Аттестационная работа: Нейтронно-физический расчет реактора

Реферат

физический энергетика ядерный

Выпускная квалификационная работа 126 с., 26 рис., 22 табл., 5 приложений, 44 источника, 1 сборочный чертеж, 1 спецификация.

Ключевые слова: ядерный реактор; нейтронно-физический расчёт, программный комплект WIMS-D5, программный комплекс MSU; отравление; шлакование; нуклидный состав.

Объектом исследования является исследовательский водо-водяной энергетический реактор тепловой мощностью 3212 МВт с топливом UO₂, обогащением 4,5 % по U²³⁵, материал оболочки твэл - сплав Э110.

Цель работы - выполнение нейтронно-физического расчёта реактора, состоящего в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров, удовлетворяющих поставленным требованиям.

В процессе исследования проводились расчеты нейтронно-физических характеристик реактора, произведен расчет финансовой составляющей работы, описаны факторы, влиявшие на выполнение работы.

В результате исследования были получены нейтронно-физические характеристики реактора заданного материального состава, оценено влияние нуклидного состава на воспроизводящие и размножающие свойства активной зоны реактора, рассчитано отравление и шлакование реактора, оценена финансовая составляющая работа и описаны внешние факторы, оказывающие влияние на исследование.

Область применения: ядерная энергетика.

Введение

В настоящее время ядерная энергетика является одной из самых перспективных отраслей выработки электроэнергии. Объем производства атомной электроэнергии увеличивается по мере того, как введенные в эксплуатацию более мощные станции компенсируют потери от закрывающихся.

Глобальные потребности в энергии и доля электроэнергии в общем потреблении энергии быстро растут, и, по прогнозам, вклад ядерной энергетики значительно возрастет. Программы по строительству АЭС, в перспективе, нацелены на замещение тех источников энергии, которые основаны на углеводородном топливе.

Целью данной работы является выполнение оценочного нейтронно-физического расчета реактора типа ВВЭР тепловой мощностью 3200 МВт, заключающегося в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.

Для достижения цели выполнен следующий ряд задач:

? нейтронно-физический расчет «холодного» и «горячего» состояния реактора;

? расчет в программном комплексе WIMS-D5;

? расчет в программном комплексе MCU5;

? расчет отравления и шлакования реактора.

1. Реакторные установки типа ВВЭР

В современной энергетике роль атомных станций играет значительную роль в производстве электроэнергии. В Росси из числа всех предприятий, которые производят электроэнергию, доля атомных станций составляет 16 %. В нашей стране работают 10 атомных электростанций, которые состоят из 35
энергоблоков [1]. Из них 19 энергоблоков имеют реактор типа ВВЭР. Этот вид реактора корпусного типа; в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода с борной кислотой, которая уменьшается в процессе эксплуатации [2].

1.1 Ядерный реактор типа ВВЭР-1000

Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя [3]. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя (рисунок 1).

Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках твэлы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава [4]. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема.

Рисунок 1 - Реактор ВВЭР-1000: 1 - верхний блок; 2 - привод СУЗ(системы управления и защиты); 3 - шпилька; 4 - труба для загрузки образцов-свидетелей; 5 - уплотнение; 6 - корпус реактора; 7 - блок защитных труб; 8 - шахта; 9 - выгородка активной зоны; 10 - топливные сборки; 11 - теплоизоляция реактора; 12 - крышка реактора; 13 - регулирующие стержни; 14 - топливные стержни; 15 - фиксирующие шпонки

Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам [5]. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора

1.2 Ядерный реактор типа ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 - основной продукт интегрированного решения Росатома. Будучи эволюцией реакторов ВВЭР-1000, которые были построены в Индии и Китае в 1990-х и 2000-х годах, новая конструкция отличается улучшенными характеристиками по всем параметрам и рядом дополнительных систем безопасности, предотвращающих выход радиоактивных веществ из герметичной защитной оболочки в случае чрезвычайной ситуации [6].

ВВЭР-1200 обладает на 20 % большей мощностью при размерах, сопоставимых с ВВЭР-1000. Он также имеет увеличенный 60-летний срок службы, возможность отслеживания нагрузки, высокую загрузку мощностей (90 %) и 18-месячный цикл дозаправки.

Численность персонала сокращена на 30-40 % (в расчете на МВт) за счет автоматизации и централизации функций и процессов. Другие инновационные аспекты дизайна были использованы для сокращения затрат. Например, в проекте используется только одна градирня вместо двух.

ВВЭР-1200 может быть дополнительно согласован с полуоборотной турбиной и работать в режиме, следующем за нагрузкой. Многие модификации были внесены во внутренние части реактора (корпус активной зоны, дефлектор активной зоны, блок защитных труб и датчики), чтобы предотвратить аварии и продлить срок службы до 60 лет [7]. Реактор также предназначен для размещения МОКС-топлива.

ВВЭР - это реактор на тепловых нейтронах с водой под давлением, используемой как в качестве теплоносителя, так и в качестве замедлителя. Его конструкция предусматривает двухконтурную парогенерирующую систему с четырьмя контурами охлаждения, главным циркуляционным насосом, наддувом, предохранительными и аварийными клапанами на паропроводах и аккумуляторными баками системы аварийного охлаждения активной зоны.

Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность проверенных временем инженерных решений с набором систем активной и пассивной безопасности.

Бассейн с отработавшим топливом внутри защитной оболочки, вентиляционные фильтры межконтинентального пространства, улавливатель активной зоны с бетонным слоем, беспрецедентная система пассивного отвода тепла и другие передовые технологии, включенные в конструкцию ВВЭР-1200, несомненно, делают его реактором поколения III+.

Система аварийного охлаждения активной зоны также оснащена передовыми технологиями, и одной из них является холодная борная кислота, хранящаяся под давлением в специальных резервуарах. В случае разрыва защитной оболочки или трубопровода клапаны открываются, и борная кислота впрыскивается в активную зону реактора, чтобы остановить цепную реакцию и охладить реактор.

Система аварийного охлаждения активной зоны в сочетании с другими системами гарантирует исключительную степень безопасности реактора.

В сравнении с реактором ВВЭР-1000, основные конструктивные отличия ВВЭР-1200 следующие:

? внутренний диаметр корпуса увеличен на 100 мм по отношению к корпусу реактора ВВЭР-1000;

? высота выгородки увеличена на 200 мм для защиты корпуса от излучения удлиненных топливных столбов твэлов;

? использован удлиненный направляющий каркас для ОР СУЗ в блоке защитных труб.

В результате произошли следующие изменения характеристик:

? уменьшен поток нейтронов, попадающий на корпус реактора;

? улучшены условия охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях с потерей теплоносителя;

? снижены дозовые нагрузки на персонал, обслуживающий ГЦН и парогенераторы;

? увеличено число органов СУЗ.

Твэл ядерного реактора ВВЭР-1200 - это трубка, заполненная таблетками двуокиси урана, которая герметично уплотнена концевыми деталями на сварке. В качестве материала для изготовления трубок твэл традиционно применяется рекристализованный сплав циркония с 1 % ниобия - Э110 [8, 9].

В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме
от 2 до 4.4 % [10].

Первый реактор ВВЭР-1200 был установлен на 6-м энергоблоке Нововоронежа II, введенном в эксплуатацию в августе 2016 года. Реакторы поколения III+ в настоящее время строятся в США, Франции и других странах, но Нововоронеж II стал первой атомной станцией, на которой был запущен реактор последнего поколения. В 2021 году введен в промышленную эксплуатацию введен энергоблок № 6 Ленинградской АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1200. В настоящее время реализуются проекты в Беларусии, Финляндии, Венгрии, Египте.

2. Нейтронно-физический расчет

2.1 Нейтронно-физические параметры критического стационарного ядерного реактора

2.1.1 Предварительный расчет

Для расчета нейтронно-физических параметров реактора на тепловых нейтронах требуется определить размеры активной зоны данного реактора для обеспечения нужного теплосъема при заданной мощности аппарата. Все необходимые величины для расчета указаны в таблице 2.1.

Таблица 2.1 - Выбранные рабочие параметры

Схема расчета реакторов на тепловых нейтронах начинается с предварительной оценки размеров активной зоны, которые обеспечивали бы нужный теплосъем при заданной мощности аппарата.

Исходя из требуемой мощности реактора, размеры активной зоны можно оценить следующим образом:

где ,, - объем, диаметр и высота активной зоны;

m - отношение высоты к диаметру;

N - заданная тепловая мощность реактора, МВт;

- коэффициент, учитывающий увеличение объема реактора.

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, см²;

- 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 входе и выходе, єС.

Объем активной зоны:

Диаметр активной зоны:

Высота активной зоны:

Максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны:

Поперечное сечение элементарной ячейки имеет форму круга и его площадь находится по следующей формуле:

Периметр тепловыделяющего элемента:

Тогда, максимально допустимая тепловая нагрузка:

Для определения скорости прокачки теплоносителя необходимо вычислить площадь, приходящуюся на теплоноситель.

Площадь сечения твэла:

Площадь сечения прохода теплоносителя, приходящаяся на 1 твэл:

При рабочих параметрах теплоносителя t = 314 єC и P = 16 Мпа, плотность и теплоемкость теплоносителя составляют 0,697 г/см³ и 1,43 ккал/(кг•градус) соответственно. Тогда разность теплосодержания теплоносителя на выходе:

Тогда скорость прокачки теплоносителя:

Таким образом, рассчитанная скорость прокачки теплоносителя удовлетворяет указанным требованиям ( < 10 м/с для реакторов типа ВВЭР) [11].