Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.
Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести расчет компонентов реактора, в результате которого определяется геометрия активной зоны.
Главная искомая величина в физическом расчете — коэффициент размножения. Для определения оптимального коэффициента размножения физико-нейтронный расчет ведется в Mathcad. Расчетный вариант, отличается от учебной своей сложностью и ведется по реальным эксплуатационным данным.
Далее рассчитываются характеристики «горячего» реактора и реактора работающего на мощности на начало компании, определяется температурный коэффициент реактивности. После этого идет сопоставление расчетных данных с эксплуатационными.
ОБОСНОВАНИЕ ТЕМЫ ВЫПУСКНОЙ КВАЛИФИКАЦИОНОЙ РАБОТЫ
Расчет нейтронно-физических характеристик на 27 топливную загрузку отличается от раннее использованных учебных методик расчетов своей сложностью, что позволяет уменьшить погрешность результатов.
Проведено сопоставление расчетов с данными эксплуатации 27-ой топливной загрузки реактора третьего блока Кольской АЭС, в котором используются кассеты с начальным обогащением топлива 4.4%.
Результаты сопоставления позволяют заключить, что сохраняется консерватизм расчетных значений температурного коэффициента реактивности и неравномерности в мощности РК. Длительности топливных циклов описываются в расчетах с приемлемой точностью.
Для профилированного топлива усовершенствованной конструкции проведен комплекс теплогидравлических расчетов и обоснованы новые пределы безопасной эксплуатации: коэффициент неравномерности по мощности кассет повышен до 1.37, допустимая температура теплоносителя на выходе из кассет — до 316 — 321С. На стадии проведения расчетов первой переходной топливной загрузки дополнительно контролировалось выполнение ограничений: линейных нагрузок твэгов, «скачков» линейных нагрузок твэлов и твэгов; температуры наиболее горячей струи теплоносителя на выходе из ТВС.
Предполагалось, что энергоблок в ближайшие годы будет работать в базовом режиме, длительность работы загрузки соответствует требованиям АЭС.
