установкою системи «ВВЕР СВШД» прибуток КолАЕС знизилася на 0.34%.
Висновки
У даному проекті була розглянута двухгрупповая модель розрахунку нейтронно-фізичних характеристик реактора ВВЕР - 440. Всі характеристики прораховувалися з урахуванням конструкційних особливостей і з урахуванням картограми для 27-паливного завантаження 3-го блоку КолАЕС. Був проведений аналіз на збіжність результатів з альбомом НФХ 3-27, в результаті отримали прийнятну точність. Слід зазначити, що розрахунок для альбому НФХ здійснюється з комплексного обчислювальному програмному забезпеченню «ПЕРМАК», який розраховує характеристики активної зони по четирехгрупповой моделі з урахуванням трехзонной геометрії.
У додаткових розділах ВКР справили:
модернізацію приладів контролю і регулювання автоматичної системи регулювання потужності;
розглянули питання безпеки при проектуванні схем та завдань;
розрахували капіталовкладення і прибуток станції з урахуванням впровадження системи «ВВЕР СВШД».
Список використаної літератури
1.Альбом нейтронно-фізичних характеристик 27-ий паливного завантаження 3-го блоку Кольської АЕС. Для оперативного персоналу. ОЯБіН, 2013-71С.
. Технічне обгрунтування «Робочі касети покоління 2 +». РЦ, ОЯБіН, 2013-194с.
. Бєляєв С.А., Кузьмін А.В. Методика теплового і нейтронно-фізичного розрахунків реактора на теплових нейтронах. Навчальний посібник. Томськ, вид. ТПИ ім. С.М. Кірова, 1981. - 81С.
. Мітенков Ф.М., Понамарьов-Степовий М.М., Антоновський Г.М. та ін Водяний підвищеної безпеки енергетичний реактор ВПБЕР - 600 для атомних станцій нового покоління.- Атомна енергія, 1992, т. 73, вип. 1, с. 6-13.
. Дементьєв Б.А. Ядерні енергетичні реактори: Підручник для вузів.- 2-е вид., Перераб. і доп.- М.: Вища школа, 1990. - 352 с.: Ил.
. АС нового покоління. Енергетичний реактор підвищеної безпеки ВПБЕР - 600. Глинських О. Запорізька АЕС, інженер.
7.Кіріллов П.Л. Довідник з теплогідравлічного розрахунками: (ядерні реактори, теплообмінники, парогенератори) / П.Л. Кирилов, Ю.С. Юр'єв, В.П. Бобков.- 2-е вид., Испр. і доп.- М.: Вища школа, 1990. - 360 с.
8.Кіріллов П.Л., Богословська Г.П. Теплообмін в ядерних енергетичних установках: Підручник для вузів.- М.: Вища школа, 2000. - 456 с.: Ил.
. Кирилов П.Л., Терентьєва М.І., Денискина Н.Б. Теплофізичні властивості матеріалів ядерної техніки: Навчальний довідковий посібник для студентів спеціальностей: 14.03.05 - Ядерні реактори і енергетичні установки, 14.04.04.- Атомні електричні станції та установки / За заг. ред. проф. П.Л.Кіріллова; 2-е вид. перераб. і доп.- М.: Издат, 2007. - 200 с.
. Паливо та матеріали ядерної техніки: навчальний посібник / Л.А. Бєляєв, А.В. Воробйов, П.М. Гаврилов, Д.В. Гвоздяк, В.Є. Губин; Томський політехнічний університет.- Томськ: Изд-во Томського політехнічного університету, 2010. - 275 с.
. Нейтронно-фізичний і теплогідравлічний розрахунок реактора на теплових нейтронах: навчальний посібник / В. І. Бойко, Ф. П. Кошелев, І. В. Шаманін, Г. Н. Колпаков; Томський політехнічний університет.- Томськ: Изд-во ТПУ, 2002. - 192 с.: Ил.- Бібліогр.: С. 188-189.
. Кузьмін А.В. Основи теорії переносу нейтронів (лабораторний практикум...
