Создан заказ №3478673
20 декабря 2018
Целью данной выпускной квалификационной работы является расчетное обоснование перехода исследовательского реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливо.
Как заказчик описал требования к работе:
Нужна теоретическая часть и введение. Материалы в доп.файлах и по ссылке https://yadi.sk/d/L-j3bzdBNOVUkA. Черновик нужен до 31.12
Фрагмент выполненной работы:
ВВЕДЕНИЕ
Ядерное топливо используется в реакторах АЭС для производства тепловой энергии. Как энергетический аппарат ядерный реактор является генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер урана и образуемого в реакторе вторичного топливного элемента плутония Особенности сгорания ядерного топлива в активной зоне реактора, связанные с протеканием различных ядерных реакций с элементами топлива, определяют специфику ядерной энергетики, условия эксплуатации АЭС, экономические показатели, влияние на окружающую среду, социальные и экономические последствия.
Исследовательский ядерный реактор ВВР-Ц находится в эксплуатации с 1964 г. (работа была выполнена специалистами author24.ru) в ФГУП «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» в г. Обнинске. Реактор был специализирован для проведения широкого круга работ в области радиационной химии, структурных и материаловедческих исследований, активационного анализа, нейтронного легирования полупроводников и др.
В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238.
Воспроизводство ядерного топлива - это процесс образования в реакторе вторичных делящихся нуклидов из нуклидов, которые не делятся на тепловых нейтронах. В реакторах, работающих на уране, помимо выгорания делящегося нуклида 235U при радиационном захвате нейтронов ядрами 238U (реакция (n, g)) образуются ядра нового делящегося нуклида 239Pu.
Таким образом, имеется возможность организовать в ядерных реакторах два цикла воспроизводства ядерного топлива, основанных на двух типах ядерных реакций: уран-плутониевый топливный цикл и торий – урановый топливный цикл.
Целью данной выпускной квалификационной работы является расчетное обоснование перехода исследовательского реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливо.
Исходя из поставленной цели были сформулированы следующие задачи:
Изучить конструкционные особенности существующих исследовательских реакторов.
Изучить основные особенности перехода исследовательских реакторов на ядерное топливо с низким обогащением по 235U.
Освоить программный комплекс, реализующий метод Монте-Карло.
Освоить программный комплекс моделирующий изменение нуклидного состава материалов при работе реактора.
Создать модель реактора ВВР-ц, использующего топливо с низким обогащением по 235U.
Провести анализ эффективности перехода реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливоПосмотреть предложения по расчету стоимости
Заказчик
заплатил
заплатил
3000 ₽
Заказчик оплатил в рассрочку
Гарантия сервиса
Автор24
Автор24
20 дней
Заказчик воспользовался гарантией, чтобы исполнитель повысил уникальность работы
27 декабря 2018
Заказ завершен, заказчик получил финальный файл с работой
5
Целью данной выпускной квалификационной работы является расчетное обоснование перехода исследовательского реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливо..docx
2018-12-30 10:20
Последний отзыв студента о бирже Автор24
Общая оценка
5
Положительно
Работа была сделана качественно, без замечаний. Автор сделал работу раньше заданного срока.
Хочешь такую же работу?
300 ₽
