Введение 13
1 Теоретическая састь 15
1.1 Основные понятия физической теории реакторов 15
1.2 Общая организация нейтронно-физических расчетов 18
1.3 Расчеты изменения нуклидного состава 24
Учет затрат топлива Проблемы 25
1.3.1 Основное содержание стоимости топлива учета 26
1.3.2 Замер затраты на приобретение топлива 27
1.3.3 Природный уран в обогащенный уран 27
1.3.4 Состов стоимости сборки ядерного топлива 28
2 Описание ядерно-топливного цикла с применением плутония, как
делящегося вещества 30
2.1 Способы получения изотопов плутония 30
2.2 Виды плутония: оружейный и энергетикий 33
2.3 Наработка плутония 40
3 Описание расчетной модели 45
3.1 Пример задания входных данных для программы WIMS-D4 45
3.2 Краткое описание работы программы WIMS-D4 51
4 Экспериментальная часть 55
5 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 64
5.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения
научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения 64
SWOT-анализ 66
5.2 Планирование научно-исследовательских работ 70
5.2.1 Структура работ в рамках научного исследования 71
5.2.2 Разработка графика проведения научного исследования 72
5.2.3 Бюджет научно-технического исследования (НТИ) 75
5.3 Оценка сравнительной эффективности исследования 78
6 Социальная ответственность 82
6.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 82
6.2 Разработка мероприятий по снижению уровней вредного и опасного
воздействия и устранения их влияния при работе на ПЭВМ 84
6.2.1 Организационные мероприятия 84
6.2.2 Технические мероприятия 84
6.2.3 Условия безопасной работы 86
6.3 Электробезопасность 88
6.4 Пожарная и взрывная безопасность 90
Заключение 93
Список литературы 95
Приложение A 97
Аbstract 97
Introduction 99
1. Description of calculation model 102
1.1 Task example of input data for WIMS-D4 program 102
1.2 Description WIMS-D4 operation 107
Conclusion 111
Reference 112

Купить

Данная выпускная квалификационная работа содержит 113 с, 20 рисунков, 27 таблиц, 20 источников. Целью работы является расчет нейтроннофизических параметров активной зоны ядерного водо-водяного реактора, оптимизация топливной композиции для реактора ВВЭР-1000, провести расчет нейтронно-физических параметров активной зоны ядерного водо-водяного реактора. В работе представлены теоретические основы по основным понятиям физической теории реакторов, описанию ядерно-топливного цикла с применением плутония, как делящегося вещества. В ходе работы был определен технические данные по проекту В-320 реактор ВВЭР-1000. Были исследованны моделирование тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000, определение нейтронно-физических характеристик стандартной тепловыделяющей сборки реактора ВВЭР-1000, выбор перспективной топливной композиции, геометрических параметров и конструкционных материалов и расчет свойств модернизированных тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР. Ключевые слова: ядерный реактор, МОКС, состав топлива, коэффициент размножения.

Одним из важнейших условий для широкого использования ядерной энергии в промышленных масштабах является безопасность.
Квалифицированная эксплуатация ЯЭУ требует не только тщательного соблюдения технологических норм и инструкций по управлению реактором, но и достаточно глубокого понимания инженерно-техническим персоналом сути физических процессов, происходящих в реакторе, и применяемых методов оценки различных эффектов. Собственно проблема надежного управления цепной реакцией деления ядер под действием нейтронов лежит в основе большинства вопросов безопасности ЯЭУ.
Важнейшая задача физики реакторов состоит в том, чтобы предвидеть поведение реактора и всей ЯЭУ в целом при нормальной работе ЯР и при отклонениях от стационарного режима. Для прогнозирования поведения ЯЭУ требуется изучение физических параметров, осуществляемое с помощью различных экспериментальных и расчетных методов и программ.
Развитие ядерной отрасли невозможно без внедрения в практику новых решений. Вопрос об использовании плутония, который вырабатывается на действующих атомных станциях, всегда был актуальным и в нашей стране, и на Западе. Мы всегда считали, что плутоний - эффективное топливо для быстрых реакторов, для реакторов-размножителей, поскольку именно реакторы на быстрых нейтронах с использованием плутония наиболее эффективны для воспроизводства нового топлива и сырья.
Использование МОКС-топлива важно с точки зрения экономии топливных ресурсов: меньше потребности в сырьевом уране. Это топливо практически безотходное, а значит, экологичное. Ведь мы позиционируем ядерные станции как самый экологически чистый источник энергии.
Поэтому в МОКС топливе реакторный плутоний разбавляют ураном, никогда не бывавшим в реакторе, что, естественно, удорожает смешанное топливо и не позволяет утилизировать постреакторный уран.
Цель:
- Оптимизация топливной композиции для реактора ВВЭР-1000.
Задачи:
- Проведение расчета нейтронно-физических параметров активной зоны ядерного водо-водяного реактора.
- Модерирование топливной ячейки водо-водяного ядерного реактора в бесконечной среде, используя программу WIMS-D5B.
- Определение зависимости размножающей способности ячейки от изменения нуклидного состава при изменении концентрации делящегося изотопа U-235.
- Исследование влияния начального обогащения топлива на длину кампании при различном содержании U-235 в топливе.
- Исследование количества единиц работы разделения, необходимое для получения 1 кг обогащенного урана (различного обогащения) при различном содержании U-235 в топливе.
- Оптимизация численной модели исследуемой ядерной установки
- Оценка внедрения альтернативных топливных материалов, на нейтронно-физические характеристики установки
- Выбор оптимальной топливной композиции

Купить