На бирже курсовых и дипломных проектов можно найти образцы готовых работ или получить помощь в написании уникальных курсовых работ, дипломов, лабораторных работ, контрольных работ, диссертаций, рефератов. Так же вы мажете самостоятельно повысить уникальность своей работы для прохождения проверки на плагиат всего за несколько минут.

ЛИЧНЫЙ КАБИНЕТ 

 

Здравствуйте гость!

 

Логин:

Пароль:

 

Запомнить

 

 

Забыли пароль? Регистрация

Повышение уникальности

Предлагаем нашим посетителям воспользоваться бесплатным программным обеспечением «StudentHelp», которое позволит вам всего за несколько минут, выполнить повышение уникальности любого файла в формате MS Word. После такого повышения уникальности, ваша работа легко пройдете проверку в системах антиплагиат вуз, antiplagiat.ru, etxt.ru или advego.ru. Программа «StudentHelp» работает по уникальной технологии и при повышении уникальности не вставляет в текст скрытых символов, и даже если препод скопирует текст в блокнот – не увидит ни каких отличий от текста в Word файле.

Результат поиска


Наименование:


Курсовик «РАСЧТ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С РЕАКТОРОМ ТИПА БН 800 С ПОВЫШЕНИЕМ ОБОГАЩЕНИЯ».

Информация:

Тип работы: Курсовик. Предмет: Физика. Добавлен: 23.5.2013. Сдан: 2013. Страниц: 31. Уникальность по antiplagiat.ru: < 30%

Описание (план):


Содержание
Введение 3
1. Теплофизический расчет 8
1.1. Определение КПД на основе T-S диаграмм 8
1.2. Определение тепловой мощности 10
1.3. Расчет размеров активной зоны реактора, ТВС, ТВЭЛ 10
1.4. Распределение температур теплоносителя, оболочки ТВЭЛа и топлива по высоте активной зоны 13
1.5. Расчет перепада давления в активной зоне реактора. Определение мощности насоса 16
1.6. Выводы и заключения по теплофизическому расчету 17
2. Нейтронно-физический расчет 18
2.1. Расчет элементарной ячейки 18
2.1.1.1. Выделение элементарной ячейки. 18
2.1.1.2. Расчет ядерных концентраций всех нуклидов, входящих в топливо, замедлитель и конструкционные материалы. 18
2.2. Расчет выгорания топлива и определение максимальной глубины выгорания 19
2.3. Расчет коэффициентов реактивности и их изменения в процессе выгорания топлива 23
2.3.1. Методика расчета коэффициентов реактивности 23
2.3.2. Графики зависимости температурных коэффициентов реактивности по топливу и замедлителю и плотностного коэффициента реактивности по замедлителю от выгорания 24
2.3.2.1. Температурный коэффициент реактивности по замедлителю 24
2.3.2.2. Температурный коэффициент реактивности по топливу 24
2.3.2.3. Плотностной коэффициент реактивности по замедлителю 25
2.4. Расчет биологической защиты реактора 26
Заключение 30
Литература 31


Введение

БН-800 - энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов . В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th , которых в природе значительно больше, чем 235U - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах . В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран », оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U.
Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120-140 новых ядер, способных к делению.
Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.
Экономически необходимая средняя глубина выгорани........


Литература

1. Б.А. Дементьев. Ядерные энергетические реакторы: учебник для вузов. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1990.
2. Н.П. Киселев, И.С. Радовский. Термический КПД паротурбинных установок - М. : МИФИ, 1992.
3. В.И. Савандер, М.А. Увакин. Физическая теория ядерных реакторов. Часть 1. Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007.
4. Э.Ф. Крючков, Л.Н. Юрова. Теория переноса нейтронов. Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007.
5. МИРОВОЙ ОПЫТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ПОДХОДОВ, УЧИТЫВАЮЩИХ ВЫГОРАНИЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБОСНОВАНИИ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С ОЯТ Аникин А.Ю., Курындин А.В., Курындина Л.А., Строганов А.А. (НТЦ ЯРБ), Ядерная и радиационная безопасность № 3, 2009 г.
6. Опыт эксплуатации информационно измерительной системы реакторной установки ВК-50, СТА №1, 2003.
7. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов. - Том I, II, Атомиздат, 1978.
8. Бать Г.А. Основы теории и методов расчета ядерных реакторов. - Энергоиздат, 1982.
9. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П.. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Энергоатомиздат 1990.



Перейти к полному тексту работы


Скачать работу с онлайн повышением уникальности до 90% по antiplagiat.ru, etxt.ru или advego.ru


Смотреть похожие работы


* Примечание. Уникальность работы указана на дату публикации, текущее значение может отличаться от указанного.