Теплогидравлический расчет активной зоны ядерного реактора

Как заказчик описал требования к работе:

Срочно выполнить курсовую работу по ядерной физике и технологиям с оформлением по госту и списком литературы. Срок 8 дней, подробное описание темы приложено к заданию

Фрагмент выполненной работы:

ВВЕДЕНИЕ Цель данного курсовогопроекта – оценка теплотехнической надежности активной зоны ядерного реактора PWR, путем определения коэффициентов запаса до кризиса теплообмена для каналов активной зоны, распределений температур и геометрических характеристик по заданным исходным данным. Проблема теплофизической надежности ЯЭУ одна из главных проблем при проектировании. В водо-водяных реакторах под давлением опасность представляет явление кризиса теплообмена, приводящее к нарушению теплообмена между стенкой канала и теплоносителем, вследствие повышения паросодержания. (работа была выполнена специалистами author24.ru) Температура стенки резко возрастает и может произойти разрушение канала, являющегося одним из барьеров безопасности, что приведет к аварийной ситуации и как минимум остановке блока на ремонт. Для сведения вероятности такого происшествия к минимуму необходимо обеспечивать коэффициент запаса до кризиса теплообмена не менее 1,25. [1] Водо-водяные реакторы без кипения воды в активной зоне доминируют среди других типов реакторов, эксплуатируемых в мире. Ядерная энергетика в странах СЭВ базируется практически исключительно на реакторах типа ВВЭР. Этот же тип реакторов (PWR – pressurizedwaterreactor) преимущественно используется в атомной энергетике США, Франции, ФРГ и ряда других стран. Реакторы данного типа имеют ряд преимуществ такие, как невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды, что упрощает эксплуатацию реактора. Вода обладает хорошими теплофизическими характеристиками и не дорога, имея в тоже время высокую замедляющую способность, что обеспечивает компактность реактора. Также технология использования воды в качестве теплоносителя и замедлителя достаточно хорошо изучена и отработана, что играет немаловажную роль в безопасности станции. Главным отличием реакторов PWR от реакторов ВВЭР является то, что активная зона набрана из ТВС квадратной формы, а также в длине ТВС. Реакторы ВВЭР и PWR очень похожи как конструктивно, так и в плане эксплуатации, следовательно, и методика расчета примерно одинакова. В данном курсовомпроекте рассчитывается реактор PWR мощностью 3900 МВт. В качестве прототипа берем PWR мощностью 3780 МВт, тепловыделяющие сборки по конструкции и обогащению не отличаются, следовательно, увеличение тепловой мощности может достигаться за счет увеличения загружаемого в реактор топлива, что в свою очередь ведет к повышению размеров реактора. Стоит отметить различие в высоте реакторов PWR и ВВЭР обусловленное разными длинами ТВС.Посмотреть предложения по расчету стоимости