Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

Быстрый реактор БН , водо-водянной реактор ВВР. Курсовые проекты

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла.

Коэффициент использования тепловых нейтронов

В реакторах ВВЭР основная доля деления ядер (»85¸90)% происходит нейтронами, входящих в четвёртую тепловую энергетическую группу. Поэтому параметры этой группы должны быть определены по возможности более точно.

Методика расчёта коэффициента использования тепловых нейтронов  следующая. По определению  есть

Рассмотрим трёхзонную ячейку (рис.2.2в). В такой ячейке коэффициент использования тепловых нейтронов определяется выражением:

  (2.63)

где  - эффективные сечения поглощения в топливе, замедлителе и оболочке соответственно; V0, V1, V2 - геометрические сечения в ячейке соответственно топлива, замедлителя и оболочки, приходящиеся на единицу высоты.

Таким образом, для определения Q необходимо найти отношения средних по зонам ячейки потоков  и , а также эффективные сечения поглощения в топливе, замедлителе и оболочке, которые представляют собой усреднённые по спектру сечения поглощения, для j зоны

 (2.64)

Очевидно, что отношения потоков в различных зонах микроячейки будет зависеть от . Выбор метода их усреднения существенно влияет на точность определения  и соответственно Q.

Наличие поглощения приводит к ужесточению спектра нейтронов в сравнении со спектром в не поглощающей среде.

Так как в ячейке поглощение в основном пространственно отделено от генерации нейтронов, то следует ожидать пространственную зависимость температуры нейтронного газа (рис.2.3).

Рис. 2.3 Распределение температуры нейтронного газа по элементам ячейки

Tn(r)- температура нейтронного газа; Т1- температура замедлителя

Рассмотрим трёхзонную ячейку состоящую из топливного блока радиусом V0, оболочки с толщиной стенки t, окружённую слоем водного замедлителя радиусом r1. Будем полагать, что поток нейтронов в оболочке будет зависеть от r линейно, тогда среднее значение его в оболочке:

  (2.65)

Здесь  - перепад потока нейтронов на оболочке радиусом r2 = r0+t. Тогда относительное значение перепада потока нейтронов на оболочке  можно найти из решения диффузионного уравнения из условия t<< r0

 , (2.66)

где параметр оболочки  определяется как .

Отношение средних потоков в замедлителе и топливе можно представить следующим образом:

 (2.67)

В выражении (2.67) внутренний блок-эффект определяется формулой:

 (2.68)

где,  -средняя хорда в топливе; W0 -вероятность того, что нейтрон, родившийся в топливе после любого числа столкновений попадёт в замедлитель

  (2.69)

где St0=N8×(ss+sa)8+ N5×(ss+sa)5+ N0×(ss+sa)0 -полное макроскопическое сечение топливного блока, s и sS берутся из справочника для 4 энергетической группы; А- характеристика цилиндрического блока

 . (2.70)

На этом этапе можно рассчитать отношение  разделив (2.65) на , получим

 (2.71)

где в правой части (2.71) оба слагаемые рассчитываются по (2.66) и (2.68).

В выражении (2.67) величина - избыточное поглощение, определяемое в диффузионном приближении [1]:

 (2.72)

где , - транспортное сечение в замедлителе (Н2О);

Поправка d в (2.67) учитывает различие в значениях длины экстраполяции, полученное в диффузионном приближении и с помощью точных методов:

 (2.73)

где

 (2.74)

где

Значения  в выражениях (2.72) и (2.73) рассчитываются через длину диффузии  и сечение поглощения

 (2.75)

которую можно представить в виде аппроксимационной зависимости для лёгкой воды:

 (2.76)

где Т - температура замедлителя, - плотность воды в г/см2 при заданной температуре и давлении.

Из приведённых формул для вычисления отношения потоков видно, что при расчёте использованы усреднённые сечения .

Воспользуемся методом Хонека для расчёта . Схема расчёта -иттеративная.

Расчёт начинается вычислением среднего по ячейке сечения поглощения в нулевом приближении

 (2.77)

где  - средняя температура теплоносителя, К; - сечение поглощения в j зоне ячейки,  - справочные данные микроскопических сечений поглощения при энергии Е0 =0.0253 эВ.

Температура нейтронного газа в воде в i-ой итерации определяется выражением:

 , (2.78)

где ,  - плотность воды при данной температуре  и Т=293.6 К, соответственно; С* - размерная константа, включающая в себя замедляющую способность воды, топлива и оболочки с весом объёмных долей для реакторов типа ВВЭР С*=3.

Далее рассчитываются средние безразмерные скорости нейтронов в зонах ячейки: замедлителе, топливе и оболочке соответственно

   (2.79)

где

 (2.80)

В выражении (2.80) Р00i- вероятность для нейтрона, родившегося в зоне <<0>> и испытать в ней же первое столкновение, определяется формулой (2.16). Макроскопическое сечение  в первом приближении -фактор соответствует скорости , во всех последующих (2.82). Макроскопическое сечение  определяется выражением аналогичным (2.69) с соответствующими g-факторами для U5 и U8.

По найденным скоростям находятся средние сечения поглощения

 ; (2.81)

где - фактор учитывающий отклонение  от закона , который определяется по справочным данным как для U5 так и U8 по температуре нейтронного газа в топливе

 (2.82)

За этим рассчитываются отношения средних потоков  и  обращаясь к формулам (2.67) и (2.71).

Во втором и последующих приближениях средние по ячейке сечения поглощения рассчитываются с учётом потоковых отношений:

 . (2.83)

Расчёт повторяется до тех пор, пока отношение и не будут отличаться на величину 0.1%.

Зная отношение потоков нейтронов, можно рассчитать коэффициент использования тепловых нейтронов Q по формуле (2.63), которое в существующих водо-водяных реакторах находится в пределах 0.8¸0.9.

Реактор на быстрых нейтронах.

 Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение - обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Рисунок  8. Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах 

 В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее.

 Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется жидкий металл.

  Одно из преимуществ жидкометаллического теплоносителя заключается в возможности работать при низких давлениях в первом контуре. Кроме того, высокий коэффициент теплоотдачи от оболочки тепловыделяющих элементов к теплоносителю позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя.

 Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах разработаны  в США, Франции, Великобритании, Германии, Японии и России. Однако широкого распространения в мире быстрые реакторы не получили. Стимулами, активизирующими разработку и строительство быстрых реакторов, является высокий уровень их естественной безопасности, возможность использования для расширенного воспроизводства ядерного топлива, утилизации плутония и выжигания младших актиноидов - нептуния, америция и кюрия [4].

 Быстрые  реакторы превосходят реакторы ВЭР по топливной и энергетической эффективности. В них достигается более эффективное использование оксидного топлива: в реакторе БН-600 (Россия) до 12% по тяжелым атомам (отношение массы продуктов деления к массе тяжелых атомов); в реакторах Феникс (Франция) и FR (Великобритания) – до 20%; в экспериментальных реакторах США – до 18%, в то время как тепловых реакторах эффективность использования топлива составляет не более 1%. Утилизация плутония в быстрых реакторах совместима с выжиганием актиноидов, а также накоплением в ториевых зонах воспроизводства 233U. Эффективное использование плутония в быстрых реакторах будет способствовать экономии обогащенного урана в ядерной энергетике.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

Инженерная графика

 

Сопромат