http://justdirect.ru/ для чего нужны шаблоны яндекс директ.
Энергетический реактор на быстрых нейтронах Действующие реакторные технологии Перспективы развития быстрых реакторов Российская программа по быстрым реакторам  Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика http://justdirect.ru/ для чего нужны шаблоны яндекс директ.

Энергетический реактор на быстрых нейтронах

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.


Повреждений, вызванных в живом организме излучением