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…………………..…….. 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 - 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 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 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
Материал
|
Ai
|
gi
|
Ni
|
|
|
xSs
|
Микросечение, [барн]
|
Макросечение, [см-1]
|
|
|
|
|
µs
|
x
|
|
sa
|
sf
|
ss
|
str
|
Sa
|
Sf
|
Ss
|
Str
|
UC
|
250
|
13,63
|
3,284*1022
|
-
|
0,007979
|
0,0296
|
498,129
|
422,718
|
28,69
|
526,54
|
0,327
|
0,222
|
0,45
|
0,77
|
U235
|
235
|
-
|
5,254*1020
|
0,00
|
0,0085
|
6,69*10-5
|
496,076
|
422,718
|
15
|
511,076
|
0,2606
|
0,222
|
0,00788
|
0,2685
|
U238
|
238
|
-
|
3,231*1022
|
0,00
|
0,0084
|
0,0024
|
2,05
|
-
|
8,99
|
11,04
|
0,066
|
-
|
0,29
|
0,3567
|
C12
|
12
|
-
|
3,284*1022
|
0,06
|
0,158
|
0,024
|
0,003
|
-
|
4,7
|
4,421
|
8,5*10-5
|
-
|
0,154
|
0,145
|
NaK
|
62
|
0,866
|
8,413*1021
|
-
|
0,0319
|
0,001157
|
1,963
|
-
|
5,1
|
6,93
|
0,0109
|
-
|
0,0189
|
0,029
|
Na
|
23
|
-
|
1,918*1021
|
0,03
|
0,0845
|
0,000502
|
0,397
|
-
|
3,1
|
3,404
|
0,00076
|
-
|
0,00594
|
0,00653
|
K
|
39
|
-
|
6,495*1021
|
0,02
|
0,0504
|
0,000655
|
1,566
|
-
|
2,0
|
3,526
|
0,01017
|
-
|
0,01299
|
0,022
|
Графит
|
12
|
1,75
|
8,784*1022
|
0,06
|
0,158
|
0,065
|
0,00303
|
-
|
4,7
|
4,421
|
0,000265
|
-
|
0,413
|
0,388
|
Сталь
|
-
|
7,95
|
-
|
-
|
-
|
0,031
|
22,08
|
-
|
39,1
|
60,794
|
0,197
|
-
|
0,889
|
1,0769
|
Fe
|
56
|
-
|
6,045*1022
|
0,01
|
0,035
|
0,024
|
1,914
|
-
|
11,4
|
13,2
|
0,116
|
-
|
0,689
|
0,798
|
Cr
|
52
|
-
|
1,657*1022
|
0,01
|
0,038
|
0,0026
|
2,345
|
-
|
4,2
|
6,503
|
0,039
|
-
|
0,07
|
0,108
|
Ni
|
59
|
-
|
7,304*1021
|
0,01
|
0,0355
|
0,0042
|
3,48
|
-
|
17
|
20,31
|
0,025
|
-
|
0,124
|
0,148
|
Ti
|
48
|
-
|
7,980*1020
|
0,01
|
0,041
|
0,000137
|
4,388
|
-
|
4,2
|
8,546
|
0,003502
|
-
|
0,00335
|
0,0068
|
Mn
|
55
|
-
|
1,306*1021
|
0,01
|
0,0359
|
0,00011
|
9,96
|
-
|
2,3
|
12,23
|
0,013
|
-
|
0,003
|
0,016
|