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:............................................................D_р.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…………………..…….. η = 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 - Т_НГ), которая превышает температуру замедлителя.

Положим значение нейтронного газа равным 400 К, тогда f_a = 0.96, f_f= 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 ε

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

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

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

ε₁ - 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 θ

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 θ 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 φ

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

Для ячейки со стержневыми блоками:

Найдем K_т:

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