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.

Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон

При рассмотрении жизненного цикла нейтронов вводится величина , которая по определению равна числу вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом тепловой нейтрон:

 (2.84)

Для топлива, состоящего из смеси изотопов урана, можно представить в виде:

 (2.85)

где  и  - микроскопические сечения поглощения нейтронов U5 и U8 соответственно, берутся из справочных данных для тепловой группы при энергии нейтронов Еn =0.0253 эВ; ;C - обогащение по U5 в относительных еденицах; ; (Tn); - факторы поглощения и деления U5 и U8 соответственно.

Так как  определяется отношением двух макроскопических величин, характеризующих один и тот же элемент ячейки - топливо, то изменение спектра нейтронов слабо влияет на искомый параметр. Поэтому в выражении (2.85) используются микроскопические сечения соответствующие энергии Еn =0.0253 эВ.

Таким образом, подготовлены все коэффициенты формулы четырёх сомножителей и можно найти коэффициент размножения бесконечного реактора

 (2.86)

При этом мы использовали методику анализа нейтронов последовательных поколений.

Однако, применяя метод баланса нейтронов к жизненному циклу нейтронов, можно показать, что коэффициент размножения есть отношение числа нейтронов за единицу времени и в единице объёма  к числу поглощённых  применительно к четырёх групповому разбиению определяется выражением (2.3)

 ,

которое можно свести к зависимости (2.7).

Анализ этих выражений показывает, что для определения К¥ по этой методике необходимо знать гомогенизированные макроскопические сечения для всех четырёх групп.

Расчёт гомогенизированных четырёхгрупповых макроконстант.

Будем, как и ранее полагать для первых трёх групп двухзонную модель микроячейки (рис. 2.2.б), при этом, считая потоки нейтронов в оболочке и замедлителе мало различающимися и оболочка выполняет функции замедлителя:

  (2.87)

где Vоб, Vзам -площадь оболочки и замедлителя, приходящаяся на единицу длины.

Зазор между топливной таблеткой и оболочкой условно присоединяется к последней, при этом вводится фиктивная плотность оболочки

  (2.88)

где - плотность материала оболочки, найденная из справочных данных, г/см3; Vзаз - площадь зазора, приходящаяся на единицу длины.

После этого необходимо рассчитать макроскопические константы для оболочки и замедлителя

  , (2.89)

где и Моб - массовая плотность и масса моля материала оболочки; NA- число Авогадро;  - микроскопическое сечение j взаимодействия i-го материала оболочки, находятся из справочных данных; - мольная доля i-го компонента материала оболочки.

По аналогичной формуле определяется макроскопическое сечение для замедлителя

  , (2.90)

где - массовая плотность воды при данной температуре и давлении; j =, R, tr, str; n = 1, 2, 3 - номер энергетической группы.

Макроскопическое сечение j- го взаимодействия для топлива на основе UO2 в первой энергетической группе можно рассчитать из выражения

 , (2.91)

где - обогащение топлива по U5; , , - микроскопические сечения j- го взаимодействия для U5, U8, O2, находятся по справочным данным для первой энергетической группы; j = , f, R, str, tr, c, s.

Микроскопическое сечение поглощения во второй группе  уже завит от геометрии, состава и типа используемого топлива. Поэтому для каждого варианта реактора в выражении (2.91) его нужно пересчитывать заново:

 (2.92)

где d0 - диаметр топливного блока (см); ,  - макроскопическое сечение поглощения U5 и U8 для второй энергетической группы, найденные из справочных данных; коэффициенты А и В для топлива из UO2 равны соответственно: А =2.40; В =136900.

Для двухзонной модели ячейки, гомогенизированное сечение зоны замедлителя можно определить

  , (2.93)

где n = 1, 2, 3 -номер энергетической группы; j = , R, tr, c, s, str - тип взаимодействия.

На этом этапе мы подготовили массив макрокомпонент для всех элементов активной зоны в четырёхгрупповом приближении для холодного и горячего реактора, который сводим в таблицу 2.3. Коэффициент диффузии в зонах ТВЭЛ определяем из выражения

 

Таблица 2.3

Значения макроконстант Водо-Водяного реактора при Т=_____К

Тип взаимодействия

Топливо,

индекс «0»

Гомогенизированный замедли

тель, индекс«1»

Лёгкая вода,

индекс «зам»

Оболочка, индекс

«об»

1

2

3

4

1

2

3

4

1

2

3

4

4

Гомогенизация макроскопических сечений в зонах «0» и «1» производится с весами как объёмных долей, так и отношений потоков:

 (2.94)

где n =1, 2 - номер энергетической группы; j = , f, R, tr, c, s, str.

Для вычисления отношения средних потоков  в двухзонной ячейке нужно воспользоваться уравнением баланса нейтронов в блоке (2.25) с заменой вероятности P00(1) на Q00(1) для тесной решётки и уравнением баланса для ячейки в целом

 (2.95)

 (2.96)

Исключая из уравнений (2.95) и (2.96) получим

 (2.97)

где  и - действующие нейтронные сечения для топлива и замедлителя соответственно, находятся из выражений (2.22) и (2.21).

Для второй энергетической группы, отношение средних потоков можно найти, также используя уравнения баланса для топлива и ячейки в целом:

  (2.98)

где - эффективное сечение, определяющее число нейтронов поступающих из первой группы во вторую группу за счёт деления и увода в зоне «0» равное

  (2.99)

  (2.100)

где второе слагаемое в (2.100) определяет эффективное сечение, определяющее увод нейтронов из первой группы во вторую зоной замедлителя.

Вероятность для нейтрона, родившегося в блоке, испытать своё первое столкновение также в топливе для тесной решётки Q00(2) вычисляется по формуле (2.18) с параметром Бэлла =1,5.

Гомогенизация макроскопических сечений в третьей энергетической группе рассмотрена в разделе 2.1.5.

В четвёртой группе рассматривается трёхзонная модель ячейки. В этой области энергий учитывается различие потоков в оболочке и замедлителе. Отношения потоков для этого случая рассмотрены выше методом АБГ (Абеля , Бенуа, Горвица), где гомогенизированные сечения определяются по формуле

 (2.101)

где i- тип взаимодействия нейтрона с ядром, i = , f, tr, s.

В уран-водных решётках возникают различия в свойствах среды в направлениях, параллельном и перпендикулярном топливным блокам. Учтём эту особенность при расчёте коэффициентов диффузии. Коэффициенты диффузии вдоль твэлов можно вычислить по формуле

  (2.102)

 (2.103)

Коэффициент диффузии в перпендикулярном направлении от ТВЭЛ  можно вычислить через транспортные сечения

  (2.104)

Транспортные сечения элементов ТВЭЛ для первых трёх групп в выражении, (2.104) рассчитываются по формуле (2.94), а для четвёртой - по (2.101), при этом (n = 1, 2, 3), где j обозначает элемент ячейки, исключая , которое определяется из выражений (2.75) и (2.76).

Полный коэффициент диффузии  определяется из геометрического способа усреднения по направлениям

 (2.105)

Результаты расчёта гомогенизированных констант для холодного и горячего реактора сводим в таблицу 2.4.

Таблица 2.4

Расчётные гомогенизированные константы водо-водяного реактора ВВЭР______.

Номер энергетической группы

Расчётные величины

Холодный реактор

Горячий реактор

1

2

3

4

1

2

3

4

По полученным данным, используя (2.6) и (2.7) определяем потоки в группах и коэффициент размножения бесконечного реактора при четырёхгрупповом разбиении спектра нейтронов в аддитивной схеме расчёта, результаты сводим в таблицу 2.5.

Таблица 2.5

Результаты расчёта спектра нейтронов в водо-водяном реакторе ВВЭР

Номер энергетической группы

1

2

3

4

Поток нейтронов

Важно теперь сопоставить результаты расчёта  методом четырёх сомножителей из найденного условия баланса нейтронов в четырёхгрупповом разбиении.

Реакторы с натриевым теплоносителем

 В результате исследований различных  жидкометаллических теплоносителей разработчики проектов реакторов-размножителей  во всех странах остановили свой выбор на натрии ввиду его исключительно благоприятных  теплофизических свойств, совместимости со многими конструкционными материалами,  низкой стоимости. Расплав натрия имеет много преимуществ (его температура на входе - 370 градусов, а на выходе - 550, что в десять раз выше аналогичных показателей, скажем, для ВВЭР - там температура воды на входе - 270 градусов, а на выходе - 293). Опять-таки в связи с большим тепловыделением приходится оборудовать даже не два, а три контура (объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше), причем во втором контуре используется опять-таки натрий. При работе такого реактора происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. При этом этот уран превращается в плутоний-239, который, в свою очередь, может использоваться в реакторе как делящийся элемент. Плутоний используется также в военных целях.

 В настоящее время в России, как уже было сказано, единственным постоянно действующим коммерческим реактором-размножителем является БН-600 (Третий блок Белоярской АЭС). Компоновка реакторной установки интегральная, бакового типа – активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Пространство между уровнем теплоносителя и крышкой реактора заполнено аргоном. Схема энергоблока трехконтурная: теплоноситель первого и второго контура – натрий, третьего контура – вода.

 Основные недостатки реакторов с натриевым теплоносителем связаны  с пожароопаснстью натрия при контакте его с водой и воздухом. Это требует разработки специальных технических решений, исключающих утечку натрия и предотвращающих его возгорание. По удельным капитальным затратам быстрые реакторы с натриевым охлаждением проигрывают легководным реакторам. Быстрые реакторы обладают многими качествами, предъявляемыми к реакторам нового поколения [8, 9]: устойчивая отрицательная обратная связь при возмущениях по мощности и температуре; отсутствие эффектов типа ксенонового отравления реактора с последующим вводом положительной реактивности; высокая стабильность нейтронных полей; невозможность образования локальной критической массы в активной зоне даже при сильных возмущениях нейтронных полей; значительные запасы до кризиса ки

пения; удержание натрием значительной доли радиоактивных осколков деления в случае их выхода из твэлов в теплоноситель; низкая коррозионная активность натрия по отношению к конструкционным материалам.

 В России разработан проект быстрого реактора БН-800. Его сооружение ведется на Белоярской АЭС (блок №4) [10]. Проект БН-800 дополнен новыми по сравнению с БН-600 решениями:

– пассивной защитой из трех взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального;

– системой отвода остаточного тепловыделения через воздушные теплообменники;

– локализующим устройством для сбора и удержания фрагментов активной зоны в случае ее расплавления при запроектных авариях;/3/

– пассивными устройствами для отсечки потока теплоносителя  при течах трубопроводов первого контура, выходящих за пределы корпуса реактора.

  Увеличение тепловой мощности с 1470 МВт в БН-600 до 2100 МВт в БН-800 в неизменном  корпусе, использование моноблочной схемы с одним турбогенератором и паровым промежуточным перегревом, усовершенствование и сокращение числа вспомогательных систем привело к существенному снижению удельной металлоемкости реакторной установки с 13 т/МВт в БН-600 до 9,7 т/МВт в БН-800.

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