Сравнение нейтронно-физических характеристик ячеек реакторов ВВЭР-1000 и PWR
•Целью данной диссертации являлось рассмотрение и анализ нейтронно-физических характеристик двух альтернативных ядерных реакторов ВВЭР-1000 и PWR.
•При проведении работы были решены следующие задачи:
•- анализ конструктивных отличий данных типов реакторов;
•- расчет и анализ нейтронно-физических характеристик;
•- расчет изменения концентраций делящихся нуклидов в этих реакторах при работе.
Введение …………………………………………………………………………………………………….. 12
1.1 ВВЭР-1000 ………………………………………………………………………………………….. 14
1.1.1 Конструкция ……………………………………………………………………………………… 14
1.1.2 Основное оборудование и системы нормальной эксплуатации ядерного
реактора ВВЭР-1000 …………………………………………………………………………………… 14
1.1.3 Реактор ………………………………………………………………………………………………. 15
1.1.4 Активная зона …………………………………………………………………………………….. 16
1.1.5 Корпус ……………………………………………………………………………………………….. 18
1.1.6 Внутрикорпусные устройства ……………………………………………………………… 18
1.1.7 Блок защитных труб ……………………………………………………………………………. 19
1.1.8 Верхний блок ……………………………………………………………………………………… 19
1.1.9 Каналы нейтронного измерения ………………………………………………………….. 20
1.1.10 Механическая система управления и защиты …………………………………….. 23
1.1.11 Главный циркуляционный контур …………………………………………………….. 26
1.1.12 Система КД в первом контуре …………………………………………………………… 28
1.1.13 Система управления и защиты…………………………………………………………… 29
1.1.14 Система подпитки и продувки первого контура, включая борное
регулирование …………………………………………………………………………………………….. 31
1.2 PWR ……………………………………………………………………………………………………. 31
1.2.1 Конструкция ……………………………………………………………………………………… 31
1.2.2 Теплоноситель …………………………………………………………………………………… 32
1.2.3 Активная зона ……………………………………………………………………………………. 33
2 Общее описание программы WIMS-D5 …………………………………………………….. 36
3 Расчетная часть ………………………………………………………………………………………… 38
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение …… 55
4.1 Потенциальные потребители результатов исследования ………………………… 55
4.1.1 Анализ конкурентных технических решений ………………………………………. 56
4.1.2 SWOT-анализ …………………………………………………………………………………….. 59
4.2 Планирование управления научно-техническим проектом……………………… 62
4.2.1 Иерархическая структура работ проекта ……………………………………………… 62
4.2.2 Контрольные события проекта ……………………………………………………………. 63
4.2.3 План проекта ………………………………………………………………………………………. 63
4.3 Бюджет научного исследования …………………………………………………………….. 66
4.3.1 Расчёт материальных затрат ……………………………………………………………….. 66
4.3.2 Основная заработная плата исполнителей темы…………………………………… 67
4.3.3 Отчисления во внебюджетные фонды …………………………………………………. 71
4.3.4 Накладные расходы…………………………………………………………………………….. 72
4.3.5 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта ……………….. 73
4.4 Организационная структура проекта ……………………………………………………… 73
4.5 Матрица ответственности ……………………………………………………………………… 75
4.6 Оценка сравнительной эффективности исследования …………………………….. 76
5 Социальная ответственность ……………………………………………………………………. 82
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов ……………………….. 83
5.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния на работающих …………………. 84
5.2.1 Организационные мероприятия…………………………………………………………… 84
5.2.2 Технические мероприятия …………………………………………………………………… 85
5.2.3 Условия безопасной работы ………………………………………………………………… 87
5.3 Электробезопасность …………………………………………………………………………….. 90
5.4 Пожарная и взрывная безопасность ……………………………………………………….. 92
Заключение…………………………………………………………………………………………………95
Список использованной литературы ……………………………………………………………. 95
Приложение А ……………………………………………………………………………………………. 99
Приложение Б …………………………………………………………………………………………… 101
Приложение В…………………………………………………………………………………………… 103
Наличие апробированных в энергетике ядерных технологий, доказанная
экономическая конкурентоспособность и наличие технологической
безопасности могут обеспечить крупномасштабное производство энергии в
XXI веке.
Развитие крупномасштабной ядерной энергетики определяет
необходимость анализа действующих в настоящее время проектов ядерных
реакторов и необходимость поиска и разработки реакторов нового поколения. В
Сравнение расчетных и экспериментальных оценок параметров
реакторов ВВЭР-1000 и PWR позволило определить:
1. Реактор ВВЭР-1000 имеет меньший запас реактивности (73,1 %) при
примерно одинаковой продолжительности кампании, что с точки зрения
ядерной безопасности является более предпочтительным фактором.
2. Темп потери реактивности при работе реактора ВВЭР-1000 существенно
ниже (0,0192 %/сутки) , чем у реактора PWR (0,0209 %/сутки).
3. В реакторе ВВЭР-1000 существенно выше наработка вторичного делящегося
нуклида (239Pu), чем у реактора PWR. Через 1400 суток работы в нем
используется 3,3 % 238U, по сравнению с 2,9% в реакторе PWR.
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.8 (105 отзывов)
4.6 (30 отзывов)
4.9 (343 отзыва)
4.4 (59 отзывов)
4.8 (1033 отзыва)
4.9 (5 отзывов)
4.2 (6 отзывов)
4.5 (9 отзывов)
4.9 (826 отзывов)
