Исследование физических параметров реакторных установок для атомных ледоколов
В процессе исследования проводились расчеты геометрических и теплогидравлических характеристик реактора, проводился расчет критического положения компенсирующей группы, произведен расчет финансовой составляющей работы, определены факторы, влиявшие на выполнение работы.
В результате исследования определены критические положения компенсирующей группы, произведен расчет в программе WIMS-D5B и определены геометрические и теплогидравлические характеристики реактора.
Введение …………………………………………………………………………………………………. 13
1 Обзор литературы …………………………………………………………………………………. 15
1.1 Ядерная безопасность ………………………………………………………………………… 15
1.2 Техническое обеспечение …………………………………………………………………… 16
1.3 Анализ данных эксплуатации ……………………………………………………………… 17
1.4 Объем испытаний ………………………………………………………………………………. 17
1.5 Анализ результатов ……………………………………………………………………………. 22
2 Расчет и аналитика ……………………………………………………………………………….. 23
2.1 Оценка основных геометрических характеристик активной зоны ………… 23
2.2 Определение общего расхода теплоносителя через реактор и распределения
расходов через ТВС …………………………………………………………………………………. 26
2.3 Теплогидравлический расчет ……………………………………………………………… 27
2.4 Расчет в программе WIMS-D5B ………………………………………………………….. 31
2.5 Расчет критического положения компенсирующей группы …………………. 36
2.6 Расчёт изменения запаса реактивности активной зоны за период между
настоящим и предыдущим пусками реактора …………………………………………… 38
2.7 Температурный эффект реактивности …………………………………………………. 39
2.8 Изменение запаса реактивности, связанное с отравлением реактора Xe-135
…………………………………………………………………………………………………………………40
2.9 Изменение запаса реактивности, связанное с отравлением Sm-149 ……… 42
2.10 Расчет дифференциальной эффективности компенсирующих групп ….. 47
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение… 50
3.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения научных
исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения……… 51
3.2 Анализ конкурентных технических решений ………………………………………. 51
3.3 SWOT-анализ …………………………………………………………………………………….. 53
3.4 Организация и планирование работ…………………………………………………….. 55
3.4.1 Разработка графика проведения научно-технического исследования….56
3.5 Бюджет научно-технического исследования ……………………………………….. 57
3.5.1 Расчет затрат на материалы ……………………………………………………………… 57
3.5.2 Расчет заработной платы …………………………………………………………………. 58
3.5.3 Расчет затрат на социальный налог ………………………………………………….. 59
3.5.4 Расчёт амортизационных отчислений ………………………………………………. 59
3.5.5 Расчет прочих расходов …………………………………………………………………… 60
3.5.6 Расчет общей себестоимости разработки ………………………………………….. 60
3.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования………………………61
3.7 Выводы по разделу …………………………………………………………………………….. 62
4 Социальная ответственность …………………………………………………………………. 64
4.1 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности ……… 65
4.2 Повышенный уровень электромагнитного излучения ………………………….. 65
4.3 Недостаточная освещенность рабочей зоны ………………………………………… 67
4.4 Превышение уровня шума ………………………………………………………………….. 68
4.5 Отклонение показателей микроклимата………………………………………………. 68
4.6 Психофизиологические факторы ………………………………………………………… 69
4.7 Электробезопасность………………………………………………………………………….. 70
4.8 Пожарная и взрывная безопасность…………………………………………………….. 72
4.10 Выводы по разделу …………………………………………………………………………… 75
Заключение ……………………………………………………………………………………………… 77
Список публикаций студента …………………………………………………………………… 79
Список использованных источников ………………………………………………………… 80
Приложение А …………………………………………………………………………………………. 83
Приложение Б. ………………………………………………………………………………………… 90
Приложение В …………………………………………………………………………………………. 91
Приложение Г …………………………………………………………………………………………. 92
Выполненная работа определяет объем и порядок проведения
периодических нейтронно-физических испытаний в процессе эксплуатации с
целью проверки соответствия нейтронно-физических характеристик активной
зоны как элемента, важного для безопасности, проектным данным и условиям
безопасной эксплуатации в соответствии с НП-029-01. Она распространяется на
реакторы, паропроводящие установки (ППУ) КЛТ-40, КЛТ-40М и ОК-900А.
Работы, связанные с проведение физических испытаний, являются
потенциально опасными, необходимо строго выполнять соответствующие
инструктивные указания по их выполнению, а также требования
эксплуатационной документации по обеспечению ядерной безопасности.
Нейтронно-физические испытания проводятся не реже одного раза в год
личным составом судов под руководством главного физика. По результатам
нейтронно-физических испытаний личным составом судов под руководством
главных физиков производится обработка результатов испытаний, где
отражаются данные нейтронно-физических испытаний и эксплуатации.
По результатам анализа данных выполненных нейтронно-физических
испытаний и записей вахтенного журнала делается заключение о возможности
и условиях дальнейшей эксплуатации активной зоны.
При необходимости могут определяться дополнительные нейтронно-
физические параметры активной зоны по специально разработанным
программам в рамках инструктивных действий и с соблюдением мер по
ядерной безопасности.
Актуальностью данной работы является то, что любая физическая
установка сопровождается математическими и физическими расчетами,
точность которых зависит от знания параметров в активной зоне. В данной
работе проведен расчет реального реактора КЛТ-40 при следующем пуске,
который находится на атомном ледоколе. Ранее осуществлялся пуск реактора
КЛТ-40, было загружено новое топливо, выработано определенное количество
энергии, после чего атомный ледокол будет заглушен, пройдут ремонтные
работы и снова произведется запуск реактора КЛТ-40.
Цель данной работы: исследовать физические параметры реакторной
установки КЛТ-40 для атомных ледоколов и определить критическое
положение компенсирующей группы после пуска реактора, в связи с чем были
поставлены следующие задачи:
– проведение расчета основных геометрических параметров и
определение общего расхода теплоносителя через реактор КЛТ-40;
– проведение теплогидравлического расчета и вычисление
максимальных тепловых потоков и температур по принятым значениям
коэффициентов неравномерности и запаса;
– создание расчетной модели в программе WIMS-D5B и проведение
расчета;
– проведение расчета критического положения компенсирующей группы
с использованием данных последнего пуска реактора КЛТ-40 и построение
графика на основе экспериментальных данных.
Научная новизна исследования обусловливается возможностью
использования результатов настоящей работы применимо к атомным реакторам
малой мощности типа КЛТ-40, которые предназначены для снабжения атомных
ледоколов тепловой, механической и электрической энергией. Для атомных
ледоколов важными характеристиками, являются частая остановка и пуск
реактора и в данной работе, рассматривался, расчет параметров реактора
КЛТ-40, которые определяют пусковое положение компенсирующих групп для
следующего пуска.
Практическая значимость работы заключается в обобщении результатов
исследований, выполненных по программе исследования реакторов малой
мощности, а также в практическом улучшении эксплуатационных
характеристик реактора, что будет способствовать более эффективному его
использованию.
1 Обзор литературы
Последние выполненные заказы
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!