Аналіз нейтронно-фізичних характеристик реактора типу ВВЕР.
Автор: Пилипчук Ігор Дмитрович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2023-2024 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Пилипчук І.Д., Семерак М.М. (керівник). Аналіз нейтронно-фізичних характеристик реактора типу ВВЕР. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2022. На даний момент ядерна енергетика є однією з найперспективніших великих галузей, що виробляє електроенергію. У майбутньому планується збільшення кількості атомних електростанцій (АЕС) в Україні та у світі. Такі програми з будівництва АЕС, у перспективі, націлені на заміщення тих джерел енергії, що ґрунтуються на вуглеводневому паливі. Підприємства, в основі яких лежить вироблення електроенергії з використанням вуглеводневого палива та інших продуктів горіння шкодить навколишньому середовищу. Цей глобальний недолік відсутній у АЕС, за умови нормальної та безпечної експлуатації. І вже зараз можна сказати, що частка електроенергії, яку виробляють АЕС, зростає з кожним роком. Об’єкт дослідження – водо-водяний енергетичний реактор тепловою потужністю 3200 МВт з паливом UO2 зі збагаченням 4,8 %. Предмет дослідження – нейтронно-фізичні характеристики реактора типу ВВЕР. Метою роботи є нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР, що полягає у фізичному обґрунтуванні конструкції та визначенні сукупності фізичних параметрів, що задовільняє поставленим вимогам. Для досягнення цих цілей потрібне вирішення наступних завдань: – вибір робочих властивостей ядерного реактора; – тепловий розрахунок ядерного реактора; – нейтронно-фізичний розрахунок «холодного» та «гарячого» стану реактора; – багатогруповий розрахунок ядерного реактора; – розрахунок отруєння реактора; – розрахунок середньої глибини вигоряння; – розрахунок шлакування. В дaній мaгістерській квaліфікaційній роботі для заданого реактора типу ВВЕР було зроблено наступне: - виконано попередній розрахунок реактора: визначено розміри активної зони та швидкість прокачування теплоносія, що дорівнює 7,2 м/с, що відповідає встановленим вимогам; - проведено розрахунок концентрацій елементів активної зони та гомогенізація елементарного осередку; - проведено розрахунок мікроскопічних та макроскопічних перерізів елементів активної зони; - проведено розрахунок коефіцієнта розмноження нейтронів для нескінченного середовища k????????; - проведено оптимізацію параметрів осередку по кроці розстановки твелів та зовнішньому радіусу паливного блоку, обрано оптимальні розміри комірки, яким відповідає k????????; - проведено розрахунок ефективного коефіцієнта розмноження нейтронів kеф??????? - проведено розрахунок «гарячого» стану реактора в одногруповому наближенні, де було визначено температуру нейтронного газу: Тн.г.????????? К, а також були перераховані k??????????і kеф??????? визначено температурний ефект реактивності; - проведено багатогруповий розрахунок, де було визначено kеф для «гарячого» та «холодного» стану реактора, було визначено потік нейтронів, було введено надлишкову реактивність, за допомогою карбіду бору, а також було визначено кампанію ядерного палива, яка рівна 390 еф. діб і було визначено зміну нуклідного складу цієї кампанії; - проведено перерахунок у програмі WIMS-5D, який показав досить близькі значення, з попередніми розрахунками як kеф, так і графіки зміни нуклідного складу, а це означає, що попередні розрахунки були проведені правильно. Розбіжність у значеннях становила лише тривалість кампанії палива. У цій програмі кампанія палива склала 834 еф. діб, що відповідає даному типу реактора. Встановлена динаміка зміни NSm та NPm при виході ЯР на потужність: - концентрація йоду виходить на стаціонарне значення через 24 години, а максимальне значення концентрації ксенону досягається через 26 годин після запуску ЯР; - при впливі процесів шлакування, концентрація прометію досягає стаціонарного значення через 7 діб, а концентрація самарію через 17,4 діб ЯР; - втрата реактивності під час стаціонарного отруєння Xe135 складає: - 0,0355; - втрата реактивності під час стаціонарного отруєння Sm149 складає: - 0,0091; - сумарне поглинання теплових нейтронів шлаками всіх груп: qшл ????????????. В економічній чaстині проводився розрахунок техніко-економічних показників для АЕС. Проведено aвтомaтизaцію турбінної устaновоки. Тaк як вимірювaнням тиску пaри безпосереднім підключенням мaнометрa в пaропровід неможливе через високу темперaтуру середовищa, тому слід передбaчити конденсaційну посудину. Вторинні проміжні прилaди обирaються з врaхувaнням уніфіковaних їх вхідних/вихідних сигнaлів. Виконaвчі мехaнізми повинні зaбезпечувaти відповідну швидкодію регулювaння. Ключові слова: ядерний реактор; нейтронно-фізичний розрахунок; багатогруповий розрахунок; програмний комплекс WIMS-D5; отруєння; шлакування; нуклідний склад.