Нейтронно-физический расчет реактора ВВЭР-1300

Содержание
1. Введение 3
2. Исходные данные для нейтронно-физического расчета реактора ВВЭР-1300 (Таблица 2) 10
3. Оценка размеров активной зоны 11
4. Расчет физических характеристик активной зоны реактора в свежем топливе 
12
5. Расчет коэффициента размножения и реактивности реактора 20
6. Расчет изменения изотопного состава горючего для определения кампании топлива 
25
7. Определение коэффициента размножения нейтронов в процессе выгорания и запаса реактивности реактора 
28
8. Определение кампании реактора (количество перегрузок) 32
9. Определение температурного эффекта и коэффициента реактивности 35
10. Компенсируемость реактора (число регулирующих стержней для компенсации рассчитанного запаса реактивности) 
36
11. Список используемой литературы 38

В реакторе происходит преобразование энергии расщепления урана в тепловую энергию и нагревание теплоносителя первого контура. Нагретый теплоноситель первого контура поступает с помощью насоса в теплообменник (парогенератор), где передает часть своего тепла воде второго контура. Генерируемый в парогенераторе пар поступает в турбогенератор, преобразующий энергию пара в электрическую.
ВВЭР-1000 - реактор водо-водяной под давлением, корпусной, на тепловых нейтронах, для применения на энергоблоке АЭС мощностью 1000 МВт (электрических). Теплоносителем первого контура и замедлителем нейтронов является обычная вода под давлением. Номинальная тепловая мощность реактора 3000 МВт. Реактор относится к устройствам нормальной эксплуатации (категория 1Н по ПНАЭ Г-01-011-97).
Реактор относится к оборудованию первой категории сейсмостойкости (категория I по ПНАЭ Г-5-006-87). При землетрясении, интенсивностью меньшей или равной проектному землетрясению, обеспечивается нормальное функционирование реактора без остановки; при землетрясении, интенсивностью больше проектного землетрясения до максимального включительно, обеспечивается безопасная остановка, расхолаживание реактора и возможность выгрузки топлива.
Реактор может надежно и безопасно эксплуатироваться при наклоне корпуса реактора до 0,0005. При наклоне корпуса до 0,003 реактор обеспечивает надежную и безопасную остановку, расхолаживание и выгрузку топлива.
Реактор исключает достижение критичности при загрузке и перегрузке топлива, а также исключает достижение повторной критичности при проектных и запроектных авариях.
Эксплуатация реактора в течение срока службы осуществляется в герметич-ной защитной оболочке реакторной установки. Конструкция реактора рассчитана на возможность проведения испытаний герметичной оболочки реакторной установки давлением воздуха на прочность и плотность, а также испытание спринклерной системы реакторной установки водой.
При появлении течи из оборудования или трубопроводов реактор может подвергаться интенсивному орошению водой с концентрацией борной кислоты не менее 16 г/дм3.
Реактор в составе реакторной установки разогревается и расхолаживается со скоростями изменения температуры, не превышающими:
• при плановом разогреве - 20 °С/ч;
• при плановом расхолаживании - 30 °С/ч;
• при ускоренном расхолаживании - 60 °С/ч.
Для надежной работы оборудования реактора (особенно тепловыделяющих сборок) требуется поддержание высокого качества воды в первом контуре, соответствующее нормативным значениям.
В состав реактора входят корпус, блок верхний, внутрикорпусные устройства, активная зона, блок электроразводок и датчики системы внутриреакторного контроля.