Тема: Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа УГР тепловой мощностью 280 МВт
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 Уран-графитовый ядерный реактор с жидкометаллическим
теплоносителем 16
1.1 Общие сведения об уран-графитовом реакторе с жидкометаллическим
теплоносителем 16
1.2 Конструкционные особенности уран-графитовых реакторов с
жидкометаллическим теплоносителем 17
2 Нейтронно-физический расчёт реактора 18
2.1 Предварительный расчет 18
2.2 Расчет концентраций 21
2.3 Расчет микросечений и макросечений 22
2.4 Расчет двухзонной элементарной ячейки 29
2.5 Расчет гомогенной элементарной ячейки 32
3 Расчет коэффициента размножения для «холодного» реактора 34
3.1 Расчет бесконечного коэффициента размножения 34
3.2 Расчет эффективного коэффициента размножения 37
3.3 Оптимизация ячейки 40
4 Расчет «горячего» реактора 43
4.1 Температурные эффекты реактивности 43
4.2 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 47
4.3 Расчет эффективного коэффициента размножения 48
5 Отравление реактора 50
5.1 Отравление ксеноном-135 50
5.2 Потеря реактивности при отравлении ксеноном 54
5.3 Отравление самарием-149 57
5.4 Потеря реактивности при отравлении самарием-149
6 Многогрупповой расчёт 62
6.1 Методика многогруппового расчёта 62
6.2 Итерационный процесс 64
6.3 Расчет эффективного коэффициента размножения 68
6.4 Сравнение спектра плотностей потоков нейтронов 69
6.5 Компенсация избыточного запаса реактивности 71
6.6 Определение длительности кампании ядерного топлива 72
7 Социальная ответственность 74
7.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 74
7.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ 76
7.2.1 Организационные мероприятия 76
7.2.2 Технические мероприятия 76
7.2.3 Условия безопасной работы 78
7.2.4 Электробезопасность 80
7.2.5 Пожарная и взрывная безопасность 81
8 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 84
8.1 Потенциальные потребители результатов исследования 84
8.1.1 Анализ конкурентных технических решений 85
8.2 SWOT-анализ 87
8.3 Планирование научно-исследовательских работ 90
8.3.1 Структура работ в рамках научного исследования 90
8.3.2 Определение трудоемкости выполнения работ 91
8.3.3 Разработка графика проведения научного исследования 92
8.3.4 Бюджет научно-технического исследования (НТИ)
8.3.5 Расчет материальных затрат НТИ 96
8.3.6 Основная заработная плата исполнителей темы 97
8.3 Отчисления во внебюджетные фонды 98
8.4 Расчет затрат на научные и производственные командировки 99
8.5 Накладные расходы 99
8.6 Формирование бюджета затрат НИП 100
8.7 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования 101
Заключение 104
Список использованной литературы 105
Приложение А 107
Приложение Б 108
📖 Введение
реактора, состоящий в физическом обосновании конструкции и определении
совокупности физических параметров, удовлетворяющего поставленным
требованиям.
В процессе исследования проводились расчеты нейтронно-физических
характеристик реактора, на основании которых были получены таблицы и
построены графики, а также начерчен чертеж; произведен расчет финансовой
составляющей работы, описаны внешние факторы, влиявшие на выполнение
работы. В результате исследования произведён нейтронно-физический расчет
данного реактора, в частности оценены размеры активной зоны, рассчитаны
коэффициенты размножения «холодного» и «горячего» реакторов.
Основные конструктивные, технологические и техникоэксплуатационные характеристики: реактор типа УГР, тепловая мощность – 280
МВт, ядерное горючее – UO2, обогащение 18,7%, теплоноситель – Pb-Bi, твэлы
– стержневые с наружным охлаждением, материал оболочек твэлов и кассет –
нержавеющая сталь.
Область применения: ядерная энергетика.
Введение
Жидкие металлы в роли теплоносителя обладают двумя основными
преимуществами как низкое давление в системе (вследствие их высокой
температуры кипения) и высокой теплопроводностью [1]. Применение ЖМТ
позволило обеспечить значительную интенсивность теплообмена в
энергетических установках, а также температуры рабочих поверхностей их
конструкций, близких к температуре теплоносителя.
Целью работы: оценочный нейтронно-физический расчет реактора типа
УГР, состоящий в физическом обосновании конструкции и определении
совокупности физических параметров ядерного реактора.
Для достижения поставленной цели, необходимо решить следующие
задачи:
− Выбор конструктивной схемы реактора и выполнение оценочного
теплового расчета;
− Расчет критических параметров проектируемого реактора;
− Оптимизация параметров ячейки;
− Расчет характеристик «горячего» реактора;
− Расчёт длительности кампании реактора и изменение нуклидного
состава топлива многогрупповым и программным методом.
✅ Заключение
реактора с жидкометаллическим теплоносителем:
Выполнен предварительный расчет реактора: определены параметры
конструктивной схемы ячейки и размеры активной зоны, рассчитаны ядернофизические характеристики «холодного» реактора; найден эффективный
коэффициент размножения = 1,604.
Проведена оптимизация параметров ячейки по диаметру твэла, шагу
решетки и размеру ячейки «под ключ», выбраны оптимальные размеры ячейки
которым соответствует = 1,656.
Выполнен расчет горячего реактора при рабочей температуре,
рассчитан эффективный коэффициент размножения для «горячего» реактора
эф = 1,642, определены температурные коэффициенты реактивности.
Были рассчитаны длительность кампании и нуклидный состав ядерного
топлива в различные моменты времени двумя различными методами. Первый
метод – многогрупповой итерационный процесс. Длительность кампании
получилась равна 650 суток.
Были рассчитаны стационарные концентрации ксенона и самария,
отравляющие ядерный реактор во время его работы.



