Онлайн поддержка
Все операторы заняты. Пожалуйста, оставьте свои контакты и ваш вопрос, мы с вами свяжемся!
ВАШЕ ИМЯ
ВАШ EMAIL
СООБЩЕНИЕ
* Пожалуйста, указывайте в сообщении номер вашего заказа (если есть)

Войти в мой кабинет
Регистрация
ГОТОВЫЕ РАБОТЫ / ДИПЛОМНАЯ РАБОТА, ЯДЕРНЫЕ ФИЗИКА И ТЕХНОЛОГИИ

Определение эксплуатационных параметров ядерного реактора КЛТ-40С

марина_прокофьева 1750 руб. КУПИТЬ ЭТУ РАБОТУ
Страниц: 70 Заказ написания работы может стоить дешевле
Оригинальность: неизвестно После покупки вы можете повысить уникальность этой работы до 80-100% с помощью сервиса
Размещено: 02.10.2022
Выпускная квалификационная работа 80 стр., 17 рисунков, 10 табл., 31 источников, 2 приложения, 1 чертеж, 1 спецификацию. Ключевые слова: ядерный реактор; КЛТ-40С; нейтронно-физический расчет; многогрупповой расчет; кампания топлива; финансовый менеджмент; социальная ответственность. Объектом исследования является энергетический реактор на тепловых нейтронах с легководным теплоносителем, тепловая мощность 150 МВт, оксидное урановое топливо в силуминовой матрице, материал оболочки ТВЭЛ – сплав Э-110. Цель работы – выполнение нейтронно-физического расчёта реактора КЛТ-40С в различных ЯТЦ, для обоснования возможности его работы при заданных параметрах активной зоны, конструкции и определении совокупности физических параметров. В процессе исследования проводились расчеты нейтронно-физических характеристик реактора; произведен расчет финансовой составляющей работы. В результате получены нейтронно-физические характеристики реактора с заданным материальным составом, определен спектр плотности потока нейтронов и длительность кампании топлива для 4 различных топливных композиций. Область применения: ядерная энергетика. Ввиду закрытости данных относительно характера применения результатов данной разработки, оценка её экономической эффективности объективно невозможна.
Введение

На фоне обостряющихся глобальных проблем, вызванных применением традиционных способов энергопроизводства, становится очевидной необходимость более широкого использования альтернативной – атомной энергии, позволяющей избежать дальнейшего обострения указанных проблем. Активное освоение удаленных территорий с расширением добычи золото, алмазов, редких металлов, подъемов добычи газа, угля, железной руды требует решения энергетических задач. Затраты на передачу электроэнергии в сложных природно-климатических условиях и на большие расстояния могут в несколько раз превышать стоимость её производства. Этот фактор решающим образом определяет конкурентоспособность атомных станций малой мощности в удаленных районах. Одним из примеров решения проблемы доставки электро- и тепловой энергии в удаленные районы является ПАТЭС проекта 20870 с реакторной установкой КЛТ-40С, который реализуется в России на данный момент. На сегодняшний день актуальным является создание нового облика ядерной энергетики, основанной на применении реакторов естественной безопасности, что позволит исключить крупные аварии на АЭС и вместе с этим снизить стоимость строительства и эксплуатации ядерных энергоблоков, а также реализации замкнутого ядерного топливного цикла для полного использования энергетического потенциала уранового сырья. Целью данной работы является определение эксплуатационных параметров реакторной установки КЛТ-40С. Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи: - анализ эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей реакторов нового поколения малой мощности; - определение спектра плотности потока нейтронов, запаса реактивности и длительности топливной кампании с помощью решения системы многогрупповых уравнений диффузии нейтронов итерационным способом; - определение влияние нуклидного состава ядерного топлива на спектр плотности потока нейтронов, запас реактивности и длительность топливной кампании.
Содержание

Введение 14 1 Описание реакторной установки 16 1.1 Состав реакторной установки КЛТ-40С 16 1.1.1 Ядерный реактор 17 1.1.2 Системы безопасности ядерного реактора 20 1.2 Материалы АЗ 21 1.2.1 Топливная композиция реактора КЛТ-40С 22 1.2.2 Конструкционные материалы 23 1.2.3 Теплоноситель и замедлитель 23 1.2.4 Поглотители 24 1.3 Состав и вид ТВС 24 1.4 Эксплуатационные характеристики 26 2 Расчетная часть 27 2.1 Предварительный тепловой расчет ядерного реактора 27 2.2 Расчетная методика по определению спектра плотности потока нейтронов путем решения системы многогрупповых уравнений диффузии нейтронов 30 2.3 Результаты многогруппового расчета итерационным методом для холодного реактора 32 2.4 Определение эффективного коэффициента размножения нейтронов и нормировка спектра плотности потока нейтронов на мощность для холодного реактора 33 2.5 Оценка влияния температуры на значение эффективного коэффициента размножения нейтронов 35 2.6 Температурный эффект реактивности 37 2.7 Влияние компенсирующих стержней на спектр плотности потока нейтронов 38 2.8 Определение длительности кампании ядерного топлива 39 2.9 Возможные варианты топливных композиция 44 3 Финансовый менеджемент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 51 3.1 Организация и планирование работ 51 3.2 Продолжительность этапов работ 52 3.3 Расчет накопления готовности проекта 55 3.4 Расчет сметы на выполнение проекта 56 3.5 Расчет заработной платы 57 3.6 Расчет затрат на материалы 58 3.7 Расчет затрат на социальный налог 59 3.8 Расчет затрат на электроэнергию 59 3.9 Расчет амортизационных отчислений 60 3.10 Расчет прочих расходов проекта 61 3.11 Расчет общей себестоимости разработки 61 3.12 Расчет прибыли, НДС и цены разработки проекта 62 3.13 Оценка экономической эффективности проекта 62 4 Социальная ответственность 63 4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 63 4.2 Организационные мероприятия по устранению влияния вредного воздействия при работе на ПЭВМ 65 4.2.1 Организационные мероприятия 65 4.2.2 Технические мероприятия 65 4.2.3 Условия безопасной работы 68 4.3 Электробезопасность 70 4.4 Пожарная безопасность 71 Заключение 74 Список использованных источников 75 Приложение А 79 Приложение Б 80
Список литературы

1. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения: Учебное пособие / В.И. Бойко, В.В. Шидловский, В.Н. Мещеряков и др. – Томск, 2009. – 518 с. 2. Габараев, Б.А. Инновационные проекты ядерных реакторов / Ю.С. Черепнин, А.В. Лопаткин // Атомное строительство. – 2015. - №22. – С.5 – 12. 3. Основы расчета судовых ЯЭУ: Учебное пособие / В.И. Деев, Н.В. Щукин, А.Л. Черезов– М.: НИЯУ "МИФИ", 2012. – 256 с. 4. Реакторная установка КЛТ-40С на примере данных по АЭУ лихтеровоза «СевМорПуть» [Электронный ресурс] / NUCON Engineering consulting. – 2014. URL: http://www.nucon.us/archives/2950, свободный, – Загл. с экрана. – Яз. рус. Дата обращение: 27.11.2018 г. 5. Реакторные установки КЛТ-40С для атомных станций малой мощности [Электронный ресурс] / «ОКМБ им. Африкантова». – Нижний Новгород, 2012. URL: https://clck.ru/DKWPD, свободный, – Загл. с экрана. – Яз. рус. Дата обращение: 14.11.2018 г. 6. Плавучие атомные станции [Электронный ресурс] / Bellona Foundation; Никитин А., Андреев Л. – СПб., 2011, 48 с. URL: http://bellona.ru/assets/sites/4/2015/06/fil_Floating-npps-ru1.pdf, свободный. – Яз. рус. Дата обращение: 12.11.2018 г. 7. Russian floating nuclear power station [Электронный ресурс] / URL: https://en.wikipedia.org/wiki/Russian_floating_nuclear_power_station, свободный. – Яз. англ. Дата обращение: 19.11.2018 г. 8. Байбаков Д.Ф., Годовых А.В., Мартынов И.С., Нестеров В.Н. Влияние нуклидного состава топливной загрузки на размножающие и воспроизводящие свойства активной зоны реакторной установки КЛТ-40С // Ядерная энергетика. – 2016. – №2. – С. 99-109 9. Алексеев П.Н.‚ Удянский Ю.Н., Субботин С.А., Щепетина Т.Д. Задачи атомных станций малой мощности в энергообеспечении // Атомная энергия. – 2007. – Т. 102. – № 4. – С. 203–208. 10. Сидоренко В.А. Задачи, проблемы и возможности создания ядерной энергетики малой мощности. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. № 5. – С. 246–249. 11. Алексеев П.Н.‚ Удянский Ю.Н., Субботин С.А., Щепетина Т.Д. Задачи атомных станций малой мощности в энергообеспечении // Атомная энергия. – 2007. – Т. 102. – № 4. – С. 203–208. 12. Саркисов А.А. Новое направление развития – ядерная энергетика малой мощности. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. – № 5. – С. 243–245. 13. Сидоренко В.А. Задачи, проблемы и возможности создания ядерной энергетики малой мощности. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. № 5. – С. 246–249. 14. Андреева-Андриевская Л.Н., Кузнецов В.П. Транспортабельные ядерные энергетические установки в международном проекте ИНПРО. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. №5. – С. 273–276. 15. Драгунов Ю.Г.‚ Шишкин В.А., Гречко Г.И., Гольцов Е.Н. Малая ядерная энергетика: задачи и ответы. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 111. – № 5. – С. 294–297. 16. Lee K._H., Kim M._G, Lee J.I., Lee P._S. Recent advances in Ocean Nuclear Power Plants. //Energies. – 2015. – Vol. 8. – № 10. – PP. 11470–11492. 17. Евсеев, Л.А. Закономерности выгорания изотопа В10 в карбиде бора стержней аварийной защиты ядерных реакторов ВВЭР-100 и БН-600 / Л.А. Евсеев. – Ульяновск, 2012. – 23 с. 18. Групповые константы для расчета ядерных реакторов / Л.П. Абагян, Н.О. Базазянц, И.И. Бондаренко, М.Н. Николаев. – М., 1964. – 140 с. 19. Групповые константы для расчета ядерных реакторов / Л.П. Абагян, Н.О. Базазянц, М.Н. Николаев, А.М. Цибуля. – М., 1981. – 233 с. 20. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов / Г.Г. Бартоломей, Г.А Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алтухов. – М.: Энергоиздат, 1982. – 511 с. 21. Нестеров В.Н. Организация итерационного процесса при численном восстановлении спектра нейтронов в размножающей среде с графитовым замедлителем / В.Н. Нестеров, А.В. Головацкий, И.В. Шаманин // Известия высших учебных заведений. – 2004. – № 1. – С.1 – 5. 22. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение: учебно-методическое пособие / И.Г. Видяев, Г.Н. Серикова, Н.А. Гаврикова, Н.В. Шаповалова, Л.Р. Тухватулина З.В. Криницына; Томский политехнический университет. ? Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2014. – 36 с. 23. Об основах охраны труда в Российской Федерации: Федеральный закон от 17 июля 1999 № 181 – ФЗ // Российская газ. – 1999. – 24.07. – С.4. 24. СанПиН 2.2.2/2.4.1340-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы «Гигиенические требования к ПЭВМ и организации работы» [Текст]. – Взамен СанПиН 2.2.2.542-96; введ. 2003-06-30. – М: Российская газета, 2003. – 3 с. 25. ГОСТ 12.1.038-82. ССБТ. Электробезопасность [Текст]. – Введ. 1983-01-07. – М.: Издательство стандартов, 1988. – 2 с. 26. СНиП 21-01-97. Пожарная безопасность зданий и сооружений [Текст]. – Взамен СНиП 2.01.02-85; введ. 1998-01-01. – М.: Госстрой России, ГУП ЦПП, 1999. – 6 с. 27. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: практические задачи по их эксплуатации / В.И. Владимиров. – 5-е изд., перераб. и доп. – М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ», 2009. – 480 с. 28. Коробейников В.В., Клинов Д.А. Введение в нейтронно-физический расчет ядерных реакторов. – Обнинск: ИАТЭ, 2000. – 108 с. 29. Острейкин В. А. Эксплуатация атомных станций: учебник для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 928 с. 30. Конышин В. А. Ядерно-физические константы делящихся ядер: Справочник. – М., Энергоатомиздат, 1984. с. 457. 31. Materials of New Generation in Nuclear Power Industry / I.V. Shamanin, S.V. Bedenko, I.M. Gubaydulin, N.G. Novikova // Advanced Materials Research. – 2014. – V. 1040. – P. 74 – 79.
Отрывок из работы

1.1 Состав реакторной установки КЛТ-40С Во случае использование холодильника фильтра передача за борт тепла от воды первого контура, прокачиваемой через реактор ЦНПК, ЦНР, или посредством подключаемого к контуру насоса ремонтного расхолаживания, осуществляется с помощью системы третьего контура. 1.1.1 Ядерный реактор КЛТ-40С – водо-водяной тепловой реактор корпусного типа. Предназначен для выработки тепловой энергии в результате деления ядерного топлива в активной зоне и передачи полученной энергии теплоносителю первого контура при работе реактора в составе реакторной установки. Принципиальное устройства ядерного реактора КЛТ-40 представлено на рисунке 1.1. Корпус реактора состоит из 3 частей: корпуса, крышки и выемной блок с АЗ. 40С КГ состоит из стержней-поглотителей, перемещающихся в защитных трубах по направляющим при движении несущих плит КГ вместе со стержнями. Рисунок 1.1 – Реактор установки КЛТ-40 На рисунке 1 изображены: 1 – защитные трубы; 2 – стержни-поглотители КГ; 3 – несущие плиты компенсирующих групп; 4 – выемной блок; 5 – трубчатые направляющие; 6 – корпус реактора; 7, 11 – чехлы термопреобразователей; 8 – крышка реактора; 9 – гайка; 10 – шпилька; 12, 13 – стойки приводов органов управления и защиты; 14 – нажимной фланец; 15 – самоуплотняющаяся прокладка; 16 – опорная обечайка; 17 – разделительная обечайка; 18 – ТВС; 19 – экраны. АЗ включает в себя ТВС и ИМ СУЗ компенсации реактивности и аварийной защиты. Главная часть ТВС – кассета, состоящая из набора твэлов, стержней выгорающего поглотителя, рабочие источники нейтронов и вытеснителей, заключенных в шестигранный чехол ТВС. Благодаря объединению твэлов в сборки с выделением межканальной воды стало возможным поднять скорость движения теплоносителя вблизи тепловыделяющих поверхностей, а также уменьшить мощность ЦНПК за счет снижения общего расхода ТН через реактор и уменьшить выбеги реактивности при изменении циркуляции ТН. Компенсация начальной избыточной реактивности АЗ, наряду со стержнями КГ, осуществляется стержнями выгорающего поглотителя (СВП). РИН – стержни, содержащие окись Be, генерирующую после первого пуска реактора фотонейтроны, что позволяет осуществлять контроль за мощностью АЗ при весьма низких ее уровнях в процессе вывода реактора из подкритического состояния. Для того, чтобы выровнять поля энерговыделения по объему АЗ предусмотрено ее физическое профилирование посредством распределения ядерного топлива и ВП по сечениям АЗ. Большую роль при этом играет применение ВП, снижающих общий запас реактивности АЗ. За счет отрицательного теплового коэффициента во всем рабочем диапазоне параметров достигается свойства внутренней самозащищенности реактора. При этом обеспечиваются саморегулируемость ЯР, стабильность поддержания мощности в нормальных и переходных режимах, безопасное протекание аварийных процессов. 1.1.2 Системы безопасности ядерного реактора К системам безопасности АЭУ относятся: СУЗ, система аварийного охлаждение реактора, защитная система снижения аварийного давления в защитной оболочке, система затопления защитной оболочки и др. СУЗ является составной частью системы управления АЭУ, которая осуществляет автоматическое и дистанционное управление энергоустановкой, ее централизованный контроль и диагностику, регулирование и защиту. Дополнительным средством остановки реактора, не относящимся к СУЗ, является жидкий поглотитель нейтронов (в виде кадмиевой соли или соли бора), ввод которого в теплоносителе первого контура осуществляется при необходимости из емкости с помощью насосов высокого давления. Главная задача системы аварийного охлаждения реактора заключается в предотвращении осушения АЗ и разрушения оболочек твэлов как одного из барьеров безопасности при проектной аварии с разгерметизацией трубопровода первого контура максимального сечения, называемой гильотинным разрывом. Защитная система снижения аварийного давления в ЗО предназначена для удержания в допустимых пределах давления парогазовой смеси внутри нее. В системе используется барботажная цистерна и/или устройство для впрыска и распыления в ЗО охлаждающей воды. Система затопления защитной оболочки служит для заполнения ее забортной водой для сохранения целостности оболочки и охлаждения остановленного реактора в случае затопления судна. Решение проблем обеспечения безопасности судовых установок основано на положениях, которые приняты для стационарных АЭУ. Однако вместе с тем требует учета специфика кораблей и судов с АЭУ, на которых работа ЯР является не только источником потенциальной опасности, но и возможностью спасения корабля в море и жизней членов его экипажа. В этом случае выход параметров установки за эксплуатационные пределы допустим, в отличие от АЭС, где в подобной ситуации реактор должен быть остановлен. 1.2 Материалы АЗ Выбор всех материалов активной зоны реактора КЛТ-40С сделан с оглядкой на особенности эксплуатации и поставленные для реактора цели. Реактор должен иметь длительную топливную кампанию и относительно большой интервал между перезагрузками топлива, назначенный срок эксплуатации сравнимый с наземными реакторами, большой межремонтный период. Так же реакторная установка обязана отвечать требованиям безопасности ядерных объектов, соответствовать требованию о нераспространения ядерного оружия и запрету на использование в энергетических реакторах урана с обогащением выше 20%. 1.2.1 Топливная композиция реактора КЛТ-40С Топливом для реактора КЛТ-40С служит керамический диоксид урана с обогащением по урану-235 18,6%. Гранулы диоксида помещены в силуминовую матрицу в отношении примерно 2:1. Из этой смеси изготавливают цилиндрические топливные таблетки. Стоит заметить, что благодаря использованию дисперсионного топлива таблетки практически не деформируются и не раздуваются, что позволило избавиться от привычного для таблеток из чистого диоксида урана центрального отверстия. Так же благодаря этому был минимизирован зазор между трубкой твэла и топливной таблеткой. Такое решение позволило увеличить загрузку топлива при сохранении объемов твэлов. Силумин, используемый в качестве матрицы для топлива в реакторе КЛТ-40С представляет из себя сплав алюминия с кремнием (порядка 11%) с добавлением никеля (2%). Сплав устойчив к коррозиям, обладает относительно низкой плотность – 2,5 до 2,94 г/см3, хорошими механическими характеристиками, а также низким сечением поглощения нейтронов. Благодаря удовлетворительным коррозионным свойствам топливной композиции при контакте с водой обеспечивается низкий темп возрастания активности теплоносителя первого контура при наличии случайного производственного дефекта или повреждения оболочек твэлов в аварийных режимах. Также топливная композиция обладает хорошей совместимостью с материалом оболочки как при изготовлении, так и в рабочих условиях. Топливная кампания реактора КЛТ-40С составляет порядка 5 лет, интервал между перезагрузками – 2,5-3 года, кампания активной зоны – 12 лет. 1.2.2 Конструкционные материалы К конструкционным материалам активной зоны относятся: материалы трубки Твэлов, материалы дистанцирующих решеток и иных частей ТВС, материалы кожуха центрального отверстия ТВС, оболочки СВП и РИН. Как и в большинстве отечественных реакторов, в реакторе КЛТ-40С в качестве конструкционного материала выступает циркониевый-ниобиевый сплавы Э-110 и Э-635. Главной причиной использования сплавов циркония в ядерной энергетике является малое значение «паразитного» поглощения нейтронов в сравнении с любыми сталями. Помимо этого, цирконий обладает достаточной технологичностью, хорошей совместимостью с окисным топливом, коррозионной стойкостью до определенных пределов в воде и в водных растворах борной кислоты. 1.2.3 Теплоноситель и замедлитель Теплоносителем и замедлителем для реактора КТЛ-40С служит легкая вода. В общем случае данный реактор относится реакторам ВВЭР типа. Такой выбор обусловлен свойствами воды как теплоносителя, отработанностью технологий и материалов легководных реакторов, а также условиями эксплуатации реакторов КЛТ-40С. Так как основное их назначение – быть частью энергетических установок для морских судов и плавучих атомных станций. 1.2.4 Поглотители В активной зоне ядерного реактора КЛТ-40С используются следующие поглощающие материалы: - материал на основе гадолиния в стержнях выгорающего поглотителя; - гомогенный бор в пластинах-вытеснителях; - специальный борсодержащий сплав и карбид бора в стержнях АЗ; - титанат диспрозия. В качестве выгорающего поглотителя в СВП используется цирконат гадолиния, легированный ниобием, с содержанием гадолиния до 80%. В качестве поглощающего материала блоков рабочей части стержней АЗ применяются вкладыши из специального борсодержащего сплава, основой которого является сплав диборида хрома и диборида титана, легированный дисилицидом молибдена. Вкладыши имеют удовлетворительные физические и механические свойства и совместимы с материалом оболочки стержней АЗ при температурах до 900 °С. 1.3 Состав и вид ТВС Активная зона судового реактора представляет собой комплекс ТВС, стержней АЗ, а также гильз под термометры и под стержни АЗ. 241 ТВС в размещены в выемном блоке по углам правильной треугольной решетки с шагом 100 мм. Между ТВС расположены ПЭЛ системы компенсации реактивности, объединенные в пять рабочих органов. ТВС выполнены в трех конструктивных модификациях: – основные ТВС – 218 штук, в том числе пять ТВС, в которые устанавливается гильза под термометр; – ТВС под стержень АЗ – 18 штук; – ТВС со штоком – 5 штук. Стержни АЗ (16 штук) размещены в гильзах под стержень АЗ и кинематически объединены в четыре рабочих органа АЗ (по четыре стержня в каждом рабочем органе). Тепловыделяющая сборка состоит из двух частей: кассеты и подвески. Кассета ТВС состоит из пучка твэлов, СВП, РИН, цилиндрических и пластинчатых циркониевых вытеснителей, дистанционирующих решеток, чехла, концевых деталей, крепежных деталей: конусных колец, гайки, наконечника и др. Рисунок 1.2 – Модель ТВС РУ КЛТ-40С: 1 – Твэл; 2 – СВП или РИН диаметром 6,2 мм; 3 – СВП или РИН диаметром 4,6 мм Твэл представляет собой гладкостержневую оболочку диаметром 6,2 мм из циркониевого сплава Э-110 с толщиной стенки 0,5 мм, заполненную оксидным топливом, диспергированным в силуминовой матрице, и загерметизированную с двух сторон заглушками. СВП представляет собой гладкостержневые оболочки диаметрами 6,2 и 4,6 мм и толщиной стенки 0,5 мм из сплава Э-110, заполненные выгорающим поглотителем на основе гадолиния и загерметизированные с двух сторон заглушками. Активная зона реакторной установки КЛТ-40С разработана на тех же принципах и с применением тех же конструктивных решений, что и ледокольные активные зоны, подтвердившие высокую надежность, безопасность и работоспособность в натурных условиях эксплуатации. В то же время, являясь дальнейшим развитием ледокольных активных зон в части решений по конструктивному исполнению штоковых ТВС, СВП, РИН, стержней АЗ, пластинчатых вытеснителей, направляющих трубок ПЭЛ, активная зона РУ КЛТ-40С превосходит их по показателям надежности. 1.4 Эксплуатационные характеристики Выбор параметров работы первого и второго контуров АЭУ и, следовательно, параметров РУ обусловлен набором факторов, наиболее важными из которых являются теплофизические свойства воды как теплоносителя и замедлителя в реакторе. Таблица 1.1 – Эксплуатационные характеристики реакторной установки КЛТ-40С Характеристика Значение Тепловая мощность, МВт 150 Электрическая мощность, МВт 37,5 Давление теплоносителя в первом контуре, МПа 12,7 Расход теплоносителя 1 контура, т/ч 2505 Температура теплоносителя первого контура, ?С – на входе в активную зону – на выходе из активной зоны 279 317 Эквивалентный диаметр, мм 1173,7 Высота, мм 1300 Кампания АЗ, лет 12 ТВС в АЗ, шт 121 Твэлов в ТВС, шт 102 2 Расчетная часть 2.1 Предварительный тепловой расчет ядерного реактора Исходя из требуемы размеров активной зоны можно оценить объем: где , , – объем, диаметр и высота активной зоны; Вследствие размещения регулирующих стержней СУЗ максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны: , где – объемный коэффициент неравномерности плотности потока нейтронов; – средняя удельная объемная нагрузка, . Максимально допустимая тепловая нагрузка: , где – периметр тепловыделяющей поверхности одного твэла, см; – площадь сечения элементарной ячейки, см2. Необходимая для отвода тепла скорость определятся в максимально напряженном тепловыделяющем элементе из следующего выражения: , где – скорость прокачки теплоносителя; – осевой коэффициент неравномерности плотности потока нейтронов; – площадь сечения прохода теплоносителя, приходящаяся на тепловыделяющую сборку, см2; – плотность теплоносителя при рабочих параметрах, г/см3; – разность теплосодержания теплоносителя на входе и выходе, ккал/кг. Данная величина определяется по следующей формуле: , где – теплоемкость теплоносителя при постоянном давлении, ккал/(кг•градус); , – температура теплоносителя на выходе и входе в АЗ, ?С. Таблица 2.1 – Выбранные расчетные параметры Параметр Обозначение Значение Тепловая мощность, МВт N 150 Удельная объемная нагрузка активной зоны, МВт/л 147,11 Коэффициент увеличения активной зоны ? 1,34 Отношение высоты к диаметру m 1,13 Объемный коэффициент неравномерности Kv 2 Осевой коэффициент неравномерности Kz 1,4 Размер элементарной ячейки под ключ, см hя 0,835 Внешний диаметр твэла, см Dтвэл 0,62 Толщина оболочки твэла, см hоб.твэл 0,05 Диаметр топливной таблетки, см Dтоп.таб. 0,52 Объем активной зоны: . Максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны: . Для определения максимально допустимой тепловой нагрузки необходимо вычислить периметр тепловыделяющего элемента и площадь элементарной ячейки. Периметр тепловыделяющей поверхности одного твэла: Площадь элементарной ячейки имеет форму шестигранника и находится по следующей формуле: , где – размер ТВС под ключ, см; Тогда, максимально допустимая тепловая нагрузка: Для определения скорости прокачки теплоносителя необходимо вычислить площадь, приходящуюся на теплоноситель и разность теплосодержания теплоносителя на выходе. Площадь, приходящаяся на твэлы: . Площадь теплоносителя: . При рабочих параметрах t = 298 ?C, плотность и теплоемкость теплоносителя составляют 0,72 г/см3 и 1,328 ккал/(кг•градус) соответственно. Тогда разность теплосодержания теплоносителя на выходе: . Скорость прокачки теплоносителя равна: . Таким образом, полученная скорость прокачки теплоносителя, удовлетворяет максимально заявленной скорости прокачки теплоносителя через активную зону реактора, заявленной в нормативных документах посвящённых данной тематике. – среднее число нейтронов на акт деления; – макроскопическое сечение деления для нейтронов k-ой группы. Согласно уравнению критического реактора, в диффузионно-возрастном приближении первое слагаемое в уравнении 2.1, описывающее утечку нейтронов из активной зоны, будет определяться по соотношению: , (2.2) где В2– геометрический параметр. Для организации итерационного процесса при решении системы уравнений в рассматриваемой задаче необходимо составить систему уравнений для определения плотностей потоков нейтронов следующего вида: , при , где j – номер итерации, начиная с первой. Для начала итерационного процесса на нулевой итерации плотность потока нейтронов в i-ой группе определялась из соотношения 2.1 с учетом 2.2 по следующему соотношению: , где число нейтронов, образующихся во втором поколении при делении ядер всеми нейтронами первого поколения, задавалось равным единице . суммарному значению для данной итерации: плотность потока нейтронов i-ой группы в относительных единицах (рисунок 2.1): . Рисунок 2.1 – Спектр плотности потоков нейтронов в относительных единицах Из рисунка 2.1 можно видеть, что сходимость итерационного процесса для холодного состояния реактора достигается на второй итерации. может предоставить величину плотности потока нейтронов в реальной активной зоне. Для этого проводится нормировка значения плотности потока нейтронов, исходя из значения тепловой мощности ядерного реактора, по соотношению: , где – тепловая мощность ЯР; – энергия, выделяющаяся при делении одного ядра; – объем активной зоны; – среднее значение макроскопического сечения деления ядер по активной зоне. Его значение определяется по следующей формуле: . Рассчитано значение плотности потока нейтронов: нейтрон/(см2 с). Реальное значение плотности потока каждой из 26-и групп определяется с учетом полученного выше значения по следующей формуле: . Распределение плотности потока нейтронов в абсолютных единицах представлено на рисунке 2.2. Далее необходимо определить эффективный коэффициент размножения нейтронов, который рассчитывается с помощью формул: ; (2.5) ; (2.6) . (2.7) Получено следующее значение эффективного коэффициента размножения нейтронов для холодного состояния ядерного реактора: . Рисунок 2.2 – Спектр плотности потока нейтронов в абсолютных единицах для холодного состояния ЯР 2.5 Оценка влияния температуры на значение эффективного коэффициента размножения нейтронов Для точности расчетов необходимо учесть резонансную самоэкранировку ( f ) зависящая от температуры материала и от . Самоэкранировка подразумевает, что микроскопическое сечение отдельного элемента внутри группы зависит от величины макроскопического сечения других элементов в этой группе. Формула по которой рассчитывается выглядит следующим образом: , где l – элемент для которого рассчитывается поправка; i – номер энергетической группы нейтронов; m – остальные элементы активной зоны; – полное микроскопическое сечение взаимодействия элемента m i-ой группы; Nl , Nm – концентрации элементов l и m соответственно. Температуры, которые были выбраны для расчета материалов активной зоны: ТЯТ = 1543 К, ТКМ = 600 К, ТТН = 571 К. Далее пересчитываются микроскопические сечения поглощения и деления для 26-ти групп по формулам: ; , где , – табличные значения сечений; – поправочный коэффициент резонансной самоэкранировки. С учетом поправочных коэффициентов резонансной самоэкранировки определили спектр плотности потока нейтронов для горячего состояния реактора, представленного на рисунке 2.3. Рисунок 2.3 – Спектр плотности потоков нейтронов холодного и горячего состояния реактора без компенсации избыточной реактивности Воспользовавшись формулами 2.5 – 2.7 с учетом поправочных коэффициентов резонансной самоэкранировки, эффективный коэффициент размножения для горячего состояния реактора равен: . 2.6 Температурный эффект реактивности Определим температурный эффект реактивности по формуле 2.8. , (2.8) где – температура, равная горячему состоянию реактора; – температура, равная холодному состоянию реактора. . Из полученных результатов следует, что при разогреве реактора от холодного до горячего состояния происходит уменьшение запаса реактивности на 5,7 %. Это связано с тем, что с ростом температуры увеличиваются сечения радиационного захвата нейтронов элементов активной зоны реактора, обусловлено это Доплер-эффектом.
Условия покупки ?
Не смогли найти подходящую работу?
Вы можете заказать учебную работу от 100 рублей у наших авторов.
Оформите заказ и авторы начнут откликаться уже через 5 мин!
Похожие работы
Дипломная работа, Ядерные физика и технологии, 65 страниц
1625 руб.
Дипломная работа, Ядерные физика и технологии, 68 страниц
1700 руб.
Дипломная работа, Ядерные физика и технологии, 56 страниц
1400 руб.
Дипломная работа, Ядерные физика и технологии, 39 страниц
1100 руб.
Дипломная работа, Ядерные физика и технологии, 93 страницы
2325 руб.
Служба поддержки сервиса
+7 (499) 346-70-XX
Принимаем к оплате
Способы оплаты
© «Препод24»

Все права защищены

Разработка движка сайта

/slider/1.jpg /slider/2.jpg /slider/3.jpg /slider/4.jpg /slider/5.jpg