Расчет и анализ ядерного реактора типа ВВЭР с использованием программы WIMS

Abstract

Объектом исследования является: водо-водяной энергетический реактор, тепловая мощность 3200 МВт, топливо UO2 с обогащением 1,5 %, теплоноситель – вода. Цель работы – определение основных нейтронно-физических характеристик реактора типа ВВЭР тепловой мощностью 3200 МВт. В ходе исследования произведен предварительный расчёт геометрических размеров активной зоны и скорость теплоносителя, нейтронно-физический расчёт реактора в одногрупповом и многогрупповом приближении, расчёт "холодного" и "горячего" состояний реактора и длительность кампании с применени программы WIMS-D5.

The object of study is: water-water power reactor, thermal power 3200 MW, UO2 fuel with enrichment of 1.5%, coolant- water. The purpose of the work is to determine the basic neutron-physical characteristics of a PWR-type reactor with a thermal power of 3200 MW. During the study, preliminary calculations were made of the geometric dimensions of the core and the coolant velocity, neutron-physical calculation of the reactor in the single-group and multi-group approximation, calculation of the "cold" and "hot" states of the reactor and the duration of the campaign using the WIMS-D5 program.