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.

Расчёт эффективного коэффициента размножения

Расчёт одногрупповых констант активной зоны и отражателя

Выше приведён расчёт коэффициента размножения в бесконечной среде, то - есть не учитывалась утечка нейтронов из реактора, которая всегда имеет место. Аналогом  в случае конечного реактора служит эффективный коэффициент размножения - .

Для расчёта  необходимо знать:

Коэффициент размножения ;

одногрупповые константы активной зоны, в частности коэффициент диффузии нейтронов в активной зоне и в отражателе ;

площади миграции нейтронов в активной зоне и в отражателе .

Рассмотрим расчёт площадей миграции нейтронов в твэльной решётке активной зоны  и отражателя . Площадь миграции нейтронов в решётке определяется как сумма квадрата длины диффузии тепловых нейтронов и их возраста

 (3.1)

В нашем случае, квадрат длины диффузии в решётке пропорционален расстоянию, проходимому тепловым нейтроном до поглощения

  (3.2)

где - длина диффузии в j-ой зоне ячейки; - вероятность для теплового нейтрона поглотиться в j- ой зоне. Если ячейка состоит из топлива, замедлителя и оболочки, то выражение (3.2) будет иметь вид

 (3.3)

последнее слагаемое обычно имеет малое значение в сравнении с первым и вторым и им обычно пренебрегают.

Вероятность для нейтрона поглотиться в замедлителе

 (3.4)

можно выразить через коэффициент использования тепловых нейтронов :

 (3.5)

и тогда будем иметь окончательную формулу для расчёта длины диффузии:

 (3.6)

где - длина диффузии в замедлителе определяется из формулы (2.75); , значения и рассчитаны и представлены в Таблице 2.3.

Из выражения (3.6) определяем Lp2 для холодного и горячего реактора при соответствующих значениях L12 и L02.

Определим теперь возраст нейтронов в каждой n-ой группе , рассматривая канал как гомогенную смесь входящих в него компонентов

 , (3.7)

где - доля объёма, занимаемая j-ым компонентом в ячейке; значения  и представлены в Таблице 2.3.

Если - доля нейтронов деления попадающих в первую группу, а - доля нейтронов деления, попадающих во вторую и третью группу, то выражение для возраста нейтронов в твэльной решётке будет иметь вид:

 

 (3.8)

Рассчитав  из (3.8) и Lp2 из (3.6) используя выражения (3.1) определяем площадь миграции нейтронов в твэльной решётке .

Для определения нейтронных характеристик отражателя, необходимо определить его геометрические характеристики. В общем плане отражатель можно представить как макроячейку с поперечным сечением ( в этой главе далее индекс «2» соответствует отражателю, «1» - активной зоне). В реальном реакторе ВВЭР отражатель представляет чередующиеся слои воды и стали с суммарными площадями соответственно  и , которые можно найти из литературных источников, либо в крайнем случае непосредственно из рисунка. Будем рассматривать отражатель, как гомогенную смесь стали и воды, поэтому расчёт гомогенизированных констант будем вести с учётом объёмов стали  и воды .

Сталь отражателя представляет сплав, состоящий из следующих химических элементов: .

Рассчитав ядерные плотности для каждого из компонент и используя справочные значения микроконстант с учётом мольного содержания элементов в стали определяем групповые макроконстанты для стали отражателя, результаты сводим в таблицу 3.1. Коэффициент диффузии нейтронов в стали определяем из формулы (2.104).

Таблица 3.1

Макроскопические сечения взаимодействия нейтронов в стали отражателя

Группа

1

2

3

4

Используя макроконстанты для воды, рассчитанные для активной зоны (Таблица 2.3) соответственно для холодного и горячего реактора и соответствующие данные для стали, рассчитаем гомогенизированные параметры взаимодействия нейтронов с материалом отражателя с весами их объёмных долей. Результаты сводим в Таблицу 3.2.

Таблица 3.2

Гомогенизированные константы отражателя реактора ВВЭР____ при температуре ____К.

Группа

1

2

3

4

На данном этапе необходимо определить параметры отражателя  расчёт возраста нейтронов в отражателе , как и для твэльной решётки, производим по формуле (3.7). Значения коэффициентов диффузии материалов отражателя сведены в Таблицах 3.1 и 3.2.

Зная квадрат длины диффузии тепловых нейтронов в отражателе

 , (3.9)

можно определить одногрупповой коэффициент диффузии в отражателе, как

 (3.10)

тогда площадь миграции нейтронов в отражателе

  . (3.11)

Итак, в результате расчёта полученные значения одногрупповых констант сводим в Таблицу 3.3.

Таблица 3.3

одногрупповые константы холодного и горячего реактора

 ВВЭР ____

Холодный реактор

___К

Горячий реактор

___К

 

 

 

 

 

 

 

 

Реакторы со свинцовым теплоносителем

 С конца 1980-х годов в России разрабатывается концепция быстрого реактора с естественной (внутренне присущей) безопасностью, нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем  – БРЕСТ. Основные отличия концепции реактора БРЕСТ от традиционных быстрых реакторов с натриевым теплоносителем [15]:

- использование плотного нитридного топлива равновесного состава с выгоранием около 10% по тяжелым атомам;

- исключение уранового бланкета и производства плутония оружейного качества; 

использование  тяжелого теплоносителя c высокой температурой кипения – свинца; 

-использование бесчехловых ТВС с разреженной решеткой; наличие пассивных систем расхолаживания и отвода остаточных тепловыделений.

 В проекте реактора БРЕСТ реализуется двухконтурная схема отвода тепла к турбине со сверхкритическими параметрами пара и промежуточным паро-паровым перегревом. Предполагается организовать переработку топлива непосредственно на АЭС, чтобы исключить транспортировку большой массы высокоактивных и делящихся материалов. Разрабатывается проект опытно-демонстрационной  установки БРЕСТ- ОД-300 мощностью 300 МВт(э) и БРЕСТ-1200 мощностью 1200МВт(э).  Основные технические характеристики реакторов представлены в таблице 3 [16].

  Реакторная установка БРЕСТ-ОД-300 оборудована реактором корпусного типа интегральной  компоновки с размещением в одном корпусе активной зоны с органами управления и защиты,четырех парогенераторов, двух теплообменников системы аварийного охлаждения и двух циркуляционных насосов [17]. Над уровнем свинца создана газовая подушка из аргона с избыточным давлением около 0,1 МПа В связи с опасностью застывания свинца в межтрубном пространстве парогенератора при всех эксплуатационных режимах  температура питательной воды должна быть не ниже 340°С. Для этого в технологическую схему энергоблока включены специальные смешивающие подогреватели питательной воды высокого давления и высокотемпературные питательные насосы. Одним из серьезных препятствий к применению свинца в атомной энергетике является его высокая коррозионная активность по отношениюк конструкционным материалам вследствие повышенной растворимости в нем их основных и легирующих компонентов [18, 19].В реакторе со свинцовым теплоносителем  риск возникновения гидроудара в десятки разбольше, чем в водо-водяных реакторах. Возникновение гидроудара возможно в результате резкого перекрытия проходного сеченияна любом участке циркуляции теплоносителя. Одним из наиболее опасных событий с этой точки зрения может быть внезапная остановка главного циркуляционного насоса [20].

  Хотя в случае свинцового теплоносителя опасность недопустимых радиационных последствий при контакте свинца первого контура с водой отсутствует, но остается опасность переопрессовки первого контура и масштабного разрушения активной зоны при возможном воздействии импульса давления в случае разгерметизации теплообменной поверхности парогенератора.Свинец способствует уменьшению радиационного повреждения конструкций  реактора и шахты, что приводит к продлению срока службы,упрощению демонтажа реактора  и снижению объемов радиоактивных отходов. Как и в любом быстром реакторе, здесь можно эффективно сжигать актиноиды [21]. В настоящее время проект реактора БРЕСТ-ОД-300  проходит процедуру лицензирования .

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