Математичне моделювання та дослідження температурного поля в кільцевих ТВЕЛах ядерних реакторів.
Автор: Матяш Владислав Сергійович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Теплоенергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2023-2024 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Матяш В.С., Семерак М.М. (керівник). Математичне моделювання та дослідження температурного поля в кільцевих ТВЕЛах ядерних реакторів. Магістрерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2023. Розширена анотація У даній магістрерскій роб,оті було виконано математичне моделювання і дослідження температурного поля кільцевого твела, що використовується у водо графітовому реакторі типу РВПК. При проектуванні ядерного реактора проводять тепловий, гідравлічний, нейтроно-фізичний розрахунок і розрахунок на міцність. Метою теплового разрахунку реактора – визначення температур елементів реактора та теплоносія в активній зоні, співставлення цих температур з грачино допустимими значеннями та вибір оптимального з теплотехнічної точки зору варіанту активної зони, яка має мінімальні гаратири всіх елементів твел, які не перевищують максимальних значень. Метою гідравлічного розрахунку є визначення працездатності реактора, тобто можливості здійснення само підтримуючої ланцюгової реакції ділення ядер палива, тривалості компанії при заданому збагачення палива та ефективності систем регулювання. Метою міцнісного розрахунку реактора є визначення необхідної товщини окремих елементів реактора. Теплотехнічні фактори, які забезпечують надійність роботи реактора: - гранично можлива температура оболонки твела; - гранично можлива температура палива; - гранично допустима температура теплоносія. Слід відзначити, що тепло гідравлічні, нейтроно-фізичні розрахунки та (в меншій мірі) розрахунки міцності реактора досить тісно пов’язани і тому при проведенні кожного розрахунку доводиться задаватись результатами інших розрахунків, а після уточнювати прийняті вихідні дані. Крім того, оптимальний варіант визначається шляхом проведення варіантних розрахунків. Об’єкт дослідження. Об’єктом дослідження є кільцеві твели водо- графітових реакторів. Предмет дослідження. Предметом дослідження є вплив геометричних і теплофізичних параметрів кільцевого твела на величину температурного поля. Мета роботи є дослідження розподілу температурного поля вздовж радіусу твела. У першому розділі магістерської кваліфікаційної роботи розглянуто енергетичні ресурси України. Описані основні проблеми постачання енергоресурсів через відсутність диверсифікацію джерел. Наведено дані по енергоресурсам України і відсоткове самозабезпечення. У другому розділі описана конструкція реакторів, які працюють на українських АЕС, а саме, типу РВПК та ВВЕР та процеси що в них відбуваються. Наведені порівняльні характеристики касет реакторів ВВЕР. Наведені основні характеристики каналів реакторів типу РВПК-1000 і РПВК- 1500. Наведена характеристика реакторів з графітовим сповільнювачем та водяним теплоносієм. Описана аварія, що сталася на 4-му блоці Чорнобильської АЕС 26.04.1986 р., та наслідки які спричинила дана аварія. У третьому розділі за заданими характеристиками кільцевого твела реактора типу РВПК-1000 проведено розрахунок температурного поля твела в площині радіального (поперечного) перерізу за допомогою диференціального рівняння теплопровідності в циліндричній системі координат. Наглядно показан розподіл температури по стінці твела на рисунку 3 та наведені температури по десяти точкам у таблиці 5. Аналіз рівняння (5) показує, що температура твела залежить від тепловиділення , коефіцієнта теплопровідності і його розмірів. У четвертому розділі виконано автоматизацію живлення та водяного режиму барабанного котла. Описано контури його автоматизації, складено специфікацію на засоби її здійснення та розроблено ФСА. У п’ятому розділі здійснений розрахунок економічного ефекту і загальних витрат АЕС. Ключові слова: твел, тепловиділення, температурне поле, активна зона, водо-графітові реактори. Перелік використаних літературних джерел. 1. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 352 с. 2. Ликов А. В. Теория теплопроводности. М.: Высшая школа, 1967. – 600 с.. -576 с. 3. Ликов А. В. Теория теплопроводности. М.: Высшая школа, 1967. – 600 с. 4. Тимошенко С.П., ГудьерДж.,Главная редакция физико- матиматичиской литературы изд-ва «Наука». 1975. -576 с. 5. Мануйлов П.Н. Автоматизация тепловых процессов на электростанциях. - М.: Энергия, 1970. - 296 с. 6. Верхивкер, Г. П. Основы расчета и конструирования ядерных энергетических реакторов : учебник / Г. П. Верхивкер, В. П. Кравченко ; под общ. ред. В. А. Дубковского. - Одесса : ТЕС, 2008. - 409 с. 7. Скоров Д. М., Бычков Ю. Ф., Дашковский А. И. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979. 344 с.