Нейтронно-физический расчёт стационарного реактора на тепловых нейтронах

 

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение

высшего образования

"НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ"

Нейтронно-физический расчёт стационарного реактора на тепловых нейтронах

по дисциплине "Физическая теория ядерных реакторов"

Задание

Тип реактора: УГР

Основные исходные данные:

·Тепловая мощность: 1500 МВт

·Ядерное горючее: UC

·Обогащение урана по изотопу U235: 1,6%

·Теплоноситель: эвтектика NaK (Na-22,8%, K-77,2%)

·Температура на входе: 270 °С

·Температура на выходе: 510 °С

·Материалы оболочек ТВЭЛов, кассет: Сталь 1Х18Н9Т

Содержание

1. Предварительный тепловой расчет

1.1 Выбор рабочих параметров

.2 Предварительный расчет

2. Физический расчет реактора

.1 Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора

2.1.1 Расчет концентрации топлива

.1.2 Расчет концентрации оболочки

.1.3 Расчет концентрации теплоносителя

.1.4 Расчет концентрации замедлителя

.2 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе

.3 Расчет эффективного коэффициента размножения в "холодном" реакторе

Список используемых источников

Приложение

ядерный холодный реактор топливо

Введение

Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.

Выбрав и обосновав конструктивную схему реактора, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.

Основной задачей курсовой работы является проведение теплового расчета, определение размеров ТВС, расчет характеристик "холодного" реактора и нахождение .

Второстепенной задачей является ознакомление с физическим расчетом ядерного реактора и закрепление знаний, полученных на специальных дисциплинах.

1. Предварительный тепловой расчет

1.1 Выбор рабочих параметров

Внутренний диаметр ТВЭЛа ……………...…………...…….........…1,2 см

Толщина оболочки ТВЭЛ..……………………………….........……0,03 см

Число ТВЭЛов в кассете………………………………….………...……...7

Размер ячейки под "ключ" …………………………………...……....25 см

Диаметр рабочего канала:............................................................Dр.к= 10 см

1.2 Предварительный расчет

Для проведения расчета были приняты следующие величины:

Заданная тепловая мощность……………………………... .N = 1500 МВт

Среднеинтегральное значение мощности………..……….....= 15 кВт/л

Коэффициент увеличения активной зоны…………………..…….. ? = 1,3

Отношение высоты к диаметру………………………………..… = 1,1

Объемный коэффициент неравномерности…………………..…… = 3

Осевой коэффициент неравномерности………………………..... = 1,2

Объем активной зоны:

Диаметр активной зоны:

Высота активной зоны:

Максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны:

Максимально допустимая тепловая нагрузка:

Площадь ячейки:

Периметр тепловыделяющей поверхности одного твэла:

Тогда максимальная допустимая тепловая нагрузка:

Необходимая скорость прокачки теплоносителя:

Правомерно взять среднее значение теплоёмкости для эвтектики :

Тогда:

Удельный вес :

Необходимая скорость прокачки теплоносителя:

Таким образом, полученная скорость прокачки теплоносителя удовлетворяет установленным требованиям безопасности ( < 10 м/с - для ж/м теплоносителя).

2. Физический расчет реактора

2.1 Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора

2.1.1 Расчет концентрации топлива

Топливо в заданном ядерном реакторе - карбид урана (UС).

2.1.2 Расчет концентрации оболочки

Материал оболочки твэл - хромоникелевая сталь 1X18H9T. Состав данной стали следующий: железо (0,707), хром (0,18), никель (0,09), титан (0,008), марганец (0,015).

2.1.3 Расчет концентрации теплоносителя

Теплоносителем в данном ядерном реакторе является гелий эвтектика (Na-22,8%, К-77,2%):

2.1.4 Расчет концентрации замедлителя

Замедлителем в реакторе является графит. Его концентрация:

2.1.5 Расчет микро- и макросечений для "холодного" реактора

Расчет микро- и макросечений

Для удобства расчетов в теории реакторов принято, что тепловые нейтроны распределены по спектру Максвелла, но имеют более высокую эффективную температуру (температура нейтронного газа - ТНГ), которая превышает температуру замедлителя.

Положим значение нейтронного газа равным 400 К, тогда fa = 0.96, ff= 0.96 - поправки для U235 на отклонение от закона 1/v2.

Микро- и макросечения для графита:

Микро- и макросечения для Na:

Микро- и макросечения для K:

Микро- и макросечения для эвтектики (Na-22,8%, К-77,2%):

Микро- и макросечения для U235:

Микро- и макросечения для U238:

Микро- и макросечения для углерода находящегося в составе ядерного горючего:

Микро- и макросечения для UC:

Микро- и макросечения для железа (Fe):

Микро- и макросечения для хрома (Cr)

Микро- и макросечения для никеля (Ni):

Микро- и макросечения для титана (Ti):

Микро- и макросечения для марганца (Mn):

Микро- и макросечения для cтали:

В приложении Б приведена таблица с исходными данными для физического расчёта.

2.2 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе

Расчет

Топливо применяется в виде сплава и выражение для имеет вид:

Расчет ?

Величина ? в гетерогенном реакторе зависит от формы, размеров и расположения топливного блока, а также от диффузионных свойств топлива.

При расчете величины ? для стержневых и трубчатых ТВЭЛ можно воспользоваться формулой:

где ? вероятность того, что быстрый нейтрон испытывает какое-либо столкновение с ядром ;

?1 - пористость блока по U238.

где N8 - число ядер U238 в 1 см3 естественного урана;

N08 - число ядер U238 в 1 см3 блока.

Величина P, если учесть, что таблетка не имеет внутреннего отверстия, равна 0,1.

Тогда получаем

Расчет ?

Если все рабочие каналы содержат сборки твэл, то можно использовать метод гомогенизации, при котором все материалы рабочего канала считают равномерно перемешанными.

Реальная ячейка заменяется эквивалентной ячейкой с одним фиктивным цилиндрическим блоком. Фиктивный блок образуется путем гомогенизации всего содержимого рабочего канала (ядерное горючее, конструкционные материалы, теплоноситель).

Расчет ? в этом случае ведут в два этапа. Сначала определяют величину ? отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке, к общему числу поглощенных тепловых нейтронов:

где F - коэффициент экранирования, который с хорошим приближением определяется:

Произведем расчет фиктивного блока:

Посчитаем по известной формуле:

Фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замедлителе

Тогда

Отсюда

Теперь определим величину

Окончательно имеем:

Расчет ?

В энергетических реакторах, как правило, применяются сборки ТВЭЛов, которые состоят из нескольких блоков ядерного горючего.

Для ячейки со стержневыми блоками:

Найдем Kт:

При получим

Ранее была определена пористость блока

Подставим все полученные данные в исходную формулу:

Окончательно получим:

2.3 Расчет эффективного коэффициента размножения в "холодном" реакторе

Эффективный коэффициент размножения реактора вычисляется по следующей формуле:

Где - длина диффузии, которая с учетом гетерогенности определяется по формуле:

Найдем - возраст нейтронов, который равен:

Величина в чистом замедлителе, то есть в чистом реакторном графите, равна . Тогда:

Далее найдем величину - геометрический параметр, посчитав несколько сопутствующих величин.

Длина миграции в отражателе, в УГР это графит:

Толщина отражателя:

Эффективная добавка за счет отражателя для УГР:

Геометрический параметр для цилиндрического ядерного реактора:

Эквивалентные размеры:

Зная все величины, найдем геометрический параметр:

Все величины найдены, поэтому эффективный коэффициент размножения равен:

Заключение

В результате проделанной работы для заданного типа реактора выбраны оптимальные параметры элементов конструкции реактора и материалов, входящих в состав активной зоны. На основании этого проведен предварительный тепловой расчет, позволивший определить геометрические размеры активной зоны. Вычислены значения и .

При проведении нейтронно-физического расчета критического состояния "холодного" ядерного реактора освоены основные моменты определения микро- и макросечений, ядерных концентраций, а также коэффициентов формулы четырех сомножителей.

Список используемых источников

1.Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учебное пособие для вузов / Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алтухов. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989.

2.Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Часть II. Учебное пособие. - Томск: Изд. ТПУ, 1997.

.Абагян Л.П., Базазянц Л.О., Бондаренко И.И. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1964.

Приложение А

Конструкция ячейки реактора.

Приложение Б

Исходные данные для физического расчёта .

Таблица 1 - Исходные данные для физического расчета

МатериалAigiNixSsМикросечение, [барн]Макросечение, [см-1]µsxsasfssstrSaSfSsStrUC25013,633,284*1022-0,0079790,0296498,129422,71828,69526,540,3270,2220,450,77U235235-5,254*10200,000,00856,69*10-5496,076422,71815511,0760,26060,2220,007880,2685U238238-3,231*10220,000,00840,00242,05-8,9911,040,066-0,290,3567C1212-3,284*10220,060,1580,0240,003-4,74,4218,5*10-5-0,1540,145NaK620,8668,413*1021-0,03190,0011571,963-5,16,930,0109-0,01890,029Na23-1,918*10210,030,08450,0005020,397-3,13,4040,00076-0,005940,00653K39-6,495*10210,020,05040,0006551,566-2,03,5260,01017-0,012990,022Графит121,758,784*10220,060,1580,0650,00303-4,74,4210,000265-0,4130,388Сталь-7,95---0,03122,08-39,160,7940,197-0,8891,0769Fe56-6,045*10220,010,0350,0241,914-11,413,20,116-0,6890,798Cr52-1,657*10220,010,0380,00262,345-4,26,5030,039-0,070,108Ni59-7,304*10210,010,03550,00423,48-1720,310,025-0,1240,148Ti48-7,980*10200,010,0410,0001374,388-4,28,5460,003502-0,003350,0068Mn55-1,306*10210,010,03590,000119,96-2,312,230,013-0,0030,016

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "НАЦИО

Больше работ по теме: