Ядерные энергетические реакторы

Настоящая расчётно-пояснительная записка к курсовому проекту, содержит поверочный расчёт водо-водяного реактора .
Проект состоит из расчетной и графической частей. В расчетной части проводится теплогидравлический и нейтронно-физический расчеты, эффективность стержней СУЗ (выполнялся с использованием программного кода для трехмерных расчетов реакторов водо-водяного типа БИПР-7).
Графическая часть представлена чертежами общего вида реактора ВВЭР (продольный разрез) и конструкции уплотнения. Чертежи выполнены с использованием программы AutoCAD .

Оглавление
Аннотация 2
Оглавление 3
Введение 4
1. Теплогидравлический расчет реактора 5
Основные характеристики и расчетные данные реактора 5
1.1 Определение геометрических характеристик активной зоны 6
1.2 Определение теплогидравлических параметров по высоте активной зоны в расчете на
средний и максимально нагруженный твэл  7
1.3. Расчет критического теплового потока и запаса до кризиса 14
1.4 Гидравлические потери в пределах активной зоны 16
Выводы по теплогидравлическому расчету 18
2. Таблица расчетных значений тепловых потоков и параметров теплоносителя по высоте канала 19
3. Нейтронно-физический расчет 21
3.1. Цель расчета 21
3.2. Исходные данные для нейтронно-физического расчета 21
Вывод по нейтронно-физическому расчету 27
Конструкция реактора: 28
Общий вид блока с реактором ВВЭР-1000 28
Общие сведения 28
Технологическая схема энергоблока (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) 29
Первый контур 30
Компоновка АЭС с реактором ВВЭР-1000 30
Конструкция реактора ВВЭР1000  31
Корпус реактора ВВЭР1000  33
Активная зона 34
ТВС реактора ВВЭР-1000 36
Верхний блок реактора 39
Блок защитных труб  40
Оборудование для перегрузки реактора  41
Литература  45