Действии радиации на человека и окружающую среду. Атомные станции Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании


Атомная энергетика. Выполнение курсовых проектов по ядерным реакторам

Органы управления реактора

В любом реакторе имеется независимая система - СУЗ для изменения . Необходимость её очевидна, если рассмотреть задачи решаемые СУЗ:

компенсация избыточной реактивности, медленно уменьшающейся во времени в результате выгорания топлива;

регулирование - изменение мощности реактора, а также компенсация малых отклонений от критичности, вызванных случайными изменениями параметров реактора, например, температуры теплоносителя;

аварийная защита - быстрое прекращение процесса деления.

Чаще всего - это подвижные цилиндрические стержни, в состав которых входит бор.

Из нейтронно-физического расчёта известны значения эффективных коэффициентов размножения реактора для различных температур. Максимальный избыток реактивности  должен быть скомпенсирован регулирующими стержнями. Кроме того, необходимость перевода реактора в подкритическое состояние требует реализации значения Кэф0» 0.99. Эффективность стержней СУЗ DКэфст должна быть таковой, чтобы скомпенсировать избыточный запас реактивности и перевод реактора в подкритическое состояние

 DКэфст = Кэфмакс - Кэф0. (4.1)

Эффективность стержней определяется двумя факторами, каждый из которых приводит к снижению Кэф реактора. Первый из них - поглощение нейтронов материалом самого стержня, второй эффект связан с увеличением утечки нейтронов из реактора после введения в него поглощающего стержня, за счёт радиального перераспределения потока нейтронов и увеличения его вблизи границы реактора (при постоянной мощности реактора).

Можно считать, что введение в реактор поглощающего стержня эквивалентно появлению внутри активной зоны новой границы, на которой поток обращается в нуль. Положение этой границы определяется эффективным радиусом стержня.

Таким образом, при расчёте поглощающих стержней необходимо рассмотреть две задачи: определение эффективного размера и определение эффективности стержня с заданным эффективным размером.

Первая задача решается просто в случае, если в стержне поглощаются все попадающие в него нейтроны (абсолютно чёрное тело). Выражение для Rстэф имеет вид [1]

  , (4.2)

где Rст - геометрический радиус стержня;  - гомогенизированное транспортное сечение материалов активной зоны в тепловой группе;  - безразмерная длина экстраполяции, которая определяется из выражения:

 . (4.3)

Значения функции  приведены в Таблице 4.1

Таблица 4.1

Значения функции  

F

F

0

-

0.60

0.697

0.025

2.644

0.7

0.627

0.050

2.305

0.8

0.574

0.10

1.835

0.90

0.524

0.20

1.334

1.00

0.485

0.30

1.070

5.00

0.124

0.40

0.903

10.0

0.064

0.50

0.784

¥

0

Как уже отмечалось, введение в реактор поглощающего стержня эквивалентно появлению новой - внутренней границы реактора, то есть изменение Kэф в реакторе со стержнем обусловлено изменением геометрического параметра. Сравнивая два критических реактора со стержнем и без него, можно получить выражение для расчёта эффективности стержня DКэфст:

 , (4.4)

где Rэф - эффективный радиус реактора;  - площадь миграции нейтронов в активной зоне реактора.

При рассмотрении реактора с учётом только тепловых нейтронов выражение (4.4) будет иметь вид

 . (4.5)

Формулы (4.4) и (4.5) можно применять для реакторов, у которых эффективная добавка значительно меньше размеров активной зоны.

Если в реакторе требуется установка большого количества регулирующих стержней, располагаемых на различных j - х радиусах rj, то их суммарная эффективность

  , (4.6)

где  - эффективность стержня в центре активной зоны; Ф(0) и Ф(rj) - потоки нейтронов в центре активной зоны и на радиусе rj.

Для однородного реактора с экстраполированным радиусом Rэ без отражателя выражение (4.5) будет иметь вид

 , (4.7)

где J0 - функция Бесселя первого рода нулевого порядка.

Более точный расчёт эффективности регулирующего стержня можно провести в двухгрупповом приближении, для этого случая физический вес стержня можно определить из выражения:

  , (4.8)

где  - возраст нейтронов в активной зоне реактора.

Часто в реакторе бывает так много стержней СУЗ, что они образуют правильную решётку. В этом случае можно считать, что влияние стержней на Kэф сводится лишь к изменению коэффициента использования тепловых нейтронов Q на величину DQ. Тогда для тепловых нейтронов, поглощённых в регулирующем стержне:

 . (4.9)

Тогда

 , (4.10)

где K¥макс - максимальный коэффициент размножения в среде без стержней СУЗ.

Расчёт Qр аналогичен расчёту коэффициента использования тепловых нейтронов Q. Рассмотрим двухзонную ячейку, состоящую из центральной зоны радиусом Rcт (индекс «0») - регулирующий стержень и периферийной зоны внешним радиусом r1 (индекс «1») - часть гомогенизированной среды реактора, приходящаяся на один стержень. Будем считать, что в стержне поглощаются все падающие на него тепловые нейтроны. Тогда достаточно решить уравнение диффузии зоны 1 с граничными условиями

 . (4.11)

По определению Qр равно отношению скоростей поглощения нейтронов в зоне 0 и во всей ячейке. Решая эту задачу в диффузионном приближении можно получить [1]:

 , (4.12)

где  материальный параметр зоны «1».

Если , то формула (4.12) будет иметь вид

  . (4.13)

Выразив из (4.12) значение r1 и вычислив площадь, приходящуюся на один стержень Sст, можно определить число стержней:

  . (4.14)

В реакторе ВВЭР-1000 используется кластерное стержневое регулирование. Стержни диаметром 8.2 мм расположены в 108 кассетах по 12 в каждой.

Выводы:

По проделанным расчётам необходимо сравнить полученные результаты с экспериментальными и попытаться объяснить их расхождение. Сравнение лучше представить в виде таблицы.

Таблица 4.2

Сравнение экспериментальных и расчётных данных реактора ВВЭР ___.

Величина

Эксперимент

Расчёт

п/п

холодный р-р

горячий р-р

холодный р-р

горячий р-р

1.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах -m

2.

Вероятность избежать резонансного захвата -j

3.

Коэффициент использования тепловых нейтронов -Q

4.

Доля вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон -nэфт

5.

Возраст нейтронов tр, м

6.

Квадрат длины диффузии Lр2, м

7.

Начальный запас реактивности DKэф

8.

Коэффициент воспроизводства KB

9.

Число стержней регулирования

10.

Время компании, сут.


Список используемой и рекомендуемой литературы:

Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов. - М.: Энергоиздат, 1989. - 512 с.

Деменьтьев Б. А., Ядерные энергетические реакторы. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 280 с.

Емельянов И. Я., Конструирование ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1982. - 398 с.

Галанин А. Д., Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. - М.: Атомиздат, 1959. - 420 с.

Марчук Г. И., Методы расчёта ядерных реакторов - М.: Атомиздат, 1961. - 360 с.

Кириллов П. Л., Юрьев Ю. С., Бобков В. П., Справочник по теплогидравлическим расчётам. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - 293 с.

Гордеев И. В., Кондрашёв Д. А., Малышев А. В., Ядерно-физические константы. Справочник. - М.: Госатомиздат, 1963.

Нераспространение материалов, технологии, знаний, контроль и учёт делящихся материалов

Для производства топлива легководных реакторов необходимо обогащение природного урана с использованием чувствительных технологий обогащения, которые могут быть использованы также и для военных программ. Кроме того, в отработавшем топливе легководных реакторов содержатся изотопы плутония (реакторный плутоний). Который теоретически может быть использован для создания ядерного оружия на основе плутония. Не смотря на то что, создание ядерного заряда на основе реакторного плутония чрезвычайно сложно и даже опасно, такая возможность была продемонстрирована. В 1974 г. Индия взорвала «мирное ядерное устройство» с плутонием, выделенным из облучённого ядерного топлива. Это событие продемонстрировало возможность использования “мирного” плутония для военных целей. Таким образом, плутоний который предполагается использовать в качестве базового топлива для реакторов-размножителей в будущем может так же использоваться в военных целях, что ведет за собой ряд сложных проблем связанных с нераспространением. [4]

Основным инструментом контроля за нераспространением ядерного оружия стало Международное агентство по атомной энергии – МАГАТЭ, с которым каждая участвующая в договоре страна должна заключить соответствующее соглашение. Представители агентства в ходе многочисленных инспекций осуществляют наблюдение за ядерными установками и материалами путем изучения учетных документов, проверки работы операторов на ядерных установках, технического состояния реакторов, выполнения мер безопасности и т.д. Главная цель МАГАТЭ – не допустить переориентации программ развития атомной энергетики на военные цели.

Однако МАГАТЭ не может полностью обеспечить гарантии того, что страна не развивает скрытно технологии двойного применения, знания по которым она получила в рамках мирной ядерной энергетики.  Кроме того, страна, получившая знания в чувствительных областях, может их использовать для военных целей после форс-мажорного выхода из договора по нераспространению. 

Для усиления режима нераспространения необходима дополнительная поддержка не только технологическая, но и институциональная, например созданием международных центров по оказанию услуг в области ядерного топливного цикла под контролем МАГАТЭ, без доступа третьих стран к ноу-хау чувствительных технологий.

Решение проблемы нераспространения чувствительных ядерных технологий и материалов в связи с ожидаемым ростом экспорта АЭС в третьи страны может быть обеспечено развитием глобальной инфраструктуры ЯЭ. Это реализуется путем создания (на территориях стран с крупномасштабной ЯЭ, ЗЯТЦ и быстрыми реакторами) международных топливно-энергетических центров по предоставлению заинтересованным странам полного набора гарантированных услуг в области ядерного топливного цикла. [9]

В качестве экспортируемых реакторов наряду с АЭС на тепловых нейтронах на урановом топливе в будущем могут рассматриваться и быстрые реакторы без зон воспроизводства и/или усовершенствованные тепловые реакторы, работающие на денатурированном уране – смеси урана-233 и урана-238. Экспортируемые реакторы должны быть обеспечены услугами по поставкам свежего топлива и возврату ОЯТ. Переработка ОЯТ и утилизация выделенных делящихся материалов,  как и наработка урана-233, также должна реализовываться в быстрых реакторах в рамках международных ядерных топливных центров. [4]


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"