|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
АвтоАвтоматизацияАрхитектураАстрономияАудитБиологияБухгалтерияВоенное делоГенетикаГеографияГеологияГосударствоДомДругоеЖурналистика и СМИИзобретательствоИностранные языкиИнформатикаИскусствоИсторияКомпьютерыКулинарияКультураЛексикологияЛитератураЛогикаМаркетингМатематикаМашиностроениеМедицинаМенеджментМеталлы и СваркаМеханикаМузыкаНаселениеОбразованиеОхрана безопасности жизниОхрана ТрудаПедагогикаПолитикаПравоПриборостроениеПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРадиоРегилияСвязьСоциологияСпортСтандартизацияСтроительствоТехнологииТорговляТуризмФизикаФизиологияФилософияФинансыХимияХозяйствоЦеннообразованиеЧерчениеЭкологияЭконометрикаЭкономикаЭлектроникаЮриспунденкция |
Расчет кампании реактора. Задаём некоторый промежуток времени работы реактора и рассчитаем необходимые параметры, которые будут наблюдаться по истечению этого времени
Задаём некоторый промежуток времени работы реактора и рассчитаем необходимые параметры, которые будут наблюдаться по истечению этого времени. Полученные результаты заносим в таблицу 6. Таблица 6.
График 1 Коэффициент размножения в зависимости от времени График 2 Глубина выгорания топлива в зависимости от времени Заключение В нашей курсовой работе, в качестве прототипа, мы взяли реактор ВВЭР-1500. Активная зона этого реактора состоит из 199 кассет, из которых 121 содержат ПС СУЗ(приводы стержней управления защитой реактора).Это позволяет, несмотря наувеличение общей мощности реактора, снизить линейные нагрузки на твэл, что является существенным для повышения безопасности реакторной установки. Из полученных результатов видно, что время компании составляет 465 суток при коэффициенте размножения 1,00. Дальнейшая эксплуатация без остановки реактора невозможна, так как коэффициент размножения равен 0,99, то есть реактор подкритичен. Список используемой литературы 1. Румянцев Г.Я. Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах. М., Атомиздат, 1967.
2. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев А.В. Справочник по ядерно-физическим константам для расчетов реакторов. М., Атомиздат, 1960.
3. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.,Энергоатомиздат, 1990.
3. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М., Энергоатомиздат, 1989.
Поиск по сайту: |
Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Студалл.Орг (0.003 сек.) |