Введение 15
1 Особенности конструкции ядерного реактора типа ВВЭР 16
1.1 Общие сведения 16
1.2 Преимущества и недостатки ВВЭР 17
1.3 Конструкция топливных кассет и твэлов ВВЭР 18
1.4 Ядерное топливо, применяемое в ВВЭР 20
2 Нейтронно-физический расчет реактора 22
2.1 Предварительный тепловой расчет 22
2.2 Расчет «холодного» реактора 24
2.3 Оптимизация параметров ячейки 32
2.4 Расчет «горячего» реактора 34
2.5 Многогрупповой расчет 37
2.6 Отравление реактора 47
2.7 Многогрупповой расчет и определение спектра нейтронов с
использованием программы WIMS-D4 56
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение.. 61
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования 61
3.2 Анализ конкурентных технических решений 62
3.3 SWOT-анализ 64
3.4 Планирование научно-исследовательских работ 67
3.5 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой,
бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования 75
4 Социальная ответственность 79
4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 79
4.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного
и вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ 81
4.3 Условия безопасной работы 84
4.4 Электробезопасность 86
4.5 Пожарная и взрывная безопасность 87
13
Список использованных источников 92
Выпускная квалификационная работа содержит 103 с., 22 рис., 24 табл., 26 источников, 6 прил., 1 чертеж, 1 спецификацию.
Ключевые слова: ядерный реактор; нейтронно-физический расчет; многогрупповой расчет; спектр нейтронов; отравление; финансовый менеджмент; социальная ответственность.
Объектом исследования является водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 1800 МВт.
Цель работы - выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям.
В процессе исследования проводились расчеты нейтронно-физических характеристик реактора, на основании которых были получены таблицы и построены графики; произведен расчет финансовой составляющей работы, описаны факторы, влияющие на выполнение работы.
В результате исследования были получены нейтронно-физические характеристики реактора заданного материального состава, оценены размеры активной зоны, рассчитаны коэффициенты размножения «холодного» и «горячего» реактора, произведен многогрупповой расчет.
Основные конструктивные, технологические и техникоэксплуатационные характеристики: ядерный реактор типа ВВЭР, тепловая мощность 1800 МВт, ядерное горючее U02, обогащение 3,6%, в качестве конструкционных материалов - сталь Zr + 1%Nb.
Область применения: ядерные реакторы.
Ядерный реактор - устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления, сопровождаемой выделением энергии.
Кампания ядерного реактора - время работы реактора без перегрузки топлива.
Кампания ядерного топлива - время работы топлива в пересчете на полную мощность реактора; время пребывания топлива в активной зоне реактора.
Отравление ядерного реактора - процесс накопления в реакторе короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и тем самым снижающих запас реактивности реактора при их образовании.
Нейтронно-физический расчет реактора проводится для физического обоснования конструкции и определения совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.
После выбора конструктивной схемы реактора, а также обоснования такого выбора, является необходимым проведение оценочного теплового расчета. По результатам данного расчета определяются размеры активной зоны.
Затем необходимо рассчитать спектры нейтронов в 26-групповом диффузионном приближении, уточняя тем самым величину эффективного коэффициента размножения и запаса реактивности.
Расчет изотопного состава во времени позволит определить длительность кампании ядерного топлива в реакторе. Кроме того, следует провести оценку отравления реактора.
Целью данной работы является проведение нейтронно-физического расчета реактора типа ВВЭР тепловой мощностью 1800 МВт.
Для достижения поставленной цели необходимо выполнить следующие
задачи:
- провести нейтронно-физический расчет «холодного» реактора и его оптимизацию;
- произвести нейтронно-физический расчет «горячего» реактора;
- выполнить многогрупповой расчет с получением спектра нейтронов;
- определить длительность кампании ядерного топлива;
- оценить отравление реактора;
- провести многогрупповой расчет с использованием программы WIMS и сравнить полученные результаты.
