Нейтронно-физический расчет реактора АЭС ВВЭР-700

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОМНОЕ

ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ[pic 1]

«САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ

УНИВЕРСИТЕТ ПЕТРА ВЕЛИКОГО»

Институт энергетики и транспортных систем

Кафедра «Атомная и тепловая энергетика»

Дисциплина «Кинетика ядерного реаткора»

Курсовая работа

Нейтронно-физический расчет реактора АЭС ВВЭР-700

Санкт-Петербург

2018

Содержание

Введение        3

1.        Расчет основных параметров активной зоны        5

1.1.        Параметры теплоносителя.        5

1.2.  Определение геометрических характеристик тепловыделяющей сборки        6

1.3. Геометрические характеристики активной зоны        7

2.        Расчет неотравленного реактора        8

2.1.        Определение ядерных концентраций компонентов активной зоны        8

2.2.        Определение транспортного сечения для воды и расчет микроскопических поперечных сечений        11

2.3.        Расчет квадрата длины диффузии и возраста тепловых нейтронов        18

2.4.        Расчет эффективного коэффициента размножения нейтронов        21

3.        Расчет  горячего отравленного реактора на конец кампании        24

3.1.        Усреднение микросечений по температуре нейтронного газа        25

3.2.        Расчет концентраций в конце кампании        27

3.3.        Определение температуры нейтронного газа        29

3.4.        Пересчет физических характеристик активной зоны с учетом отравления реактора по новой температуре нейтронного газа        31

3.5.        Расчет эффективного коэффициента размножения нейтронов        34

Вывод        38

Введение

В курсовом проекте был произведен расчет водо-водяного реактора типа ВВЭР. Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя.

Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.

Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (твэлы) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках твэлы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку. Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.