Нейтронно-физический расчёт стационарного реактора на тепловых нейтронах

Томск — 2014

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
• 1.2 Предварительный расчет
• 2. Физический расчет реактора
• 2.1 Ядерно-физические характеристики «холодного» реактора
• 2.1.1 Расчет концентрации топлива
• 2.1.2 Расчет концентрации оболочки
• 2.1.3 Расчет концентрации теплоносителя
• 2.1.4 Расчет концентрации замедлителя
• 2.2 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды в «холодном» реакторе
• 2.3 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… з = 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 микрои макросечений для «холодного» реактора

Расчет микрои 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.

Микрои макросечения для графита:

Микрои макросечения для Na:

Микрои макросечения для K:

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

Микрои макросечения для U²³⁵:

Микрои макросечения для U²³⁸:

Микрои макросечения для углерода находящегося в составе ядерного горючего:

Микрои макросечения для UC:

Микрои макросечения для железа (Fe):

Микрои макросечения для хрома (Cr)

Микрои макросечения для никеля (Ni):

Микрои макросечения для титана (Ti):

Микрои макросечения для марганца (Mn):

Микрои 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 е

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

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

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

е₁ — 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 и

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 и 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 ц

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 микрои 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.

3. 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