Спасибо большое автору! Работа выполнена очень большая и раньше срока! Всё четко! Автора советую
Информация о работе
Подробнее о работе
Физика и расчет ЯЭУ
- 52 страниц
- 2014 год
- 68 просмотров
- 0 покупок
Гарантия сервиса Автор24
Уникальность не ниже 50%
Фрагменты работ
Введение
Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.
Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.
Главная искомая величина в физическом расчете – коэффициент размножения. Далее рассчитываются характеристики «горячего» реактора, определяется температурный коэффициент реактивности. Для расчета двухгрупповых параметров реактора необходимо предварительно рассчитать спектры нейтронов и их ценности в активной зоне в 26-групповом диффузионном приближении. В двухгрупповом диффузионном приближении уточняется величина эффективного коэффициента размножения, рассчитываются распределения потоков нейтронов по радиусу и высоте реактора.
Оглавление
ВВЕДЕНИЕ 5
1. ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРА И ВЫБОР ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ. 6
1.1. ВОДО-ВОДЯНЫЕ РЕАКТОРЫ. 6
1.2. АКТИВНАЯ ЗОНА ВВЭР 7
1.3. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЭЛЕМЕНТЫ 8
1.4. МАТЕРИАЛЫ ОБОЛОЧЕК ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ 10
2. ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ ТЕПЛОВОЙ РАСЧЕТ 11
2.1. ВЫБОР РАБОЧИХ ПАРАМЕТРОВ 11
2.2. ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ РАСЧЕТ 11
3. ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ РЕАКТОРА 14
3.1. ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ "ХОЛОДНОГО" РЕАКТОРА 14
3.1.1. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ ТОПЛИВА 14
3.1.2. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ ОБОЛОЧКИ 15
3.1.3. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 15
3.1.6 РАСЧЕТ МИКРО- И МАКРОСЕЧЕНИЙ ДЛЯ "ХОЛОДНОГО" РЕАКТОРА 15
3.1.6.1. ПОПРАВОЧНЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ И УТОЧНЕНИЕ СЕЧЕНИЙ 17
3.1.6.2. РАСЧЕТ МАКРОСКОПИЧЕСКИХ СЕЧЕНИЙ И ПЛОЩАДЕЙ СЕЧЕНИЙ: 18
3.2. РАСЧЕТ ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ 19
3.2.1. РАСЧЕТ КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ БЕСКОНЕЧНОЙ СРЕДЫ 19
3.2.2. РАСЧЕТ ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ 24
3.3. ТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЭФФЕКТ РЕАКТИВНОСТИ 26
3.3.1. ЗАВИСИМОСТЬ ПОПЕРЕЧНЫХ СЕЧЕНИЙ ОТ ТЕМПЕРАТУРЫ 27
3.3.2 УТОЧНЕНИЕ СЕЧЕНИЙ 31
3.3.3. РАСЧЕТ "ГОРЯЧЕГО" РЕАКТОРА 32
3.3.3.1. ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ ДЛЯ БЕСКОНЕЧНОЙ СРЕДЫ 32
3.3.3.2. РАСЧЕТ ЭФФЕКТИВНОГО КОЭФФИЦИЕНТА РАЗМНОЖЕНИЯ 32
3.3.2.3. ТЕПЛОВОЙ КОЭФФИЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ (ТКР) И ТЕПЛОВОЙ ЭФФЕКТ РЕАКТИВНОСТИ (ТЭР) 35
4. МНОГОГРУППОВОЙ РАСЧЕТ, СПЕКТР И ЦЕННОСТИ НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ. 37
4.1. ПЕРЕСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИЙ 38
4.2. ПОДГОТОВКА ГРУППОВЫХ КОНСТАНТ 39
4.3. РАСЧЕТ СПЕКТРОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ 43
4.4. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ ДВУХГРУППОВОГО РАСЧЕТА 45
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 46
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 47
ПРИЛОЖЕНИЕ А – МНОГОГРУППОВЫЕ КОНСТАНТЫ 48
ПРИЛОЖЕНИЕ Б – СПЕКТРЫ ПОТОКОВ И ЦЕННОСТЕЙ 49
ПРИЛОЖЕНИЕ В – ТАБЛИЦА ПЕРЕХОДОВ 50
ПРИЛОЖЕНИЕ В – ТАБЛИЦА ПЕРЕХОДОВ. ПРОДОЛЖЕНИЕ. 51
ПРИЛОЖЕНИЕ Г – СЕЧЕНИЕ ТВЭЛА И ЯЧЕЙКИ 52
В результате проделанной работы для заданного типа реактора выбраны оптимальные параметры элементов конструкции реактора и материалов входящих в состав активной зоны. На основании этого проведен предварительный тепловой расчет, позволивший определить геометрические размеры активной зоны.
В процессе проведения нейтронно-физического расчета критического состояния «холодного» ядерного реактора освоены основные моменты определения микро- и макросечений, ядерных концентраций, а также коэффициентов формулы четырех сомножителей. Выбранный состав активной зоны обеспечивает отрицательное значение среднего температурного коэффициента реактивности
α_T=-4,8*〖10〗^(-3) ℃^(-1)
что делает проектируемый реактор устойчивым в работе.
Отработан навык использования системы 26-групповых констант, на основе которых рассчитаны спектры интегральных потоков и ценностей нейтронов в активной зоне, а также определены параметры для двухгруппового расчета пространственного распределения нейтронного потока.
Список литературы
4. Бойко В.И. и др. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие /Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. – Томск: Томский государственный университет, 2002.
5. Физические величины: Справочник /Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. – М.: Энергоатомиздат, 1991.
6. Абагян Л.П. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1981.
7. Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Часть I: Учебное пособие. – Томск: Издательство ТПУ, 1997.
8. Мацаков Р.И. Физика и расчет ЯЭУ. Курсовая работа. – Томск; 2005.
Форма заказа новой работы
Не подошла эта работа?
Закажи новую работу, сделанную по твоим требованиям
