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 » Курсовые обзорные » Фізичний розрахунок ядерного реактора

Реферат Фізичний розрахунок ядерного реактора





"> Розраховані спектри потоків і цінностей нейтронів в активній зоні дозволяють скласти константи для подальшого розрахунку просторового розподілу нейтронних потоків.

При цьому виділяється теплова група - остання група, а всі інші групи об'єднуються в одну групу швидких нейтронів, тобто відповідні потоки і цінності визначаються так:


і вони склали:

Перевірка потоків зводиться до перевірки умови


, тобто


В 

Усереднені константи розраховуються за формулами:

; ;

; ;

; ;

Висновок


В результаті виконаної роботи для заданого типу реактора (уран-графітовий з газовим теплоносієм) вибрані елементи конструкції і використовувані матеріали. На підставі цього проведено попередній тепловий розрахунок, що дозволив визначити геометричні розміри активної зони. p align="justify"> У процесі проведення нейтронно-фізичного розрахунку критичного стану В«холодногоВ» ядерного реактора освоєні основні моменти визначення мікро-і макросеченій, ядерних концентрацій, а також коефіцієнтів формули чотирьох співмножників. Відстежено залежність коефіцієнта розмноження нескінченної середовища від параметрів решітки. Проведення оптимізації дозволило обрати значення кроку решітки і діаметр ТВЕЛ, забезпечують необхідні розмножуються властивості середовища. p align="justify"> Обраний складу активної зони забезпечує від'ємне значення середнього температурного коефіцієнта реактивності, що робить проектований реактор стійким в роботі.

Відпрацьовано навик використання системи 26-групових констант, на основі яких розраховані спектри інтегральних потоків і цінностей нейтронів в активній зоні, а також визначені параметри для двухгруппового розрахунку просторового розподілу нейтронного потоку.

Таким чином, отриманий навик використання основних співвідношень і підходів, які є невід'ємною частиною нейтронно-фізичних розрахунків критичного стаціонарного стану ядерного реактора на теплових нейтронах.

Список літератури


1. Абагян Л.П., Базазянц Л.О., Бондаренко І.І. Групові константи для розрахунку ядерних реакторів. - М.: Атомиздат, 1964. p align="justify">. Бойко В.І., Кошелев Ф.П., Шаманін І.В., Колпаков Г...


Назад | сторінка 26 з 27 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • 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: Нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР
  • Реферат на тему: Принцип роботи ядерного реактора
  • Реферат на тему: Оцінка ефективності двухгруппового методу розрахунку нейтронно-фізичних хар ...