Тема выпускной квалификационной работы: «Обоснование теплотехнической надежности активной зоны исследовательского реактора с естественной циркуляцией теплоносителя». Данная работа посвящена определению температурных полей наиболее энергонапряженной ТВС типа ВВР-КН и запаса до кризиса кипения в исследовательском реакторе мощностью 25 МВт в номинальном режиме работы. Задачи, которые решались в ходе работы: 1. Анализ конструкции исследовательского реактора мощностью 25 МВт с естественной циркуляцией теплоносителя. 2. Определение расхода естественной циркуляции теплоносителя. 3. Расчет температурных полей наиболее энергонапряженной ТВС. 4. Определение запаса до кризиса кипения. Исходные данные получены во время прохождения производственной практики в реакторно-исследовательском комплексе АО «ГНЦ НИИАР». В основу работы положена инновационная концепция реакторной исследовательской установки, предложенная отечественным специалистом Узиковым В. А. В результате работы была обоснована теплотехническая надежность активной зоны исследовательского реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.

The topic of the final qualifying work: "Substantiation of the thermal reliability of the core of a research reactor with natural circulation of a coolant". This work is devoted to determining the temperature fields of the most energetically stressed fuel assemblies of the VVR-KN type and the reserve before the boiling crisis in the research reactor with a capacity of 25 MW in nominal conditions. Tasks that were solved during the work: 1. Analysis of the design of a 25 MW research reactor with natural coolant circulation. 2. Determination of the flow rate of the natural circulation of the coolant. 3. Calculation of temperature fields of the most energetically stressed fuel assembly. 4. Determining the reserve before the boiling crisis. The initial data were obtained during an internship at the research reactor complex of JSC "SSC RIAR". The work is based on the innovative concept of a reactor research facility proposed by the Russian specialist Uzikov V. A. As a result of the work, the thermal reliability of the active zone of the research reactor with natural circulation of the heat carrier was substantiated.

• ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ
• ВВЕДЕНИЕ
• Глава 1. ИСХОДНЫЕ ДАННЫЕ
  • 1.1. Конструкция контуров исследовательского ядерного реактора мощностью 25 МВт с естественной циркуляцией теплоносителя
  • 1.2. Обзор исходных данных
• Глава 2. РАСЧЕТ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ПЕРВОГО КОНТУРА
  • 2.1. Определение геометрических характеристик
  • 2.2. Определение средней температуры теплоносителя по высоте активной зоны
  • 2.3. Определение основных потерь давления первого контура
    • 2.3.1. Потери давления на опускном участке
    • 2.3.2 Потери давления в активной зоне
    • 2.3.3. Потери давление в надзонном пространстве
    • 2.3.4. Потери давления в подъемном трубопроводе
    • 2.3.5. Потери давления в парогенераторе
  • 2.4. Определение расхода естественной циркуляции
• Глава 3. Расчет температурных полей по высоте активной зоны
  • 3.1. Распределение тепловых потоков по высоте активной зоны
  • 3.2. Распределение температуры теплоносителя по высоте активной зоны
  • 3.3. Распределение температуры наружной стенки твэла по высоте активной зоны
  • 3.4. Распределение температуры поверхности топливной матрицы по высоте активной зоны
  • 3.5. Распределение максимальной температуры топливной матрицы по высоте активной зоны
• Глава 4. Определение температурных полей с учетом неравномерности энерговыделения по ТВС
• Глава 5. Оценка запаса до возникновения поверхностного кипения в активной зоне
• Глава 6. Оценка запаса до кризиса кипения
• Заключение
• Список используемых источников
• ПРИЛОЖЕНИЕ A