Тип работы:
Предмет:
Язык работы:


Нейтронно-физический расчет ядерного реактора типа УГР тепловой мощностью 280 МВт

Работа №9207

Тип работы

Бакалаврская работа

Предмет

теплоэнергетика и теплотехника

Объем работы102стр.
Год сдачи2017
Стоимость6400 руб.
ПУБЛИКУЕТСЯ ВПЕРВЫЕ
Просмотрено
743
Не подходит работа?

Узнай цену на написание


Введение 15
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


Цель работы: выполнить оценочный нейтронно-физический расчет
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.

Возникли сложности?

Нужна помощь преподавателя?

Помощь студентам в написании работ!


В результате проделанной работы для заданного уран-графитового
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.


Кириллов П. Л., Терентьева М. И., Денискина Н. Б.
Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное
справочное пособие для студентов специальностей: 14.03. 05–Ядерные
реакторы и энергетические установки, 14.04. 04.–Атомные электрические
станции и установки/Под общ. ред. проф. ПЛ Кириллова; 2-е изд. перераб.
и доп //М.: ИздАт. – 2007. – Т. 200.
2. Герасимов В. В., Монахов А. С. Коррозия реакторных
материалов. – М. : Изд-во ЦНИИатоминформ, 1994.
3. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет
реактора на тепловых нейтронах:учебное пособие / В.И. Бойко [и др.]. –
Томск: Томский государственный университет, 2002. – 192 с.
4. «Основы теории и методы расчета ядерных энергетических
реакторов: Учебное пособие для вузов» / Бартоломей Г.Г., Бать Г.А.,
Байбаков В.Д., Алтухов М.С. // М.: Энергоиздат, 1982. – 511с.
5. Юдаев Б. Н. Техническая термодинамика. Теплопередача:
Учеб. для неэнергетич. спец. втузов. – М.: Высш. шк., 1988. 479 с.
6. Григорьева И.С., Мейлихова Е.З. Физические величины:
Справочник // М.: Энергоатомиздат, 1991.
7. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепломассообмен в
ядерных энергетических установках: Учебное пособие для вузов: 2-е изд.,
перераб //М.: ИздАТ. – 2008.
8. Головацкий А.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В. «Организация
итерационного процесса при численном восстановлении спектра
нейтронов в размножающей системе с графитовым замедлителем» //
Известия высших учебных заведений. Физика. – 2010. – Т. 53. № 11. – С.
10–14.
9. СанПиН 2.2.2/2.4.1340-03. Санитарно-эпидемиологические
правила и нормативы «Гигиенические требования к ПЭВМ и организации106
работы» [Текст]. – Взамен СанПиН 2.2.2.542-96; введ. 2003-06-30. – М:
Российская газета, 2003. – 3 с.
10. Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтроннофизический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых
нейтронах. Часть I: Учебное пособие. – Томск: Издательство ТПУ, 1997. –
80 с.
11. ГОСТ 12.1.038-82. ССБТ. Электробезопасность [Текст]. –
Введ. 1983-01-07. – М.: Издательство стандартов, 1988. – 2 с.
12. СНиП 21-01-97. Пожарная безопасность зданий и сооружений
[Текст]. – Взамен СНиП 2.01.02-85; введ. 1998-01-01. – М.: Госстрой
России, ГУП ЦПП, 1999. – 6 с.
13. Абагян Л.П. Групповые константы для расчета ядерных
реакторов и защиты: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1981.
14. Кукин П.П. Безопасность жизнедеятельности. Безопасность
технологических процессов и производств: учеб. Пособие / П.П. Кукин,
В.Л. Лапин – М.: Высшая школа, 1999. – 318с.

Работу высылаем на протяжении 30 минут после оплаты.




©2024 Cервис помощи студентам в выполнении работ