Материал: Водо-водяной реактор. Физический расчет

Водо-водяной реактор. Физический расчет

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Институт - Физико-технический

Направление - Ядерные физика и технологии

Кафедра - ФЭУ

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА К КУРСОВОМУ ПРОЕКТУ

на тему «Водо-водяной реактор. Физический расчет»

Томск - 2015

Оглавление

Введение

. Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР)

.1 Общие сведения

.2 Краткое описание активной зоны водо-водяного реактора

.3 Конструкции тепловыделяющих элементов

.4 Материалы оболочек тепловыделяющих элементов

.5 Топливные кассеты и сборки

. Предварительный расчет

. Физический расчет реактора

.1 Расчет ядерных концентраций

.2. Расчет площадей и долей материала в ячейке

.3 Расчет микро- и макросечений для «холодного» реактора

3.4 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды

3.5 Расчет эффективного коэффициента размножения

4. Температурный эффект реактивности

4.1 Перерасчет ядерных концентраций

4.2 Зависимость поперечных сечений от температуры

4.3 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды

4.4 Расчет эффективного коэффициента размножения

5. Многогрупповой расчет, спектр нейтронов в активной зоне

5.1 «Пересчет» концентраций ядер

5.2 Многогрупповой расчет

Заключение

Список используемых источников

Приложение 1

Приложение 2

Приложение 3

Приложение 4

Приложение 5

Приложение 6

Введение

Начало ХХ - века ознаменовалось несколькими тенденциями, такими как рост промышленного производства и численности населения, что неизменно провоцировало рост энергопотребления. Рост энергопотребления примерно пропорционален росту ВВП.

Рост энергопотребления человечеством приводит к улучшению качества жизни и в свою очередь к росту численности населения. Так по расчетам ученых с начала прошлого века рост население увеличилось в 4 раза, а потребление на человека увеличилось в 20 раз. Рост крупных населённых пунктов послужил толчком к росту централизованного энергоснабжения, по причине экономической рентабельности крупных энергетических центров способных выдавать от 1 Гвт/ч и более, что примерно эквивалентно потреблением энергии городом с населением около 400 тысяч человек. Такое количество энергии, к примеру, можно получить сжигая 300 - 400 тонн мазута в сутки.

Эти события оказывают, пожалуй, сильнейшее влияние на направление развития человечества в наше время и в ближайшие 100 лет.

Основной предпосылкой развития малых АЭС России служит её географическое положение, низкая плотность населения и отсутствие полноценной инфраструктуры для поддержания устойчивого развития регионов крайнего Севера и Дальнего востока.

В работе был рассмотрен торий как воспроизводящий элемент. Запасы тория превосходят запасы урана, период полураспада тория меньше, в процессе работы реактора на ториевом топливе не образуется плутоний, а так же теплопроводность и точка плавления тория выше, чем у урана, что предполагает работу реактора при более низкой и безопасной температуре.

Поэтому в работе поставлена цель: определение оптимальных параметров ядерных реакторов нового поколения малой мощности.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

1.   Анализ эксплуатационных параметров и конструктивных особенностей водо-водяных реакторов под давлением.

2.   Проведение предварительного, нейтронно-физического расчета «горячего» и «холодного» реактора а так же моногогруппового расчета реактора для определения спектра плотности потока нейтронов.

1. Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР)

.1 Общие сведения

Среди огромного многообразия разработанных типов реакторов для АЭС важное место занимают водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР).

Преимущественное использование водо-водяных реакторов в ядерной энергетике объясняется рядом причин. К ним прежде всего следует отнести то, что вода оказалась наиболее подходящим материалом для ядерных реакторов в качестве замедлителя и теплоносителя. Надо учесть при этом, что она не дефицитна и весьма доступна, издавна используется в различных отраслях техники и поэтому её свойства хорошо изучены. Как замедлитель вода имеет наивысшую замедляющую способность, поэтому водо-водяные реакторы компактны, обладают сравнительно высоким энерговыделением с единицы объема активной зоны. Использование воды одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя позволило создать реакторы, сравнительно простые по устройству. Появляется возможность применения одноконтурной схемы с подачей пара теплоносителя в силовую установку.

ВВЭР обладают высокой устойчивостью и саморегулируемостью благодаря отрицательному коэффициенту реактивности. Наведенная активность воды обусловлена короткоживущими нуклидами, что несколько упрощает биологическую защиту и доступ к оборудованию первого контура. Вода как теплоноситель эффективно отводит тепло.

Несмотря на указанные преимущества воды использование её в ядерных реакторах сопряжено и с рядом трудностей. Сравнительно высокое поглощение нейтронов водой отрицательно сказывается на балансе нейтронов в активной зоне и предопределяет применение только обогащенного урана, вследствие чего коэффициент воспроизводства в водо-водяных реакторах сравнительно невысок. Сильное замедление нейтронов в воде может привести к большим локальным неравномерностям распределения энерговыделения. Поэтому при конструировании водо-водяных реакторов необходимо предусмотреть равномерное распределение воды в активной зоне. Сравнительно высокая коррозионная активность воды с конструкционными материалами требует специальной и дорогостоящей системы водоподготовки, что заметно складывается на эксплуатационных затратах. Для получения приемлемой температуры необходимо высокое давление. В связи с ограничением температурного уровня для установок с реакторами типа ВВЭР характерен цикл с насыщенным паром. Удельный тепловой поток при использовании водного теплоносителя ограничен критическими тепловыми нагрузками. Все это необходимо учитывать при сооружении водо-водяных реакторов.

.2 Краткое описание активной зоны водо-водяного реактора

В настоящее время таких реакторов построено и находится в эксплуатации довольно большое количество. Все узлы реактора находятся внутри прочного корпуса, представляющего собой вертикальный толстостенный сосуд с эллиптическим днищем, сверху закрытый объемной крышкой. Корпус водо-водяных реакторов является ответственным элементом, так как должен выдерживать высокое давление теплоносителя. В современных водо-водяных энергетических реакторах давление лежит в диапазоне примерно от 12 до 17 МПа. Диаметр корпуса обычно ограничен его транспортабельностью и не должен превышать 4.5 метров по наружному габариту. Корпус изготовляется в заводских условия из термостойкой перлитной стали, а изнутри делается наплавка (плакировка) слоем 10-20 мм из аустенитной нержавеющей стали. Назначение наплавки - предотвратить контакт воды с перлитной сталью и тем самым уменьшить выход продуктов коррозии в контур. Кроме того, в воде первого контура вследствие радиолиза всегда имеется то или иное количество свободного водорода и непосредственный контакт теплоносителя с перлитной сталью приводит к насыщению её водородом. Этот контакт необходимо предотвратить, так как насыщение водородом вызывает охрупчивание стали, она теряет прочность и пластичность. В верхней части корпуса расположены патрубки для подвода и отвода теплоносителя. Для опоры и дистанцирования топливных кассет, а также для организации потока теплоносителя внутри корпуса служит корзина активной зоны, обычно представляющая собой обечайку, в нижней части которой крепится опорная плита, а в верхней - устройство для дистанцирования топливных кассет.

Активная зона реакторов типа ВВЭР из сравнительно плотно упакованных шестигранных ТВС. ТВС в свою очередь собраны из ТВЭЛ. ТВЭЛ омываются снаружи водой под давлением.

В конструкции активной зоны и внутрикорпусных устройств предусматривается размещение органов регулирования и компенсации избыточной реактивности. В отечественных водо-водяных реакторах первого поколения используются подвижные поглощающие сборки. В серийном варианте ВВЭР-440 общее число сборок равно 349, из них 37 поглощающие. В поглощающих сборках размещены боросодержащие элементы, являющиеся сильными поглотителями. Дополнительно для компенсации избыточной реактивности в водо-водяных реакторах используется жидкостное борное регулирование. Перегрузка топлива в таких реакторах производится после отключения нагрузки и остановки реактора. Перегрузка реактора этого типа на ходу трудноосуществима.

1.3 Конструкции тепловыделяющих элементов

ТВЭЛ и ТВС ядерного реактора - одни из наиболее ответственных его узлов. Они находятся в зоне максимальных температур и облучения и работают в наиболее тяжелых условиях. В то же время выход из строя (разгерметизация ТВЭЛ) приводит к опасным последствиям - выходу радиоактивных продуктов деления в контур теплоносителя. Поэтому одна из основных задач при конструировании ядерного реактора - создание надежных ТВЭЛ.

Конструкция и материалы ТВЭЛ и ТВС должны обеспечивать их надёжную работу при высоких плотностях энерговыделения и при больших глубинах выгорания. ТВЭЛ также выполняют функции барьеров безопасности, предотвращающих выход высокоактивных продуктов деления в теплоноситель.

При выборе конструкции ТВЭЛ и его размеров необходимо учитывать следующие соображения:

1) чем больше отношение поверхности к объёму, тем меньше напряжённость единицы поверхности ТВЭЛ;

2) с возрастанием отношения поверхности к объёму ТВЭЛ уменьшаются размеры активной зоны, но одновременно возрастает доля конструкционных материалов, снижаются прочностные и вибрационные характеристики ТВЭЛ;

3) поперечные размеры ТВЭЛ должны уменьшаться с увеличением температуры теплоносителя и тепловых потоков, а также с уменьшением теплопроводности топлива;

4) конструкция и размеры ТВЭЛ существенно влияют на параметры размножающей среды и загрузку топлива в реактор.

В зависимости от геометрической формы различают ТВЭЛы: блочковые, стержневые, кольцевые, трубчатые, пластинчатые, ленточные, шаровые, призматические. Чаще всего применяются ТВЭЛ ы стержневой и трубчатой формы (реже пластинчатые) в оболочках из сплавов на основе алюминия, железа, циркония, а высокотемпературные ТВЭЛы - в керамической оболочке.

Обычно ТВЭЛ состоит из топливного сердечника, оболочки, отделяющей сердечник от теплоносителя и замедлителя, и концевых деталей, герметизирующих полость сердечника. Внутри оболочки предусматривают свободные объёмы для компенсации разности термических расширений сердечника и оболочки и для сбора газообразных продуктов деления. Для металлического урана этот зазор необходим ещё для компенсации увеличения объёма 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 ТВЭЛ (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.

1.4 Материалы оболочек тепловыделяющих элементов

Так как оболочки ТВЭЛ работают в наиболее трудных условиях одновременно длительного воздействия высоких температур и полей облучения, тепловых потоков, давления, коррозионного действия теплоносителя, топлива и продуктов деления к ним предъявляют жёсткие требования:

1)   малое сечение поглощения нейтронов;

2)      механическая прочность и неизменность формы под действием  температурного и радиационного воздействия;

)        высокая теплопроводность;

)        коррозионная и эрозионная стойкость в теплоносителе и совместимость с ядерным топливом;

5)   материал оболочки ТВЭЛ не должен взаимодействовать с ядерным топливом и теплоносителем во всем диапазоне рабочих температур.

Оболочки ТВЭЛ для водо-водяных реакторов изготавливаются из металлических трубок, выполненного из сплава на основе циркония. Трубки, заполненные таблетками из диоксида урана с торцов, герметизируются стальными наконечниками. Наконечники соединяются с циркониевой трубкой специальной сваркой. Внутренняя полость ТВЭЛ заполняется инертным газом гелием под небольшим давлением. Это, в частности, позволяет вести контроль герметичности оболочек. Сохранение герметичности ТВЭЛ предотвращает выход продуктов деления в теплоноситель.

В данном курсовом проекте в качестве оболочки используется цирконий. Плотность циркония - 6,5 г/см³. Толщину оболочки выбирают, исходя из условий обеспечения достаточной прочности. Она составляет 0,2-0,6 мм.

1.5 Топливные кассеты и сборки

Кассета - это строго определенное количество ТВЭЛ, конструктивно объединенных между собой, с обеспечением условий эффективного тепловыделения и теплоотдачи, а так же оперативной замены, предусмотренной правилами эксплуатации.

Кассета состоит из следующих частей:

1)   рабочая часть - ТВЭЛ, свободноразмещенные в узлах дистанцирующих решеток;

2)   несущий каркас - состоит из продольных труб (или одной трубы) с поперечными дистанцирующими решетками. Размеры и конструкция каркаса определяется расчетной долей конструкционного материала в активной зоне реактора;

3)   концевые детали - головка и хвостовик, служащие для захвата при перегрузке и крепления в активной зоне;

4)   тонкостенный чехол служит для направления движения теплоносителя и позволяет регулировать его расход по кассетам, если это требуется.

Если кассета размещена в отдельном канале, то чехол не требуется, и она представляет собой тепловыделяющую сборку (ТВС).

Несущий каркас ТВС может быть выполнен в виде центральной несущей трубы с закрепленными на ней дистанцирующими решетками. В трубе при этом могут размещаться датчики СУЗ, либо дросселирующие вставки, регулирующие расход теплоносителя в межтвэльном пространстве.

2. Предварительный расчет

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 q_max на поверхности тепловыделяющих элементов является важным параметром, который определяет размеры активной зоны при заданном шаге решетки.

Для предварительных расчетов можно вместо величины q_max использовать обобщенные данные для средней удельной энергетической нагрузки.

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

 (1.1)

 (1.2)