Дипломная работа на тему: Водо-водяной реактор. Физический расчет

Введение

Начало ХХ - века ознаменовалось несколькими тенденциями, такими как рост промышленного производства и численности населения, что неизменно провоцировало рост энергопотребления. Рост энергопотребления примерно пропорционален росту ВВП.

Рост энергопотребления человечеством приводит к улучшению качества жизни и в свою очередь к росту численности населения. Так по расчетам ученых с начала прошлого века рост население увеличилось в 4 раза, а потребление на человека увеличилось в 20 раз. Рост крупных населённых пунктов послужил толчком к росту централизованного энергоснабжения, по причине экономической рентабельности крупных энергетических центров способных выдавать от 1 Гвт/ч и более, что примерно эквивалентно потреблением энергии городом с населением около 400 тысяч человек. Такое количество энергии, к примеру, можно получить сжигая 300 - 400 тонн мазута в сутки.

Эти события оказывают, пожалуй, сильнейшее влияние на направление развития человечества в наше время и в ближайшие 100 лет.

Основной предпосылкой развития малых АЭС России служит её географическое положение, низкая плотность населения и отсутствие полноценной инфраструктуры для поддержания устойчивого развития регионов крайнего Севера и Дальнего востока.

В работе был рассмотрен торий как воспроизводящий элемент. Запасы тория превосходят запасы урана, период полураспада тория меньше, в процессе работы реактора на ториевом топливе не образуется плутоний, а так же теплопроводность и точка плавления тория выше, чем у урана, что предполагает работу реактора при более низкой и безопасной температуре.

Поэтому в работе поставлена цель: определение оптимальных параметров ядерных реакторов нового поколения малой мощности.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1. Анализ эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей водо-водяных реакторов под давлением.

2. Проведение предварительного, нейтронно-физического расчета "горячего" и "холодного" реактора а так же моногогруппового расчета реактора для определения спектра плотности потока нейтронов.

Оглавление

- Введение

- Водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР

- Общие сведения

- Краткое описание активной зоны водо-водяного реактора

- Конструкции тепловыделяющих элементов

- Материалы оболочек тепловыделяющих элементов

- Топливные кассеты и сборки

- Предварительный расчет

- Физический расчет реактора

- Расчет ядерных концентраций

- Расчет площадей и долей материала в ячейке

- Расчет микро- и макросечений для холодного реактора

- Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды

- Расчет эффективного коэффициента размножения

- Температурный эффект реактивности

- Перерасчет ядерных концентраций

- Зависимость поперечных сечений от температуры

- Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды

- Расчет эффективного коэффициента размножения

- Многогрупповой расчет, спектр нейтронов в активной зоне

- Пересчет концентраций ядер

- Многогрупповой расчет Заключение

- Список используемых источников

- Приложение

- Приложение

- Приложение

- Приложение

- Приложение

- Приложение

Список литературы

1. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н., Селиваникова О.В. Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие. - Томск: Томский Политехнический Университет, 2009. - 504 с.

2. Абагян Л.П. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1964. - 120 с.

3. Физические величины: Справочник / Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 1232 с.

. 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. - 80 с.

5. Г.Я. Мерзликин. Основы теории ядерного реактора. Курс для эксплуатационного персонала АЭС. - С: СИЯЭиП. 2001. - 340 с.

6. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. -3-е изд. -М: Энергоатомиздат, 2002. -280 с.