо достаточно высокое содержание делящегося материала.
В данной работе была проведена оценка влияния различных топливных композиций с содержанием урана, плутония и тория на нейтронно-физические характеристики, такие как запас реактивности, длительность кампании топлива и глубина выгорания с различным содержанием делящегося материла (1 %,5%, 10%,15%, 19,9%).
В ходе исследования было обнаружено, что смешанное уран¬плутониевое топливо с низким обогащением (PuO2+UO2) может быть пригодным для реактора ВВЭР-СКД. При содержании делящегося материала 1% и 5% данная топливная композиция обеспечивает высокую глубину выгорания и длительность кампании в 10000 суток. Однако, для использования других топливных композиций, таких как диоксид урана (UO2) и смешанное топливо на основе тория (ThO2+UO2), требуется более высокое содержание делящегося материала.
Графические зависимости показали, что начальный запас реактивности, длина кампании и глубина выгорания сильно зависят от радиуса твэл и содержания делящегося материала. Топливная композиция с плутонием демонстрирует наибольший запас реактивности и длину кампании при проектном значении радиуса твэл (0,535 см) точно также как и топливо на основе тория при 19,9% обогащении имеет наибольшую длину кампании топлива, что является важным фактором для обеспечения устойчивой работы реактора ВВЭР-СКД.
Топливная композиция на основе тория (ThO2+UO2) имеет низкий начальный запас реактивности, что положительно сказывается на безопасности реакторной установки. Однако, для обеспечения стабильной работы при проектных значениях реактора ВВЭР-СКД требуется достаточно высокое содержание делящегося материала.
Топливная композиция с диоксидом урана (UO2) обладает наименьшей длиной кампании среди рассмотренных вариантов и составляет примерно 7280 суток. Начальный запас реактивности изменяется слабо с ростом параметров тепловыделяющего элемента.
Таким образом, в контексте данного исследования рекомендуется рассмотреть возможность использования смешанного уран-плутониевого топлива (PuO2+UO2) с низким обогащением в реакторной установке ВВЭР-СКД, с учетом оптимальных значений диаметра твэл и топлива. Дополнительные исследования и расчеты могут быть проведены для более подробного анализа и оптимизации параметров данного типа реактора.
В ходе исследования влияния содержания плутония в МОХ-топливе было выявлено, что для обеспечения стабильной и безопасной работы реактора типа ВВЭР-СКД не обязательно иметь высокое содержанием плутония. Также в дальнейшем предполагается рассмотреть использование реакторной установки со сверхкритическими параметрами теплоносителя в контексте замыкания ядерного топливного цикла.
В ходе выполнения исследовательского проекта были соблюдены все требования безопасности. Рабочее место было хорошо освещено. При использовании ЭВМ были соблюдены требования по электро- и пожаробезопасности. В результате выполнения работы травм получено не было.
В данной работе была проведена оценка влияния различных топливных композиций с содержанием урана, плутония и тория на нейтронно-физические характеристики, такие как запас реактивности, длительность кампании топлива и глубина выгорания с различным содержанием делящегося материла (1 %,5%, 10%,15%, 19,9%).
В ходе исследования было обнаружено, что смешанное уран¬плутониевое топливо с низким обогащением (PuO2+UO2) может быть пригодным для реактора ВВЭР-СКД. При содержании делящегося материала 1% и 5% данная топливная композиция обеспечивает высокую глубину выгорания и длительность кампании в 10000 суток. Однако, для использования других топливных композиций, таких как диоксид урана (UO2) и смешанное топливо на основе тория (ThO2+UO2), требуется более высокое содержание делящегося материала.
Графические зависимости показали, что начальный запас реактивности, длина кампании и глубина выгорания сильно зависят от радиуса твэл и содержания делящегося материала. Топливная композиция с плутонием демонстрирует наибольший запас реактивности и длину кампании при проектном значении радиуса твэл (0,535 см) точно также как и топливо на основе тория при 19,9% обогащении имеет наибольшую длину кампании топлива, что является важным фактором для обеспечения устойчивой работы реактора ВВЭР-СКД.
Топливная композиция на основе тория (ThO2+UO2) имеет низкий начальный запас реактивности, что положительно сказывается на безопасности реакторной установки. Однако, для обеспечения стабильной работы при проектных значениях реактора ВВЭР-СКД требуется достаточно высокое содержание делящегося материала.
Топливная композиция с диоксидом урана (UO2) обладает наименьшей длиной кампании среди рассмотренных вариантов и составляет примерно 7280 суток. Начальный запас реактивности изменяется слабо с ростом параметров тепловыделяющего элемента.
Таким образом, в контексте данного исследования рекомендуется рассмотреть возможность использования смешанного уран-плутониевого топлива (PuO2+UO2) с низким обогащением в реакторной установке ВВЭР-СКД, с учетом оптимальных значений диаметра твэл и топлива. Дополнительные исследования и расчеты могут быть проведены для более подробного анализа и оптимизации параметров данного типа реактора.
В ходе исследования влияния содержания плутония в МОХ-топливе было выявлено, что для обеспечения стабильной и безопасной работы реактора типа ВВЭР-СКД не обязательно иметь высокое содержанием плутония. Также в дальнейшем предполагается рассмотреть использование реакторной установки со сверхкритическими параметрами теплоносителя в контексте замыкания ядерного топливного цикла.
В ходе выполнения исследовательского проекта были соблюдены все требования безопасности. Рабочее место было хорошо освещено. При использовании ЭВМ были соблюдены требования по электро- и пожаробезопасности. В результате выполнения работы травм получено не было.