Национальный цифровой ресурс Руконт - межотраслевая электронная библиотека (ЭБС) на базе технологии Контекстум (всего произведений: 567177)
Консорциум Контекстум Информационная технология сбора цифрового контента
Уважаемые СТУДЕНТЫ и СОТРУДНИКИ ВУЗов, использующие нашу ЭБС. Рекомендуем использовать новую версию сайта.

Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах (200,00 руб.)

0   0
АвторыБойко В. И., Кошелев Ф. П., Шаманин И. В., Колпаков Г. Н., Селиваникова О. В., Томский политехн. ун-т
ИздательствоИзд-во ТПУ
Страниц506
ID260529
АннотацияВ учебном пособии содержатся необходимые сведения по проектированию реакторной части ядерно-энергетической установки на тепловых нейтронах. Это позволяет выбрать материалы и обосновать конструкцию активной зоны реактора, выполнить нейтронно-физический и теплогидравлический расчет, расчет защиты, а также определить параметры различных состояний реактора. Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействие терроризму».
Кем рекомендованоУчебно-методическим объединением высших учебных заведений Российской Федерации по образованию в области прикладных математики и физики в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений по направлению «Прикладные математика и физика»
Кому рекомендованоПредназначено для студентов и магистрантов, обучающихся по физико-техническим специальностям.
ISBN---
УДК621.039.524(075.8)
ББК31.46я73
Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах : учеб. пособие / В. И. Бойко, Ф. П. Кошелев, И. В. Шаманин, Г. Н. Колпаков, О. В. Селиваникова; Томский политехн. ун-т .— Томск : Изд-во ТПУ, 2009 .— 506 с. : ил. — Авт. указ. на обороте тит. листа .— URL: https://rucont.ru/efd/260529 (дата обращения: 06.08.2021)

Предпросмотр (выдержки из произведения)

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ Рекомендовано Учебно-методическим объединением высших учебных заведений Российской Федерации по образованию в области прикладных математики и физики в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений по направлению «Прикладные математика и физика» Издательство Томского политехнического университета 2009 УДК 621.039.524(075.8) ББК 31.46я73 Ф50 Авторы В.И. <...> Бойко, Ф.П. Кошелев, И.В. Шаманин, Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: Ф50 учебное пособие. <...> Главная искомая величина в физическом расчёте – коэффициент размножения. <...> Оптимизация решётки, физический расчёт в рамках двухгруппового приближения диффузионно-возрастной теории, расчёт системы регулирования должны бить выполнены с использованием вычислительной техники. <...> Далее рассчитываются характеристики «горячего» реактора, определяется температурный коэффициент реактивности. <...> ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКЦИЙ РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ РЕАКТОРА И ВЫБОР ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Варианты реакторов включают как водо-водяные реакторы, так и реакторы с графитовым замедлителем. <...> Вместе с тем ВВЭР обладают известными недостатками, присущими воде: 1) большое сечение поглощения нейтронов, что приводит к использованию обогащенного топлива; 2) высокое давление при энергетически приемлемых температурах; 3) коррозионная активность и сильное взаимодействие с металлическим топливом, что заставляет применять двуокись урана и нержавеющие конструкционные материалы. <...> Активная зона реактора собрана из стержней, объединённых в шестигранные кассеты. <...> 1.1. представлены топливная кассета и твэл ВВЭР-440 Ново-Воронежской АЭС. <...> Активная зона ВВЭР-1000 существенно превышает размеры активной зоны <...>
Физический_расчет_ядерного_реактора_на_тепловых_нейтронах.pdf
УДК 621.039.524(075.8) ББК 31.46я73 Ф50 Авторы В.И. Бойко, Ф.П. Кошелев, И.В. Шаманин, Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах: Ф50 учебное пособие. – Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2009. – 504 с. В учебном пособии содержатся необходимые сведения по проектированию реакторной части ядерно-энергетической установки на тепловых нейтронах. Это позволяет выбрать материалы и обосновать конструкцию активной зоны реактора, выполнить нейтронно-физический и теплогидравлический расчет, расчет защиты, а также определить параметры различных состояний реактора. Пособие разработано в рамках реализации Инновационной образовательной программы ТПУ по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом, обеспечение безопасности и противодействие терроризму» и предназначено для студентов и магистрантов, обучающихся по физико-техническим специальностям. УДК 621.039.524(075.8) ББК 31.46я73 Рецензенты Доктор физико-математических наук, профессор ТПУ А.П. Вергун Доктор физико-математических наук, профессор ТГУ И.М. Васенин © Авторы, 2009 © Томский политехнический университет, 2009 © Оформление. Издательство Томского политехнического университета, 2009 2
Стр.2
ОГЛАВЛЕНИЕ ВВЕДЕНИЕ ............................................................................................................ 3 I. ОСОБЕННОСТИ КОНСТРУКЦИЙ РАЗЛИЧНЫХ ТИПОВ РЕАКТОРА И ВЫБОР ОСНОВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ .......................................... 12 1.1. Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) ............................... 12 1.2. Реакторы с графитовым замедлителем ................................................ 17 1.3. Тепловыделяющие элементы реакторов .............................................. 28 1.4. Ядерно-топливные материалы .............................................................. 30 1.5. Материалы оболочек тепловыделяющих элементов .......................... 31 1.6. Топливные кассеты и сборки ................................................................ 33 1.7. Выгорающие поглотители нейтронов для компенсации избыточной реактивности ....................................... 35 1.8. Биологическая защита реактора (конструкции, материалы) ............. 35 2. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ КРИТИЧЕСКОГО СТАЦИОНАРНОГО РЕАКТОРА ..................................... 41 2.1. Предварительный расчёт ....................................................................... 41 2.2. Ядерно-физические характеристики «холодного» реактора ............. 43 2.3. Оптимизация параметров ячейки и расчет коэффициента размножения .................................................. 46 2.4. Расчёт эффективного коэффициента размножения ............................ 77 2.5. Температурные эффекты реактивности ............................................... 79 2.6. Многогрупповой расчёт, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Подготовка параметров для двухгруппового расчета .................................................................. 96 2.7. Пространственно-энергетическое распределение нейтронов. Уточнение Кэф ........................................ 101 2.8. Предварительный расчёт системы органов регулирования ............ 105 3. ПАРАМЕТРЫ НЕСТАЦИОНАРНЫХ И ПЕРЕХОДНЫХ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ............................. 110 3.1. Эффекты реактивности при отравлении реактора ............................ 110 3.2. Расчеты нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива, образованием продуктов деления и актинидов ......................................................... 129 3.3. Управление мощностью реактора ...................................................... 143 502
Стр.504
4. РАСЧЁТ ОБЪЁМНЫХ И ЛИНЕЙНЫХ ПЛОТНОСТЕЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ И ПОВЕРХНОСТНЫХ ТЕПЛОВЫХ ПОТОКОВ ПО ДЛИНЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КАНАЛА ...................... 162 4.1. Максимальные значения величин ...................................................... 162 4.2. Расчёт значений v q , e q и S q по высоте наиболее энергонапряжённого (центрального) ТК .......................... 164 4.3. Расчёт температурного состояния ТН по длине ТК ......................... 165 4.4. Расчёт коэффициентов теплоотдачи с поверхности твэл ................ 168 4.5. Расчёт распределения температуры в твэл ........................................ 170 4.6. Распределение температуры в блоке замедлителя ........................... 173 4.7. Распределение температуры в органах регулирования ................... 175 4.8. Гидравлический расчёт ТК ................................................................. 177 4.9. Оценка критических тепловых потоков ............................................ 178 4.10. Оценка напряжённого состояния элементов конструкции ТК ...... 179 4.11. Использование вычислительной техники при выполнении курсового проекта ................................................. 180 5. ПАРАМЕТРЫ ПЕРВИЧНОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА .............................. 207 5.1. Расчет потоков быстрых и тепловых нейтронов на поверхности активной зоны ........................................................... 207 5.2. Ослабление нейтронного излучения в первичной защите ............... 209 5.3. Расчет мощности дозы нейтронного излучения ............................... 210 5.4. Расчет мощности гамма-излучения активной зоны (первичное гамма-излучение) ............................................................. 210 5.5. Расчет захватного (вторичного) гамма-излучения в защите ........... 213 5.6. Расчет прохождения гамма-излучения через защиту ....................... 215 5.7. Расчет мощности дозы гамма-излучения за защитой ....................... 216 5.8. Расчет радиационной защиты корпуса реактора .............................. 217 5.9. Расчет радиационно-стимулированного тепловыделения в защите .... 219 5.10. Определение температуры радиационного разогрева бетона ....... 220 5.11. Расчет активности теплоносителя первого контура ....................... 221 ВАРИАНТЫ ЗАДАНИЙ НА КУРСОВОЕ ПРОЕКТИРОВАНИЕ ............... 226 ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА К КУРСОВОМУ ПРОЕКТУ: Часть 1. (пример) ............................................................................................... 232 ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА К КУРСОВОМУ ПРОЕКТУ: Часть 2. (пример) ............................................................................................... 280 ПРИЛОЖЕНИЕ 1 .............................................................................................. 335 ПРИЛОЖЕНИЕ 2 .............................................................................................. 382 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ ................................................................................. 499 503
Стр.505