Физический расчет ядерного реактора. Курсовая работа (т). Физика.
💣 👉🏻👉🏻👉🏻 ВСЯ ИНФОРМАЦИЯ ДОСТУПНА ЗДЕСЬ ЖМИТЕ 👈🏻👈🏻👈🏻
Вы можете узнать стоимость помощи в написании студенческой работы.
Помощь в написании работы, которую точно примут!
Похожие работы на - Физический расчет ядерного реактора
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Скачать Скачать документ
Информация о работе Информация о работе
Нужна качественная работа без плагиата?
Не нашел материал для своей работы?
Поможем написать качественную работу Без плагиата!
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.
Главная искомая величина в физическом расчете -
коэффициент размножения. Для определения оптимального коэффициента размножения
физико-нейтронный расчет ведется в нескольких вариантах. Расчетные варианты
отличаются отношением объемов ядерного горючего, замедлителя, теплоносителя и
конструкционных материалов.
Далее рассчитываются характеристики «горячего»
реактора, определяется температурный коэффициент реактивности. Для расчета
двухгрупповых параметров реактора необходимо предварительно рассчитать спектры
нейтронов и их ценности в активной зоне в 26-групповом диффузионном
приближении. По известному полному запасу реактивности и компенсирующей
способности одного стержня, расположенного в центре реактора, оценивается
необходимое количество стержней управления и их местоположение в активной зоне.
Физический расчет заканчивается определением изменения концентрации делящихся
изотопов, расчетом отравления, шлакования и коэффициента воспроизводства.
После этого выполняется теплогидравлический
расчет и в заключении проводится расчет реактивности теплоносителя и расчет
биологической защиты.
1. Особенности конструкций реактора
и выбор основных элементов активной зоны
Так как графит имеет очень низкое сечение
поглощения нейтронов, химически довольно инертен, термостоек, обладает высокой
теплопроводностью, то при проектировании и эксплуатации реакторов с графитовым
замедлителем возникает ряд следующих особенностей:
возможность использования в сочетании с графитом
различных теплоносителей, в том числе высокотемпературных;
более высокие коэффициенты воспроизводства, чем
в ВВЭР;
функционирование системы с перегрузкой
работающего реактора;
использование природного урана в сочетании с
газовым теплоносителем сводит к минимуму количество конструкционных материалов
в активной зоне.
С другой стороны, реакторы с графитовым
замедлителем обладают определенными недостатками:
относительно малая замедляющая способность и
большая длина замедления приводит к большим размерам и соответственно низкой
плотности теплосъема активной зоны;
длительные радиационные воздействия приводят не
только к изменению физико-механических свойств и размеров графита, но и
сопровождаются значительным накоплением внутренней энергии;
пористость графита приводит к тому, что
теплоноситель проникает в него, что вызывает изменение реактивности.
Следует отметить следующие наиболее часто
встречающиеся группы графитовых реакторов:
двухцелевые газографитовые корпусные реакторы
(ГГР);
промышленные низкотемпературные графитовые
реакторы для производства плутония (горючее - природный металлический уран,
охлаждение осуществляется водой или газом);
энергетические канальные реакторы с водяным
теплоносителем на слабообогащенном металлическом или оксидном топливе с
покрытием из нержавеющей стали или сплавов на основе циркония или алюминия;
энергетические реакторы с жидкометаллическим
(натриевым) теплоносителем на обогащенном уране с нержавеющими или циркониевыми
оболочками ТВЭл. При этом графит должен быть огражден от проникновения натрия.
Уран-графитовые реакторы с газовым
теплоносителем
Газографитовые реакторы получили наибольшее
распространение в Англии и Франции. Достоинства и недостатки этих реакторов
связаны с особенностями газового теплоносителя:
возможность получения высоких температур,
независимо от величины давления, пара высоких стандартных параметров и высокого
КПД;
так как газовый теплоноситель слабо
взаимодействует с материалами активной зоны, то отпадает необходимость в
плотных металлических каналах, отделяющих топливо с теплоносителем от
замедлителя, то есть захват нейтронов конструкционными материалами значительно
уменьшается;
инерционность и сравнительно небольшая радиоактивность
газа, отрицательный температурный коэффициент радиоактивности упрощают
управление и снижают потенциальную опасность большой аварии.
С другой стороны, для ГГР специфичны
определённые трудности, связанные с малой объёмной теплоёмкостью и
коэффициентом теплоотдачи ТВЭЛов, что приводит к необходимости увеличить
поверхность теплоотдачи ТВЭЛов, мощность на циркуляцию и давление газа.
Использование газового теплоносителя в первом
контуре ЯЭУ представляет практический интерес по многим причинам. Основные из
них таковы: однофазовый теплоноситель - газ позволяет получать высокие
температуры на выходе из реактора (до 1000 0С и выше) независимо от давления в
нём; высокая температура теплоносителя даёт возможность реализации наиболее
эффективных тепловых схем с максимальным термическим КПД цикла; малое
макроскопическое поглощение нейтронов газами даёт значительную «экономию
нейтронов» в активной зоне и, наконец, при аварийных ситуациях, связанных с
разгерметизацией первого контура, газоохлаждаемые реакторы оказываются наиболее
безопасными с точки зрения радиационного воздействия на окружающую среду.
Основной недостаток газовых теплоносителей -
плохие теплофизические свойства. С этим связаны небольшая удельная мощность
реакторов (до ~ 10 МВт) и, как следствие, наиболее габаритные активные зоны;
необходимость увеличения давления газа до 5 МПа и выше для снижения доли
мощности, затрачиваемой на циркуляцию теплоносителя. Кроме того, относительно
небольшой опыт работы с газовым теплоносителем, в особенности с гелием, требует
проведения широкого круга исследований и опытно-конструкторских разработок
конструкции реактора и элементов оборудования первого контура.
В начале 60-х годов было предложено использовать
в газоохлаждаемых реакторах в качестве теплоносителя инертный гелий, а в
качестве топлива - керамические материалы в сочетании с графитовым
замедлителем, при этом, на выходе из реактора можно получить температуру 750 -
950 °C,
а в будущем и выше. Газоохлаждаемые реакторы такого типа получили название
высокотемпературных газоохлаждаемых (ВТГР). ВТГР по сравнению со всеми другими
типами реакторов имеют такие преимущества, как возможность получения
наибольшего КПД в паротурбинном и в прямом газотурбинном циклах; состав
активной зоны (графит и ядерное топливо) позволяет наиболее эффективно
использовать ядерное топливо с коэффициентом воспроизводства (или конверсии - в
зависимости от топливного цикла), близким к 1; гелий химически инертен и
поэтому в активной зоне и в первом контуре отпадает проблема коррозии, т.е.
совместимости материалов с теплоносителем; комбинация гелия - теплоносителя и
графита - замедлителя делает ВТГР одним из наиболее безопасных типов реактора
как по физическим свойствам, так и по возможному радиационному воздействию на
окружающую среду.
1.2 Тепловыделяющие элементы
реакторов
ТВЭлы и ТВС - наиболее ответственные элементы
энергетического реактора.
Конструкция и материалы ТВЭлов и ТВС должны
обеспечивать их надежную работу при высоких плотностях энерговыделения и при
больших глубинах выгорания ТВЭлы также выполняют функции барьеров безопасности,
предотвращающих выход высокоактивных продуктов деления в теплоноситель.
При выборе конструкции ТВЭла и его размеров
необходимо учитывать следующие соображения:
Чем больше отношение поверхности к объему, тем
меньше напряженность единицы поверхности ТВЭла.
С возрастанием отношения поверхности к объему
ТВЭла уменьшаются размеры активной зоны, но одновременно возрастает доля
конструкционных материалов, снижаются прочностные и вибрационные характеристики
ТВЭлов.
Поперечные размеры ТВЭлов должны уменьшаться с
увеличением температуры теплоносителя и тепловых потоков, а также с уменьшением
теплопроводности топлива.
Конструкция и размеры ТВЭлов существенно влияют
на параметры размножающей среды и загрузку топлива в реактор.
Выбор типа ТВЭла и его размеров целесообразно
проводить по прототипам.
Существует достаточно большое количество
конструктивных форм ТВЭлов. В зависимости от геометрической формы различают
ТВЭлы блочковые, стержневые, кольцевые, трубчатые, пластинчатые, ленточные,
шаровые, призматические. Чаще всего применяются ТВЭлы стержневой и трубчатой
формы (реже пластинчатые) в оболочках из сплавов на основе алюминия, железа,
циркония, а высокотемпературные ТВЭлы - в керамической оболочке.
В данной работе выбраны ТВЭлы стержневой формы с
наружным охлаждением.
Обычно ТВЭЛ состоит из топливного сердечника,
оболочки, отделяющей сердечник от теплоносителя и замедлителя, и концевых
деталей, герметизирующих полость сердечника. Внутри оболочки предусматривают
свободные объемы для компенсации разности термических расширений сердечника и
оболочки и для сбора газообразных продуктов деления. Для металлического урана
этот зазор необходим еще для компенсации увеличения объема при работе. Обычно
зазор не превышает 0,05 - 0,2 мм. Для улучшения теплопередачи зазор заполняют
газами или жидкими металлами. Кроме радиального зазора, необходимо
предусмотреть газовые полости, в которых накапливаются газообразные продукты
деления (в основном, атомы ксенона и криптона). Эти полости могут быть
выполнены в виде осевого зазора, расположенного на конце ТВЭла (за пределами
активной зоны), или в виде отверстия по центру сердечника, распределенного по
длине, либо в форме углублений на стыках таблеток, из которых состоит
сердечник.
В последние годы в энергетических ректорах
широко используют керамические ядерное топливо. Двуокись урана обладает высокой
температуростойкостью (Tпл = 2800 °C) и, что особенно
важно, высокой радиационной стойкостью.
Недостатком двуокиси урана является меньшая по
сравнению с металлическим топливом плотность и процентное содержание урана,
чрезвычайно низкая теплопроводность.
Последнее обуславливает высокие градиенты
температуры, достигающие 400°C на 1 мм, что в конечном итоге
влияет на прочностные характеристики ТВЭл.
1.4 Материалы оболочек
тепловыделяющих элементов
Так как оболочки ТВЭлов работают в наиболее
трудных условиях при одновременном длительном воздействии высоких температур и
полей облучения, тепловых потоков, давления, коррозионного действия
теплоносителя, топлива и продуктов деления, к ним предъявляют жесткие
требования:
Малое сечение поглощения нейтронов.
Механическая прочность и неизменность формы под
действием температурного и радиационного воздействия.
Коррозионная и эрозионная стойкость в
теплоносителе и совместимость с ядерным топливом.
Толщину оболочки выбирают, исходя из условий
обеспечения достаточной прочности. Она составляет 0,2-0,4 мм для стальных и
0,4-0,8 мм для циркониевых и алюминиевых оболочек.
Нержавеющие стали обладают высокой механической
прочностью, коррозионной стойкостью, хорошими технологическими свойствами.
Наибольшее распространение получили
хромоникелевые нержавеющие стали: OXI8H9T, 1X18H9T.
Состав стали 1X18H9T следующий: железо - 70,7%,
хром - 18%, никель - 9%, титан - 0,8%, марганец - 1,5%. Плотность стали - 7,95
г/см3.
Нержавеющая сталь надежно и длительно работает в
воде при температурах до 360-400 °C.
Стали показали хорошую совместимость с
различными видами ядерного топлива.
Кассета - это конструктивный ансамбль из ТВЭлов,
который должен обеспечить установку, размещение и извлечение ТВЭлов, а также
надежное их охлаждение.
Кассета состоит из следующих частей:
Рабочая часть - ТВЭлы, свободно размещенные в
узлах дистанцирующих решеток.
Концевые детали - головка и хвостовик - для
захвата при перегрузке и для крепления кассеты, в активной зоне.
Диаметр рабочего канала: Dр.к= 10 [см]
Схема расчета реактора на тепловых нейтронах
начинается с предварительной оценки размеров активной зоны, которые обеспечили
бы нужный теплосъем при заданной мощности аппарата.
Перед расчетом реактора необходимо выбрать шаг
решетки, конструкцию, размеры и материалы тепловыделяющих элементов, их число в
канале или кассете.
В гетерогенных реакторах максимально допустимая
тепловая нагрузка qmax на поверхности тепловыделяющих элементов является важным
параметром, который определяет размеры активной зоны при заданном шаге решетки.
Для предварительных расчетов можно вместо
величины qmax использовать обобщенные данные для средней удельной
энергетической нагрузки.
Исходя из требуемой мощности реактора, размеры
активной зоны можно оценить следующим образом:
где Vакт.з., Dакт.з., Hакт.з. - объем, диаметр,
высота активной зоны;- отношение высоты к диаметру, обычно m = 0,8 - 1,0;-
заданная мощность реактора;
h - коэффициент учитывающий увеличение объема
реактора вследствие размещения регулирующих стержней.
Коэффициент отличается от единицы, если
регулирующие стержни занимают отдельные ячейки реактора (h
= 1,1-1,3).
Максимальная удельная объемная нагрузка активной
зоны:
где KV - объемный коэффициент неравномерности
тепловыделения.
Обычно для теплового реактора с однородной
активной зоной 2-3.
Максимально допустимая тепловая нагрузка:
где -
периметр тепловыделяющей поверхности одного ТВЭла, [см]- число ТВЭлов в
кассетеяч - площадь сечения ячейки, [см2].
Необходимая для отвода тепла скорость
определяется в максимально напряженно тепловыделяющем элементе из уравнения
баланса тепла:
где n - скорость
теплоносителя на входе, [м/с]- осевой коэффициент неравномерности (Kz = 1,2 -
1,5)- площадь сечения прохода теплоносителя, приходящаяся на один элемент,
[см2]
g - удельный вес теплоносителя при рабочих
параметрах, [г/см3]
Di - разность теплосодержания теплоносителя на
выходе, ккал/кг.
Если теплоемкость Cp [ккал/кг×град]
не зависит от температуры, то:
В противном случае величину теплосодержания как
функцию параметров теплоносителя следует определять по специальным таблицам или
графикам.
Для проведения расчета были приняты следующие
величины:
Заданная тепловая мощность N = 2200 МВт
Среднеинтегральное значение мощности Вт/см3
Коэффициент увеличения активной зоны
Объемный коэффициент неравномерности KV = 2
Осевой коэффициент неравномерности Kz = 1,5
С учетом данных величин были получены следующие
результаты:
Максимальная удельная объемная нагрузка активной
зоны:
Максимально допустимая тепловая нагрузка:
Необходимая скорость прокачки теплоносителя:
Таким образом, получившаяся скорость прокачки
теплоносителя удовлетворяет установленным требованиям (50Похожие работы на - Физический расчет ядерного реактора Курсовая работа (т). Физика.
Курсовая работа по теме Разработка программного обеспечения решения нелинейных уравнений
Курсовая работа: Учет и налогообложение основных средств в Республике Казахстан
Финансовые Рынки Курсовая Работа
Реферат: Ґрунтознавство як наука
Контрольная работа: Смертная казнь как вид уголовного наказания 2
Реферат по теме Моральне самопізнання особистості, його умови та способи здійснення
Реферат: Статистические методы изучения уровня и динамики себестоимости продукции 3
Курсовая работа по теме Подготовка гражданских дел к судебному разбирательству как стадия арбитражного процесса
Реферат: Налоговое планирование и роль юридической службы в этом процессе
Курсовая работа: Технологія дугового зварювання
Контрольная Работа По Информатике Класс
Реферат: Человек в организации
Курс Лекций На Тему Деловые Игры В Экономике
Семейное Счастье Произведение Толстого Эссе
Сочинение На Тему Творчество Горького 11
Реферат: Should Adopted Children Be Allowed To Locate
Контрольная работа по теме Автоматизация системного проектирования
Сочинение Ю Проводы Ополчения
Учебное пособие: Методические указания и тематика контрольных работ по дисциплине: «Управление качеством» для студентов заочной формы обучения по специальности 080507 «Менеджмент организации»
Реферат по теме Государственный и правовой строй Древней Греции
Реферат: Carl Sagan Essay Research Paper November 9th
Похожие работы на - Бухгалтерский учет расчетов с персоналом по оплате труда
начала эту СУБД отличала простота использования в сочетании с широкими