Висновок

Мною розроблений курсовий проект на тему: «Розрахунок ядерного реактора типу ВВЕР – 1000.

В даному курсовому проекті розроблені такі розрахунки :

• Площа перерізу чарунку

• Периметр тепло -передаючої поверхні одного ТВЕЛу

• Об’ємний коефіцієнт нерівномірності тепловіділення

• Коефіцієнт, який враховує збільшення об’єму реактора через розміщення органів регулювання

• Відношення висоти до діаметру активної зони

• Діаметр активної зони

• Висота активної зони

• По заданим параметрам визначається ентальпія на вході

• Ентальпія на виході з ТВЗ

• Різниця ентальпій теплоносія на вході і виході з активної зони

• Осьовий коефіцієнт нерівномірності

• Питомий об’єм теплоносія на вході в активну зону

• Площа перерізу проходу теплоносія, що приходиться на один елемент

• Швидкість теплоносія на вході в активну зону

• Розрахунковий діаметр активної зони

• Округлена висота активної зони

• Об’єм палива

• Об’єм цирконієвого сплаву (оболонки ТВЕЛів і касети)

• Об’єм води (в касеті і в зазорі між касетами)

• Середня температура

• Густина ядер ніобію

• Макроскопічний переріз поглинання

• Середня температура сповільнювача

• Макроскопічний переріз поглинання середовища

• Температура нейтронного газу

• Задаємось границею „зшивання” спектрів Ферми і Максвела

• Транспортні перерізи елементів

• Коефіцієнт використання теплових нейтронів

• Об’єм урану, приведений до густини за нормальних умов

• Об’єм води, приведений до густини за нормальних умов

• Коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах

• Середнє число другорядних швидких нейтронів

• Задатися вірогідністю уникнути резонансного захвату

• Коефіцієнт розмноження нескінченного середовища

• Макроскопічний переріз поглинання

• Макроскопічний транспортний переріз

• Квадрат довжини дифузії теплових нейтронів

• Екстрапольовані розміри активної зони еквівалентного реактора без відображувача

• Геометричний параметр

• Коефіцієнт розмноження

• Запас реактивності на початок кампанії

• Питома потужність реактора

• Ефективний час роботи реактора

• Кількість спаленого за добу ²³⁵U

• Частка спаленого ²³⁵U

• Коефіцієнт продуктивності

• Вагова концентрація ²³⁵U і ²³⁸U

Встановлено величину завантаження урану, що становить 4314.006 г/(МВт·доба)

4 Спеціальне завдання Активна зона реактора

Основним елементом реактора є активна зона, в якій розміщується ядерне паливо і здійснюється ланцюгова реакція поділу. В якості матеріалів, що діляться можуть бути використані природний ²³⁵U і одержувані штучно в реакторах на швидких нейтронах ²³³U і ²³⁹Pt. У корабельних реакторах, що працюють на повільних нейтронах, ядерним паливом служить збагачений уран, в якому вміст ²³⁵U (0,72%) значно підвищений у порівнянні з природною сумішшю ізотопів урану. При розподілі ядра урану утворюється два "осколка" (радіонукліди середній частині Періодичної таблиці Д.І. Менделєєва), які "гальмуються" атомами речовини, в результаті чого виділяється тепло, необхідне для нагрівання теплоносія.

Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) мають різну форму і розміщуються в захисній оболонці з цирконієво-ніобієві сплаву або нержавіючих хромонікелевих сталей, що запобігає безпосередній контакт палива з теплоносієм і вихід з нього продуктів поділу і самих матеріалів, що діляться. Елементарною одиницею ТВЕЛ є паливна таблетка, що містить пальне (в хімічній формі двооксиду ²³⁵U) і покрита оболонкою з цирконію (з домішкою ніобію) або нержавіючої сталі. Паливні таблетки складаються в паливні стрижні, а стрижні - у ТВЕЛи.

З метою організації потоку теплоносія, спрощення монтажу і перезарядки активної зони ТВЕЛи в кількості десятків - сотень штук, об'єднують в групи (тепловиділяючі збірки - ТВЗ) і розміщують в трубах зазвичай круглого перетину, званих технологічними каналами (ТК), число яких в активній зоні досягає 200-300 одиниць.

До складу активної зони реакторів на повільних нейтронах входить сповільнювач нейтронів, службовець для зменшення енергії виникають при реакції поділу нейтронів і відповідно для збільшення ймовірності розподілу пального. Сповільнювач повинен володіти великим перетином розсіювання і малим перетином поглинання нейтронів. Цим вимогам відповідають легкі матеріали, маса ядер атомів яких порівнянна з масою нейтрона, - графіт, звичайна і важка вода, сполуки берилію. У корабельних реакторах з водяним теплоносієм сповільнювачем нейтронів служить сам теплоносій - бідистильована вода. Такі реактори називають водо-водяними. Глибоке знесолення води необхідно для зниження наведеної активності теплоносія. Крім того, під впливом випромінювання молекули води дисоціюють з утворенням вільних радикалів, перекисів водню і кисню, причому швидкість розкладання збільшується за наявності у воді домішок.

Відбивачі нейтронів

Активна зона реактора оточена відбивачем нейтронів, призначеним для зменшення витоку нейтронів з активної зони, вирівнювання нейтронного потоку і енерговиділення за об'ємом зони, збільшення питомої потужності і тривалості кампанії (часу роботи) реактора. Відбивач виготовляється з тих же матеріалів (графіт, берилій), що і сповільнювач.

Тепловий захист

Для зменшення випромінювання і надмірного нагріву реактора використовують теплову захист, яка виконується із сталевих листів або спеціальних матеріалів, що містять поглиначі нейтронів, наприклад, бор. Часто тепловий захист поєднується в єдиній конструкції з відбивачем нейтронів.

Активна зона, відбивач нейтронів, тепловий захист та інші елементи розміщуються в міцному герметичному корпусі реактора, виконуваному із сталей спеціальних марок.

Список використаної літератури:

• Моргулова Т.Х., Подушко Л.А. Атомные электрические станции. –М.: Энергоиздат, 1982

• Широков С.В. Ядерные енергетические реакторы. – Киев 1997

• Ривкин С.Л., Термодинамические свойства воды и водяного пара. – М.: Энергоиздат, 1987

• Методичні вказівки для оформлення та виконання курсового проекту з дисципліни «Ядерні парогенеруючі установки ». ДВНЗ «КЕК» Карлова О.М., 2009