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

Применение на АЭС жидкометаллических теплоносителей в настоящее время обуславливается необходимостью внедрения в ядерную энергетику реакторов на быстрых нейтронах, требующих высоких удельных теплосъемов в активной зоне. Одновременно обеспечиваются любые параметры паросилового цикла с использованием серийных турбин. Жидкие металлы в отличие от других жидкостей имеют простую атомную структуру, практически не разлагаются под действием излучения и нагрева в активной зоне реактора. Их высокая температура кипения и низкое давление насыщенных паров не ограничивают температуру нагрева при самых малых давлениях в контуре.

Эффекты нестационарного отравления Sm

Нестационарное отравление реактора Sm при сбросе нагрузки со 100%W до 0%. Прометиевый провал.

После остановки ядерного реактора нарушается динамическое равновесие не только у ядер Xe, но и у 149Sm. Выгорание 149Sm из-за высокого сечения поглощения прекращается, а вот увеличение его концентрации из-за распада 149Pm продолжается до полного распада последнего с периодом полураспада (Т1/2)Pm=53ч. Практически, через 8-10 сут распадается примерно 90%149Pm.

Поэтому процессы отравления реактора ксеноном и самарием после его остановки, принципиально отличаются друг от друга. Дело в том, что Ксенон, как короткоживущий нуклид, в конечном счете полностью распадается, а самарий, будучи стабильным, накапливается в активной зоне, причем увеличение его концентрации происходит до тех пор, пока целиком не распадется его предшественник- 149Pm.

Рост концентрации 149Sm влечет за собой снижение запаса реактивности и этот процесс, происходящий в результате распада накопившегося 149Pm с переходом его в 149Sm, называют прометиевым провалом.

Кинетика отравления топлива самарием после остановки реактора описывается уравнениями (5.19), в которых для случая остановки подставляется значение Ф2=0, а в качестве величин концентраций 149Sm и 149Pm в начальным момент времени принимаются их равновесные значения NPm(0) и NSm(0).

Характер изменения концентраций 149Pm и 149Sm определяется решением уравнений (5.19). В результате для NSm(t) получается зависимость:

NSm = NSm(0) + NPm(0)( 1 - exp( -lPmt )) (5.22а)

Отсюда следует, что концентрации 149Sm после остановки реактора изменяются по экспоненциальному закону, точно так же изменяется и запас реактивности. На рис. 5.11 представлены графические зависимости концентраций прометия и самария NPm(t), NSm(t), а также потеря реактивности на самарии rSm(t) в зависимости от времени после останова реактора.

Рис. 5.11. Изменение концентраций  Nsm, NPm, и rSm после остановки реактора, достигшего стационарного шлакования топлива при Ф=1014 нейтр/(см2*с).

Зависимость отравления самарием определяется из тех же уравнений динамики самария и она выражается как:

rSm = rSmст + ( рPmsf5sa,SmQнотрФ/(lPm sa5))( 1 - exp( -lPmt )) (5.22в)

Глубина прометиевого провала определяется из тех же уравнений. Так как полная глубина прометиевого провала достигается при t=¥, то в соответствии с (5.22) величина глубины провала будет равна в пределе:

rп.п. = - рPm sf5 sa,Sm Qнотр Ф/ (lPm sa5) (5.22с)

Время достижения полной глубины прометиевого провала оценивается примерно в tустп.п.»10 сут.

Если перед остановкой реактор работал достаточно долго и равновесная концентрация прометия (NPmст) была достигнута, то для конкретного реактора максимальная глубина прометиевого провала rп.п.ном может быть оценена по (5.22).

Если перед остановкой реактор работал мало и равновесная концентрация прометия (NPmст ) не была достигнута, или мощность была не номинальной, или время стоянки (tст) было не достаточно для распада всего накопившегося прометия, то потеря реактивности rSm(tст) может быть определена в процентах  от rп.п.ном. Для решения этой задачи существуют специальные номограммы.

Переходные процессы на Sm при любых изменениях мощности кроме останова.

В параграфе 5.3.1. было показано, что стационарное отравление ядерного реактора самарием не зависит от плотности потока нейтронов. Поэтому при любых маневрах мощности, кроме останова, и концентрация самария Nsm и потеря реактивности rsm начинается и заканчивается на одном и том же равновесном значении. В переходных процессах будет наблюдаться либо почти симметричная неглубокая яма, либо невысокий бугор. Процесс идет в течение 50-100 часов, поэтому не оказывает существенного влияния на оперативное управление реактором.

Целью исследования был выбор варианта, удовлетворяющего выбранным ограничениям. Многокритериальная оптимизация проводилась со следующими параметрами:

Входные данные:

Тип и параметры теплоносителя (температура и давление);

Конструкция твэл и ТВС и ВКУ;

Энерговыработка;

Ограничения:

Возможность выдерживать рабочие температуру и давление;

Постоянная длина кампании (330 сут);

Параметры безопасности:

Равномерность поля энерговыделения;

Достаточность реактивности, вносимой ОР СУЗ;

Отрицательный, но небольшой по модулю Доплеровский коэффициент реактивности;

Отрицательный, но небольшой по модулю плотностной коэффициент реактивности;

Отрицательный, но небольшой по модулю пустотный эффект реактивности.

Управления:

Геометрические размеры активной зоны и бланкетов;

Компоновка активной зоны;

Состав и тип топлива (МОХ, с добавлением постоянно присутствующего замедлителя (BeO, ZrH2), ThO2, (U-Pu-233U)O2;

Конструкционные материалы (сталь, композит на основе карбида кремния).

Проведенные расчетные исследования по моделированию нейтронной физики и определению характеристик ядерного топливного цикла реакторной установки ПСКД-600 выявили ряд особенностей активной зоны реактора, как то:

СКД теплоноситель первого контура всюду с запасом превышающий температуру псевдо-фазового перехода в сочетании достаточно тесной топливной решеткой обеспечивает быстрый спектр нейтронов в активной зоне.

Система регулирования мощности реактора аналогична ОР СУЗ реактора ПВЭР-650.

Использование боковых и торцевых воспроизводящих экранов вокруг активной зоны в сочетании с умеренной объемной энергонапряженностью в активной зоне (160 кВт/л) существенно снижает поток нейтронов на корпус реактора и ВКУ.

Достаточно жесткий спектр нейтронов в сочетании с высокой долей уран-плутониевого МОХ топлива обеспечивает высокий коэффициент воспроизводства в активной зоне (КВА ≈ 0.95), что, в сочетании с окружающими активную зону торцевыми и боковым экранами, содержащими диоксид обедненного урана, позволяет иметь достаточно ровное и стабильное (во времени) поле энерговыделение в активной зоне, а также обеспечивать режим самообеспечения реактора топливом в замкнутом ЯТЦ, (коэффициент накопления делящихся изотопов КН = 1.01 – 1.05).

Вес, существующих в активной зоне органов регулирования СУЗ, для всех рассмотренных вариантов достаточен для компенсации возможных изменений реактивности в процессе работы реактора.

Плотностной коэффициент реактивности теплоносителя существенно зависит от состава активной зоны и может изменяться в широком диапазоне в течение кампании реактора.

Среди четырех схем реакторов с натриевым теплоносителем, находящимся в эксплуатации с интегральной по одному в России (БН-600), в Англии и Франции: один реактор с контурной компоновкой в России (БН-350). Дальнейшее развитие АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем предполагает рост высоких температур теплоносителя для повышения температуры нагрева и соответственно тепловой экономичности блоков конструкции ПГ на жидком металле развились от U-образной компоновки типа БН-600. Здесь движение натрия и пара происходит по противоточной схеме. Натрий движется в межтрубном пространстве, продольно омывая пучок труб. Трубы в ширине расположены по треугольной решетке.

Инженерная графика

 

Сопромат