Тема: Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа УГР
Закажите новую по вашим требованиям
Представленный материал является образцом учебного исследования, примером структуры и содержания учебного исследования по заявленной теме. Размещён исключительно в информационных и ознакомительных целях.
Workspay.ru оказывает информационные услуги по сбору, обработке и структурированию материалов в соответствии с требованиями заказчика.
Размещение материала не означает публикацию произведения впервые и не предполагает передачу исключительных авторских прав третьим лицам.
Материал не предназначен для дословной сдачи в образовательные организации и требует самостоятельной переработки с соблюдением законодательства Российской Федерации об авторском праве и принципов академической добросовестности.
Авторские права на исходные материалы принадлежат их законным правообладателям. В случае возникновения вопросов, связанных с размещённым материалом, просим направить обращение через форму обратной связи.
📋 Содержание
1 Обзор литературы .................................................................................................. 16
1.1Физические особенности: реактора, топлива, замедлителя, теплоносителя
и конструкционных материалов .......................................................................... 16
2 Нейтронно-физический расчёт реактора ............................................................. 19
2.1 Предварительный расчет................................................................................ 19
2.2 Расчет концентраций ...................................................................................... 22
2.2.1 Расчет концентрации топлива ................................................................ 23
2.2.2 Расчет концентрации теплоносителя ..................................................... 23
2.2.3 Расчет концентрации оболочки .............................................................. 24
2.2.4 Доли материалов в ячейке....................................................................... 24
2.3 Расчет микросечений и макросечений для «холодного» реактора............ 25
2.3.1 Микросечения и макросечения для U235................................................ 26
2.3.2 Микросечения и макросечения для U238................................................ 27
2.3.3 Микросечения и макросечения для Pu239............................................... 28
2.3.4 Микросечения и макросечения для O16 ................................................. 28
2.3.5 Макросечения для MOX топлива........................................................... 29
2.3.6 Микросечения и макросечения для хрома ............................................ 29
2.3.7 Микросечения и макросечения для никеля........................................... 30
2.3.8 Микросечения и макросечения для железа........................................... 31
2.3.9 Расчет макросечения для нержавеющей стали..................................... 31
2.3.10 Макросечения для Na23.......................................................................... 32
2.3.11 Макросечения для С12............................................................................ 32
2.4 Расчет коэффициента размножения для «холодного» реактора................ 33
2.4.1 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды.............. 33
2.4.2 Расчет коэффициента выхода нейтронов на одно поглощение .......... 33
2.4.3 Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах ............... 34
2.4.4 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов ................ 35
2.5 Вероятность избежать резонансного захвата............................................... 40
2.6 Расчет эффективного коэффициента размножения..................................... 42
2.7 Оптимизация параметров ячейки .................................................................. 48
2.8 Расчет ядерно-физических характеристик «горячего» реактора ............... 55
2.8.1 Температурные эффекты реактивности................................................. 551
📖 Введение
мощностью 2100 МВт.
В результате определены нейтронно-физические параметры реактора
УГР мощностью 2100 МВт. Используя итерационный метод для решения
многогрупповых уравнений диффузии, получен спектр плотности потока
нейтронов. Оценена длительность кампании ядерного топлива. Определено
изменение нуклидного состава ядерного топлива, а также влияние делящегося
материала на длительность кампании. Описаны внешние факторы, влияющие
на финансовую составляющую работы.
Основные характеристики реактора: ядерный реактор типа УГР
тепловой мощностью 2100 МВт с МОХ топливом и обогащением 2,4 % по U235,
использующий в качестве конструкционных материалов сталь марки 1X18H9T,
теплоноситель – Na
Область применения: ядерные реакторы.
Экономическая эффективность/значимость работы средняя.
В будущем планируется продолжение более детального расчета
реактора данного типа.
Введение
Основной задачей проводимого нейтронно-физического расчёта
является определение нейтронно-физичеких и геометрических параметров
ядерного реактора и его элементарной ячейки.
Сначала проводится предварительный расчёт, в котором определяются
основные геометрические параметры реактора, затем нейторонно-физический
расчёт в одногрупповом приближении, и оптимизация элементарной ячейки.
Для повышения точности расчёта можно воспользоваться
многогрупповым приближением, что сделано в данной работе. Этот метод
также позволяет построить распределение спектра потока нейтронов в
зависимости от их энергий.
В конце расчёта определяют изменение нуклидного состава топлива во
время работы реактора и кампанию топлива.
Данный расчёт может служить обоснованием конструкции данного
реактора.
✅ Заключение
реактора с жидкометаллическим теплоносителем выбраны параметры
материалов и элементов конструкций, входящих в состав активной зоны.
Был выполнен предварительный расчет реактора, рассчитаны ядернофизические характеристики для «холодного» и «горячего» состояния реактора
при обогащении 2,4%, а также эффективные коэффициенты размножения для
них, которые составили kэф 1,68 для «холодного» и kэф 1,66 для «горячего».
Произведена оптимизация ячейки и расчет температурного коэффициента
реактивности.
Была рассчитана длительность кампании многогрупповым
итерационным процессом. Определены параметры 26 групп нейтронов, а так же
получен спектр потоков нейтронов. Длительность кампании получилась равна
250 суток.
Также были рассчитаны стационарные концентрации ксенона и самария,
отравляющие ядерный реактор во время его работы.



