Тепловий та фізичний розрахунок реактора

Система спалювання водню забезпечує видалення із контуру водню, працює при працюючій системі продувки-підживлення.

Система організованих протікань працює в автономному режимі періодично, включаючись-відключаючись по мірі накопичення теплоносія у баці.

Другий контур , нерадіоактивний ,складається з ряду систем , основними з яких являються наступні:

- турбінна установка,

- водоживильна установка,

- система паропроводів і живильних трубопроводів високого тиску,

- система паропроводів і живильних трубопроводів низького тиску,

- система розхолодження І контуру,

- система дренажів машзали.

Турбінна установка складається з парової турбіни з чотирма циліндрами низького тиску (ЦНТ) і одного циліндра високого тиску (ЦВТ) по структурній схемі 2ЦНТ + ЦВТ + 2ЦНТ, конденсаторів з конденсатними насосами, регенеративних підігрівачів високого і низького тиску, проміжних сепараторів-пароперегрівачів(СПП).

Основна функція турбінної установки полягає в перетворенні теплової енергії в механічну, яка використовується для приводу генератора змінного струму.

«Свіжий» пар підводиться до циліндру високого тиску (ЦВТ) турбіни по чотирьом паропроводам через чотири блоки клапанів.

Після циліндру високого тиску турбіни пар поступає на сепаратори-перегрівачі (СПП), де осушується і перегрівається до 250ºС «свіжим» паром. Після СПП перегрітий пар направляється до чотирьох циліндрів низького тиску. Відпрацьований пар з чотирьох циліндрів низького тиску поступає до чотирьох одноходових конденсаторів.

Конденсатори турбіни оснащені пристроєм для прийому пари із паропроводів при раптовому скиданні електричного навантаження турбоагрегатом.

Конденсатори оснащені також деаераційним пристроєм.

Таким чином, в конденсаторах забезпечується процес конденсації пари, деаерації води і видалення не конденсуючих газів.

Турбінний конденсат із конденсаторів турбіни конденсатними насосами першого підйому подається на охолоджувач пари ущільнень і далі на блочну знесолюючу установку (БЗУ). Після БЗУ конденсат потрапляє до підігрівачів низького тиску (ПНТ) №1 і 2 змішуючого типу, а потім конденсатними насосами другого підйому подається до поверхневих ПНТ №3, 4, 5 і далі в деаератори.

 

 

Мета розрахунку – визначення основних конструктивних розмірів активної зони реактора

 

Таблиця 2.1

Тепловий розрахунок реактора

 

 

Мета розрахунку – визначення розмножуючих властивостей середовища, визначення коефіцієнту розмноження реактора за формулою чотирьох співмножників, ефективного коефіцієнту розмноження, робочого завантаження і питомої витрати ядерного палива

 

Таблиця 3.1

Фізичний розрахунок реактор

 

 

Основним елементом реактора є активна зона, в якій розміщується ядерне паливо і здійснюється ланцюгова реакція поділу. В якості матеріалів, що діляться можуть бути використані природний 235U і одержувані штучно в реакторах на швидких нейтронах 233U і 239Pt. У корабельних реакторах, що працюють на повільних нейтронах, ядерним паливом служить збагачений уран, в якому вміст 235U (0,72%) значно підвищений у порівнянні з природною сумішшю ізотопів урану. При розподілі ядра урану утворюється два "осколка" (радіонукліди середній частині Періодичної таблиці Д.І. Менделєєва), які "гальмуються" атомами речовини, в результаті чого виділяється тепло, необхідне для нагрівання теплоносія. 

Блоки ядерного палива або тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) мають різну форму і розміщуються в захисній оболонці з цирконієво-ніобієві сплаву або нержавіючих хромонікелевих сталей, що запобігає безпосередній контакт палива з теплоносієм і вихід з нього продуктів поділу і самих матеріалів, що діляться. Елементарною одиницею ТВЕЛ є паливна таблетка, що містить пальне (в хімічній формі двооксиду 235U) і покрита оболонкою з цирконію (з домішкою ніобію) або нержавіючої сталі. Паливні таблетки складаються в паливні стрижні, а стрижні - у ТВЕЛи.

З метою організації потоку теплоносія, спрощення монтажу і перезарядки активної зони ТВЕЛи в кількості десятків - сотень штук, об'єднують в групи (тепловиділяючі збірки - ТВЗ) і розміщують в трубах зазвичай круглого перетину, званих технологічними каналами (ТК), число яких в активній зоні досягає 200-300 одиниць.

До складу активної зони реакторів на повільних нейтронах входить сповільнювач нейтронів, службовець для зменшення енергії виникають при реакції поділу нейтронів і відповідно для збільшення ймовірності розподілу пального. Сповільнювач повинен володіти великим перетином розсіювання і малим перетином поглинання нейтронів. Цим вимогам відповідають легкі матеріали, маса ядер атомів яких порівнянна з масою нейтрона, - графіт, звичайна і важка вода, сполуки берилію. У корабельних реакторах з водяним теплоносієм сповільнювачем нейтронів служить сам теплоносій - бідистильована вода. Такі реактори називають водо-водяними. Глибоке знесолення води необхідно для зниження наведеної активності теплоносія. Крім того, під впливом випромінювання молекули води дисоціюють з утворенням вільних радикалів, перекисів водню і кисню, причому швидкість розкладання збільшується за наявності у воді домішок.

Відбивачі нейтронів

Активна зона реактора оточена відбивачем нейтронів, призначеним для зменшення витоку нейтронів з активної зони, вирівнювання нейтронного потоку і енерговиділення за об'ємом зони, збільшення питомої потужності   і тривалості кампанії (часу роботи) реактора. Відбивач виготовляється з тих же матеріалів (графіт, берилій), що і сповільнювач.

Тепловий захист

Для зменшення випромінювання і надмірного нагріву реактора використовують теплову захист, яка виконується із сталевих листів або спеціальних матеріалів, що містять поглиначі нейтронів, наприклад, бор. Часто тепловий захист поєднується в єдиній конструкції з відбивачем нейтронів.

Активна зона, відбивач нейтронів, тепловий захист та інші елементи розміщуються в міцному герметичному корпусі реактора, виконуваному із сталей спеціальних марок.

Мною розроблений курсовий проект на тему: «Розрахунок ядерного реактора типу ВВЕР – 1000.

В даному курсовому проекті розроблені такі розрахунки :

-Площа перерізу чарунку

-Периметр тепло -передаючої поверхні одного ТВЕЛу

-Об’ємний коефіцієнт нерівномірності тепловіділення

-Коефіцієнт, який враховує збільшення об’єму реактора через розміщення органів регулювання

-Відношення висоти до діаметру активної зони

-Діаметр активної зони

-Висота активної зони

-По заданим параметрам визначається ентальпія на вході

-Ентальпія на виході з ТВЗ

-Різниця ентальпій теплоносія на вході і виході з активної зони

-Осьовий коефіцієнт нерівномірності

-Питомий об’єм теплоносія на вході в активну зону

-Площа перерізу проходу теплоносія, що приходиться на один елемент

-Швидкість теплоносія на вході в активну зону

-Розрахунковий діаметр активної зони

-Округлена висота активної зони

-Об’єм палива

-Об’єм цирконієвого сплаву (оболонки ТВЕЛів і касети)

-Об’єм води (в касеті і в зазорі між касетами)

-Середня температура

-Густина ядер ніобію

-Макроскопічний переріз поглинання

-Середня температура сповільнювача

-Макроскопічний переріз поглинання середовища

-Температура нейтронного газу

-Задаємось границею „зшивання” спектрів Ферми і Максвела

- Транспортні перерізи елементів

-Коефіцієнт використання теплових нейтронів

-Об’єм урану, приведений до густини за нормальних умов

-Об’єм води, приведений до густини за нормальних умов

-Коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах

-Середнє число другорядних швидких нейтронів

-Задатися вірогідністю уникнути резонансного захвату

-Коефіцієнт розмноження нескінченного середовища

-Макроскопічний переріз поглинання

-Макроскопічний транспортний переріз

-Квадрат довжини дифузії теплових нейтронів

-Екстрапольовані розміри активної зони еквівалентного реактора без відображувача

-Геометричний параметр 

-Коефіцієнт розмноження 

-Запас реактивності на початок кампанії

 

-Питома потужність реактора

-Ефективний час роботи реактора

-Кількість спаленого за добу   235U

-Частка спаленого 235U

-Коефіцієнт продуктивності

-Вагова концентрація 235U і 238U

Встановлено величину завантаження  урану, що становить 4314.006 г/(МВт-доба)

 

 

Моргулова Т.Х., Подушко Л.А. Атомные электрические станции. –М.: Энергоиздат, 2008

Широков С.В. Ядерные енергетические реакторы. – Киев 1997

Ривкин С.Л., Термодинамические свойства воды и водяного пара. – М.: Энергоиздат, 2007

Методичні вказівки для оформлення та виконання курсового проекту з дисципліни «Ядерні парогенеруючі установки ». ДВНЗ «КЕК» Карлова О.М., 2009