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.

Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена

Остаточное тепловыделение в топливе

Ядерный реактор имеет одну чрезвычайно специфическую особенность: энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции. Энерговыделение в нем продолжается долгие сутки, недели и месяцы за счет именно ядерных процессов распада, что порождает ряд технически сложных проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Тримайл- Айленд. Поэтому имеет смысл рассмотреть специфику ядерного реактора в этом аспекте и объяснить основные закономерности процессов остаточного тепловыделения.

Итак, скорость снижения тепловыделения в ядерном реакторе после его остановки определяется следующими процессами:

-тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла (что присуще всем обычным устройствам и энергоисточникам);

-делением топлива запаздывающими нейтронами и фотонейтронами (если реактор с тяжелой водой или бериллием);

- b- и g-распадом продуктов деления, накопившихся за время работы ядерного реактора, с выделением значительной энергии и переходом этих ядер в более стабильное или полностью стабильное состояние .

Спад каждой из этих составляющих происходит с различной скоростью. Тепловая мощность вследствие инерции спада аккумулированного в материалах ядерного реактора тепла снижается достаточно быстро, и практически ею можно пренебречь уже через несколько секунд после остановки реактора. Тепловую мощность, обусловленную делением запаздывающими нейтронами, можно не учитывать примерно после 3-5 мин. Тогда основной составляющей тепловой мощности в ядерном реакторе после остановки и в течении длительного промежутка времени будет тепловыделение Wb,g вследствие цепочек b-, g- распадов осколков деления и продуктов их распада, которое, собственно и принято называть остаточным тепловыделением.

Для расчета мощности остаточного тепловыделения используются формулы, предложенные разными авторами, но наибольшее распространение получила формула Вэя-Вигнера :

Wb,g/W0 = 6,5´10-2[ tст-0.2 - (tст + Т)-0.2 ] (6.10а)

где :

Wb,g - мощность остаточного тепловыделения ядерного реактора через время стоянки tст после остановки;

W0 - мощность ядерного реактора до остановки, на которой он работал в течении времени Т.

Время в формуле (6.10) tст и Т выражено в секундах, а Wb,g и W0 - в одинаковых единицах мощности. Существуют также аналогичные формулы, где время выражается в сутках.

На начальном этапе после остановки, когда tст<<Т, можно использовать упрощенный вид зависимости (6.10а):

Wb,g = 6,5´10-2 W0tст-0.2 (6.10в)

На рисунке 6.3.а эта зависимость представлена в виде графика, с помощью которой без громоздких вычислений можно решать эксплутационные задачи, связанные с остаточным тепловыделением. Эта простая графическая зависимость дает возможность оператору быстро решать следующие практические задачи:

- определять уровень остаточного энерговыделения Wb,g в любой момент tст после остановки ядерного реактора, если он работал в течении времени Т на мощности W0;

- оценивать время стоянки tст, по истечении которого, после остановки ядерного реактора, остаточное энерговыделение Wb,g снизится до необходимого уровня, чтобы перейти на автономную систему расхолаживания.

Кроме того, для оценки остаточного энерговыделения в альбоме нейтронно-физических характеристик имеются расчеты для каждой конкретной загрузки. Пример такой расчетной кривой приведен на рис. 6.3в.

Рис.6.3.а. График для приближенной оценки Wb,g после останова ЯР при

Т>> tст.

Рис 6.3.в Расчет остаточного энерговыделения в активной зоне после остановки реактора

Актуальность темы затронутой в данной работе не вызывает сомнений. Не смотря на то, что ядерная энергетика уже играет существенную роль в производстве электроэнергии в настоящее время, предполагается, что её роль в будущем только возрастет ведь разведанные запасы ископаемого топлива неуклонно истощаются, а законы по защите окружающей среды и выбросов парниковых газов ужесточаются. Кроме того считается, что тенденции по увеличению употребления электроэнергии не изменятся. Однако ресурсы самой ядерной энергетики так же не являются безграничными. В связи, с чем использования реакторов размножителей и закрытого топливного цикла в значительной мере может способствовать продлению её жизни. Кроме того они могут поспособствовать в утилизации накопившегося на данный момент оружейного плутония и высокообогащенного урана и актиноидов ОЯТ. Однако, не смотря на такие радужные перспективы осуществления подобных проектов, сталкивается с рядом сложных, а подчистую и неразрешимых проблем.

 

Работа посвящена изучению легководных корпусных энергетических реакторов, предназначенных  для эффективной работы в замкнутом ядерном топливном цикле. В направление легководных корпусных реакторов в мире вложено сил, времени и материальных средств больше, чем в любое другое реакторное направление. Накоплен бесценный мировой опыт эксплуатации, имеются проверенные на практике технические, конструкционные, технологические решения, зарекомендовавшие себя, как положительно, так и отрицательно. Существует диверсифицированная промышленная инфраструктура. Есть множество предложений и практических разработок их дальнейшего совершенствования. Это определяет приоритетный российский интерес ко всем мировым инновациям в этой области, включая сверхкритический водяной реактор.

Дальнейшее развитие корпусных водоохлаждаемых реакторов предполагает переход на замкнутый топливный цикл, с самообеспечением топливом (КВ ~ 1 - Коэффициент воспроизводства (отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания)), активную зону с тесной решеткой твэлов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров или паром.

Направление реакторов с кардинально улучшенным использованием топлива получило название инновационный «СУПЕР-ВВЭР».

С 1977г. в НИЦ «Курчатовский институт» совместно с ВНИИАМ и ОКБ «Гидропресс» проводилась разработка реактора с быстро-резонансным спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью закризисного паросодержания – ПВЭР с МОХ-топливом для работы в замкнутом ядерном топливном цикле. Однако расчеты нейтронно-физических характеристик этого реактора проводились с помощью упрощенных моделей в RZ-геометрии методом условного разделения переменных по программе SINVAR. Для современной оценки характеристик проекта быстро-резонансного пароохлаждаемого реактора ПВЭР-650 требовалась проверка и уточнение полученных ранее данных. Для разработки проекта быстро-резонансного реактора ПСКД-600, охлаждаемого паром со сверхкритическими параметрами, также стояла задача надежного обоснования нейтронно-физических характеристик, для чего было необходимо выбрать методики расчета и библиотеки данных, а также проверить адекватность полученных моделей. Эти факты определяют актуальность работы по выбору и модификации методологии проведения расчетов и формирования расчетных моделей. Развитие направления инновационного Супер-ВВЭР для работы в замкнутом ядерном топливном цикле, частью которого является разработка реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600, обусловливает актуальность детального исследования нейтронно – физических характеристик активной зоны и бланкетов этих реакторов, их топливных циклов, оптимизации характеристик, важных для безопасности.

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