Министерство образования и науки Российской Федерации
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования
“НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»
ФАКУЛЬТЕТ «Автоматика и электроника». КАФЕДРА «Автоматика»
Курсовая работа на тему:
Технологические особенности производства ядерного топлива
По курсу:
Теоретическая физика (физика ядерных реакторов)
Выполнил:
студент группы А08-02
Иванов А.Д.
Преподаватель:
Афанасьев В. В.
Москва, 2014 г.
Реферат
Отчёт 70 с., ч.2, рис.60, табл.14, ист. 4
ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ, РЕАКТИВНОСТЬ, ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ, ТОПЛИВО, УРАН, ТЕХНОЛОГИИ, ОБРАТНАЯ СВЯЗЬ, ТЕМПЕРАТУРА, ТЕПЛОЁМКОСТЬ, РЕАКТОР, КРИТИЧЕСКИЙ, ПОДКРИТИЧЕСКИЙ, ШЕСТИГРУППОВАЯ МОДЕЛЬ
Объектом изучения является ядерный реактор типа ВВЭР, для демонстрации физических особенностей нестационарных процессов которого, используется специальный пакет программ.
Цель работы – изучить и проанализировать нестационарные процессы, которые могут быть вызваны как внешним воздействием органов управления, так и возмущением физических свойств размножающих сред, связанных с изменением мощности, температуры топлива и других параметров.
Также необходимо было ознакомиться с технологическими особенностями производства ядерного топлива, которое является неотъемлемой частью любой ядерной реакции.
В процессе работы была изучена соответствующая литература, и проведено исследование рабочего цикла различных моделей поведения реакторной установки.
В результате исследования были получены базовые знания в области физики ядерных реакторов и технологий получения и обработки ядерного топлива.
Содержание
ВВЕДЕНИЕ 5
Часть 1Реферат 5
1.1 Ядерно-топливный цикл 6
1.2 Уран как ядерное топливо 8
1.3 Технология необогащёного урана 13
1.4 Технология фторидов урана 20
1.5 Производство обогащённого урана 24
Часть 2 Лабораторный практикум 25
2.1 Лабораторная работа №1: Исследование поведения ядерного реактора при скачкообразном изменении реактивности 26
2.2 Лабораторная работа №2: Источник нейтронов в подкритическом реакторе 27
2.3 Лабораторная работа №3: Линейный ввод (вывод) реактивности 28
2.4 Лабораторная работа №4: Исследование влияния обратных связей и механизма саморегулирования ядерного реактора 29
2.5 Лабораторная работа №5: Исследование влияния возмущений входных параметров на поведение реактора с обратными связями по температуре топлива и теплоносителя 30
2.6 Лабораторная работа №6: Динамика реактора при больших скачках реактивности (нейтронные вспышки) 31
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 32
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 33
Обозначения и сокращения
ВВЭР – водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор
РБМК – реактор большой мощности канальный
СВРК – система внутриреакторного контроля
СУЗ – системы управления и защиты
ТВС – тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент
АЭС – атомная электростанция
ПЭН – первичные энергоносители
ЯТЦ – ядерно-топливный цикл
ПДК – предельно допустимая концентрация
УНГ – уранилнитрат гексагидрата
ПУА – полиуранаты аммония
НОУ – низкообогащенный уран
ЕРР – единицы разделительной работы
ЯР – ядерный реактор
Введение
Ядерная энергетика занимает сегодня одно из ведущих мест среди эпохальных достижений человечества XX века. Она находится в одном ряду с космическими полётами, телевидением, информационными технологиями.
Главное отличие АЭС от обычной ТЭС состоит в способе нагрева воды и доведение её до кипения. Если в топке парового котла на ТЭС сжигают уголь, мазут или газ – это так называемые первичные энергоносители (ПЭН), то на АЭС используют уран. Однако в обычном понимании этого слова «горения» урана не происходит. Урановое топливо обрабатывают очень сложными физико-химическими методами и располагают в активной зоне реактора таким образом, чтобы возникла управляемая реакция деления ядер урана, энергия которой, идёт на нагрев воды. При этом физические характеристики воды определяются её критическими параметрами (Tкр= 374,2 °С, Ркр= 218,5 атм), выше которых исчезает граница раздела фаз между жидкостью и паром. Именно эти параметры по температуре и давлению определяют конструктивные особенности активных зон ядерных реакторов с водой, как теплоносителем и замедлителем нейтронов.
Сегодня резервы урана в атомной промышленности России могут обеспечить 4-х кратное увеличение мощности АЭС, так же как и производственные мощности предприятий топливного цикла для изготовления ТВЭЛ и ТВС любого типа ядерных реакторов.
Рисунок 1 – Схема получения электроэнергии на АЭС с водо-водяным реактором