Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Новые рефераты » Оцінка ефективності двухгруппового методу розрахунку нейтронно-фізичних характеристик в комплексній програмі "ПЕРМАК"

Реферат Оцінка ефективності двухгруппового методу розрахунку нейтронно-фізичних характеристик в комплексній програмі "ПЕРМАК"





няється від навчальної своєю складністю і ведеться за реальними експлуатаційними даними.

Далі розраховуються характеристики «гарячого» реактора і реактора працюючого на потужності на початок компанії, визначається температурний коефіцієнт реактивності. Після цього йде зіставлення розрахункових даних з експлуатаційними.


1. Обгрунтування теми випускної кваліфікаційної роботи


Розрахунок нейтронно-фізичних характеристик на 27 паливну завантаження відрізняється від раннє використаних навчальних методик розрахунків своєю складністю, що дозволяє зменшити похибку результатів.

Проведено зіставлення розрахунків з даними експлуатації 27-ий паливного завантаження реактора третього блоку Кольської АЕС, в якому використовуються касети з початковим збагаченням палива 4.4%.

Результати зіставлення дозволяють укласти, що зберігається консерватизм розрахункових значень температурного коефіцієнта реактивності і нерівномірності в потужності РК. Тривалості паливних циклів описуються в розрахунках з прийнятною точністю.

Для профільованого палива вдосконаленої конструкції проведено комплекс теплогидравлических розрахунків та обгрунтовані нові межі безпечної експлуатації: коефіцієнт нерівномірності по потужності касет підвищений до 1.37, допустима температура теплоносія на виході з касет - до 316 - 321С. На стадії проведення розрахунків першого перехідною паливного завантаження додатково контролювалося виконання обмежень: лінійних навантажень твегов, стрибків лінійних навантажень твелів і твегов; температури найбільш гарячого струменя теплоносія на виході з ТВС.

Передбачалося, що енергоблок в найближчі роки буде працювати в базовому режимі, тривалість роботи завантаження відповідає вимогам АЕС.


2. Опис і основні характеристики активної зони реактора ВВЕР - 440.


.1 ТВЗ і АРК


Активна зона реактора призначена для регульованого генерування тепла та передачі його з поверхні тепловиділяючих елементів теплоносію першого контуру.

Активна зона реактора складається з 312 РК і 37 касет АРК, які можуть переміщатися у вертикальному напрямку [23]. Активна зона реактора призначена для експлуатації в 6-річному паливному циклі. У перехідних загрузках активна зона сформована профільованими РК із середнім збагаченням 4.21% і профільованими РК з уран-гадолініевим паливом із середнім збагаченням 4.4%. У стаціонарних загрузках активна зона сформована тільки профільованими РК з уран-гадолініевим паливом із середнім збагаченням 4.4% [1].

Касета АРК є робочим органом системи управління і захисту і складається з двох частин: ТВС (паливної частини) і надставки, з'єднаних проміжної штангою, яка в свою чергу зчіплюється зі штангою приводу. Касета АРК виконує такі основні функції:

забезпечує швидке припинення ланцюгової реакції поділу в реакторі шляхом швидкого введення в активну зону поглинача і одночасним виведенням з активної зони її паливної частини;

бере участь в автоматичному регулюванні з метою підтримки потужності реактора на заданому рівні і переведення його з одного рівня потужності на інший;

компенсує швидкі зміни реактивності (температурний, мощ...


Назад | сторінка 2 з 43 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР
  • Реферат на тему: Порівняння ізотермічного реактора ідеального витіснення і реактора повного ...
  • Реферат на тему: Нейтронно-фізичний розрахунок стаціонарного реактора на теплових нейтронах
  • Реферат на тему: Розрахунок характеристик ядерного реактора і еволюції радіонуклідів за час ...
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...