Описание технологического канала

Одним из основных узлов, определяющих экономичность и надежность эксплуатации реактора, является технологический канал. Он предназначен для размещения ТВС с ядерным горючим и создания потока теплоносителя. Интегральный нейтронный поток (Е_н > 0,7 МэВ) за расчетный срок службы канала достигнет 3*10¹⁹ нейтр./см².

Корпус канала представляет собой сварную конструкцию, средняя часть которой состоит из трубы наружным диаметром 88 и толщиной стенки мм, изготовленной из сплава Zr + 2,5% Nb, а привариваемые к ней верхняя и нижняя концевые части - из коррозионно-стойких труб (сталь 08Х18Н10Т) различных диаметров.

Выбор цирконий-ниобиевого сплава для средней части канала, находящейся в активной зоне реактора, обусловлен тем, что при относительно малом сечении поглощения тепловых нейтронов [σ_а = (0,2 ÷ 0,3)*10^-29 м²] этот сплав имеет при повышенной температуре (до 350 ^○С) удовлетворительные механические и коррозионные свойства [σ_в ≥ 25 кгс/мм² (~ 250 МПа), σ_0,2 ≥ 17 кгс/мм² (~ 170 МПа), δ - 15%]. Средняя часть корпуса канала соединяется с концевыми частями при помощи специально разработанных переходников сталь-цирконий.

Корпус канала в реакторе расположен в трубах-трактах, вваренных в верхнюю и нижнюю металлоконструкции. Он неподвижно закреплен в верхней части с помощью упорного буртика и аргонодуговой сварки "усикового" шва. Нижняя часть корпуса соединяется с помощью сварки с трубой-трактом металлоконструкции через узел сильфонного компенсатора, что позволяет скомпенсировать различие в температурных расширениях технологического канала и металлоконструкций реактора, а также создать надежную герметизацию газовой полости. Кроме того, ниже сильфонного компенсатора установлено сальниковое уплотнение на случай выхода из строя сильфона.

Срок службы корпуса канала рассчитан на 25—30 лет, при необходимости он заменяется на остановленном аппарате при помощи специального агрегата, который в глубине верхнего тракта дистанционно срезает «усиковый» шов между трактом и каналом, а после смены канала также дистанционно производит сварку этого шва и контроль качества рентгеноскопией. Нижний шов между сильфонным компенсатором и каналом срезается и заваривается специальным сварочным автоматом.

Кассета с ТВЭЛами устанавливается внутри канала на подвеске, которая удерживает ее в активной зоне реактора и при помощи РЗМ обеспечивает замену отработавшей кассеты без остановки реактора.

На верхнем конце подвески имеется запорная пробка, установленная в обойме 6 и уплотняющая канал прокладкой. Между кассетой и запорной пробкой установлена стальная сплошная пробка, являющаяся биологической защитой.

2 РАСЧЁТНАЯ ЧАСТЬ

2.1 Тепловой расчёт ядерного реактора

Цель расчета - определение основных конструктивных размеров активной зоны реактора.

Выбираем конструкцию кассеты активной зоны в соответствии с конструкцией прототипа.

Принимаем:

- размер графитового кирпича, см (а^/ = 25);

- шаг ячейки (с учетом зазора между кирпичами), см (а = 25,1);

- толщина оболочки ТВЭЛа, см (d = 0,09);

- число ТВЭЛов в ТВС, (n =18);

- диаметр цилиндрического отверстия в графитовом кирпиче, см

(d_с =11,4);

- внутренний диаметр графитового кольца, см (d_k = 9,1);

- наружный диаметр топливного канала, см (d^/ = 8,8);

- внутренний диаметр топливного канала, см (d = 8,0);

- наружный радиус оболочки ТВЭЛа, см (r_q = 0,675);

- радиус топливной таблетки, см (r_u = 0,575);

- диаметр центрального стержня ТВС, см (d_сm = 1,5);

- плотность графита, г/см³ ( = 1,8);

- плотность топлива, г/см³ ( = 10.5);

- высота активной зоны, м (H = 7,0);

- диаметр активной зоны, м (D = 11,5).

Принимаем максимальный тепловой поток с поверхности ТВЭЛа q_max=0,0815 кВт/см²

Определяем площадь сечения ячейки по формуле, V₀, см2

, (1)

где а - шаг ячейки, см.

Определяем периметр теплопередающей поверхности одного ТВЭЛа по формуле, П₀, см

, (2)

где r_q - наружный радиус оболочки ТВЭЛа, см.

Объёмный коэффициент неравномерности тепловыделения составляет К_v=2 – 3, принимаем К_v=2,5

Принимаем коэффициент, учитывающий увеличение объёма реактора из-за размещения органов регулирования (стержней). Если стержни занимают отдельные ячейки, то h=1,1÷1,3, т.е. для РБМК

h=1,2

Отношение высоты к диаметру активной зоны, m определяется по формуле

, (3)

Определяем диаметр активной зоны по формуле, см

, (4)

где Q - тепловая мощность реактора, кВт;

h - коэффициент увеличения объема реактора;

К_V - объемный коэффициент неравномерности;

V₀ - площадь сечения, см²;

П₀ - периметр теплопередающей поверхности, см;

n - число твэлов в кассете;

m - отношение высоты к диаметру активной зоны;

q_max - максимальный тепловой поток с поверхности ТВЭЛа.

Определяем высоту активной зоны по формуле (3), см

По заданным параметрам определяем теплосодержание (энтальпию) теплоносителя на входе i_вх, и выходе i_вых из тепловыделяющей сборки, кДж/кг

(5)

В реакторе с кипящим теплоносителем теплосодержание поровой смеси определяется по формуле:

(6)

где i^/ - энтальпия воды при температуре кипения;

r – теплота преобразования, кДж/кг;

x – паросодержание, отношение веса сухого насыщенного пара к общему весу влажного насыщенного пара.

Определяем разность энтальпий тепло на входе и выходе из активной зоны по формуле, кДж/кг

, (7)

где i_вых - теплосодержание теплоносителя на выходе из тепловыделяющей сборки;

i_вх - теплосодержание теплоносителя на входе.

Принимаем осевой коэффициент неравномерности K_z=1,3÷1,5=1,4

Определяем удельный объем теплоносителя на входе в активную зону, м³/кг

, (8)

Определяем площадь сечения прохода теплоносителя, приходящуюся на один элемент по формуле, см²

, (9)

где а^/ - размер кассет «под ключ», см;

б - толщина оболочки кассет, см;

n - число твэлов в кассете;

r_q - наружный радиус оболочки твэла, см.

Определяем скорость теплоносителя на входе в активную зону по формуле, м/с

, (10)

где q_max - максимальный тепловой поток с поверхности твэла;

П₀ - периметр теплопередающей поверхности, см;

H - высота активной зоны, см;

V_вх - удельный объем теплоносителя на входе в активную зону, м³/кг;

К_Z - осевой коэффициент неравномерности;

f₀ - площадь сечения прохода теплоносителя, приходящуюся на один элемент, см²;

∆i - разность энтальпий теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, кДж/кг.

Скорость теплоносителя в реакторах выбирается достаточно большой по двум причинам:

- для получения высоких коэффициентов теплоотдачи от стенок твэлов к теплоносителю;

- для уменьшения вредного поглощения нейтронов (сокращается проходное сечение теплоносителя в активной зоне тепловых реакторов).

Но скорость теплоносителя ограничивается:

- возможностью возникновения опасных вибраций элементов оборудования, пульсации давления теплоносителя, эрозии конструкционных материалов;

- увеличением расхода электроэнергии на перекачку теплоносителя.

Допускаемая скорость W = 4÷7 м/с. Если скорость окажется чрезмерно большой, то для ее уменьшения можно:

- снизить максимальную тепловую нагрузку q_max;

- увеличить разность температур теплоносителя;

- увеличить проходное сечение теплоносителя.

Определяем общее число ячеек в активной зоне и число рабочих ячеек, не занятых регулирующими стержнями по формуле

, (11)

, (12)

где G_m.н. - расход теплоносителя через активную зону;

V_вх - удельный объем теплоносителя на входе в активную зону;

W - скорость теплоносителя на входе в активную зону;

f₀ - площадь сечения прохода теплоносителя, приходящуюся на один элемент;

n - число твэлов в кассете.

(13)

Расчетный диаметр активной зоны определяем по формуле, см

, (14)

где V₀ - площадь сечения кассеты, см²;

l - общее число ячеек в активной зоне, не занятых регулирующими стержнями.

Округляем высоту активной зоны до конструктивно удобной величины, см

Скорость теплоносителя не превышает допустимые нормы.

2.2 Физический расчёт ядерного реактора

Цель расчета: - определение коэффициента размножения реактора, рабочей загрузки и удельных расходов ядерного горючего.

a. Составить перечень материалов оболочек ТВЭЛов, технологического канала, кассет, стержней и других элементов, входящих в состав ячейки активной зоны;

b. Определить объемы веществ активной зоны, приходящиеся на 1 см высоты ячейки (кассеты) Vi, см², которые совпадают по величине с площадью этих веществ в поперечном сечении ячейки.

Объем горючего без учета сферических лунок на торцах топливных таблеток, компенсирующих термические расширения столба таблеток определяем по формуле, V_u, см²

, (15)

где r_u - радиус топливной таблетки, см;

n - число ТВЭЛов в кассете.

Примечание; U-235, U-238 и кислород из UO₂ занимают один и тот же объем. Поэтому

Объем циркониевого сплава (оболочки ТВЭЛов и кассеты) определяем по формуле, см²

, (16)

где r_q - наружный радиус оболочки ТВЭЛа, см;

n - число ТВЭЛов в кассете;

б - толщина оболочки кассет, см.

Объем технологического канала, см²

, (17)

где d^/ - наружный диаметр топливного канала, см;

d – внутренний диаметр топливного канала, см.

Общий объем сплава H-1, V_Zr, см²

, (18)

где - объем циркониевого канала, см²;

- объем технологического канала, см².

Объем графитового кирпича и втулки, V_cm, см²

, (19)

где - диаметр центрального стержня ТВС,см.

Объем воды V_H2O, см²

, (20)

где - внутренний диаметр топливного канала, см;

- диаметр центрального стержня ТВС,см;

- наружный радиус оболочки ТВЭЛа, см;

- число ТВЭЛов в тепловыделяющей сборки, см.

Остальную часть объема ячейки реактора РБМК занимает зазоры: содержащиеся в них газ в расчете не учитывается.

Определить плотность ядер веществ в реакторе ,1/см³

Плотность ядер графита ,1/см³

, (21)

где - плотность графита, г/см³.

Плотность ядер воды , г/см³

, (22)

где V_H2O – удельный объем теплоносителя, м³/кг.

В реакторе с кипением удельный объём, средний по высоте АЗ, рассчитываются по формуле.

, (23)

где V_вх – удельные объем воды при температуре входа в канал давлением P₁;

V^/ - удельный объём воды при температуры кипения для давления в канале, м³/кг;

V^// - удельный объем насыщенного паре при температуре кипения для давления в канале, м³/кг;

х – паросодержание на выходе из АЗ (0,14÷0,27).

Плотность ядер U-235 и U-238

, (24)

где – плотность топлива, г/см³;

x – паросодержание на выходе из реактора;.

Плотность ядер кислорода , 1/см³

(25)

где – плотность топлива, 1/см³.

Плотность ядер циркония в цирконий – ниобиевом принимаем , 1/см³

, (26)

Плотность ядер ниобия ,

, (27)

где – весовая доля Nb в сплаве.

Для сплава

Для сплава

Вычисляем макроскопические сечения поглощения для каждого вещества, входящего в состав активной зоны (графит, H₂0, O₂, Nb, сталь, U²³⁵, U²³⁸)

, (28)

где r_i - плотность ядер вещества в реакторе, см³;

σ_ai - микроскопическое сечение поглощения элементов, бакр.

Вычисляем замедляющую способность для каждого вещества, входящего в состав активной зоны по формуле, , см^-1

, (29)

где ξ_i - среднелогарифмические потери энергии нейтрона на

одно столкновение;

r_i - плотность ядер вещества, 1/см³;

σ_Si - микроскопическое сечение рассеяния.

Рассчитаем поглощающую способность активной зоны , см

, (30)

где V_i – объем веществ в активной зоне, см²;

- макроскопическое сечение поглощение, см^-1.

Рассеивающая (замедляющую) способность активной зоны , см

, (31)

где V_i – объем веществ в активной зоне, см²;

- замедляющая способность, см^-1.

Определяем макроскопическое сечение поглощения при энергии нейтронов Е=0,0253 эВ, рассматривая реальную гетерогенную (неоднородную по составу) активную зону, как гомогенную (однородную), в которой ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель смешаны друг с другом и представляют однородную среду для нейтронов по формуле, , см^-1

, (32)

где V₀ - площадь сечения кассеты;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

σ_ai - микроскопическое сечение поглощения элементов, 1/см².

Определяем замедляющая способность гомогенизированной среды вычисляем по формуле, , см^-1

, (33)

где V₀ - площадь сечения кассеты;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

x - среднелогарифмические потери энергии нейтронов на одно столкновение;

σ_Si - микроскопическое сечение рассеяния.

Определяем среднюю температуру замедлителя по формуле, T₀, К

(34)

Макроскопическое сечение поглощения среды, пересчитанное для средней температуры замедлителя вычисляем по формуле, ,см^-1

, (35)

где S_а(0,025) - макроскопическое сечение поглощения, см^-1;

Т₀ - средняя температура замедлителя, К.

Определяем температуру нейтронного газа по формуле, К

, (36)

Т_n – является характеристикой тепловых нейтронах находящихся в тепловом равновесии с окружающей средой, и рассматривается только для реакторов на тепловых нейтронах.

где Т₀ - средняя температура замедлителя, К;

- макроскопическое сечение поглощения среды, см^-1;

xS_S - замедляющая способность гомогенизированной среды, см^-1.

В тепловом реакторе энергию отдают только замедляющиеся нейтроны, поэтому Ф(Е) - спектр замедляющихся нейтронов - спектр Ферми.

Предварительно задаемся границей «сшивания» спектров Ферми и Максвелла х_гр.= 5

Найдем сечения деления и захватадля урана-235, усредненные по спектру Максвелла в зависимости от температуры нейтронного газа и х_гр., б

По графику функции F(x_гр.) определяем значение F для принятого х_гр.

Проверяем совпадение х_гр., с первоначально заданным значением. Для этого определяем макроскопическое сечение поглощение по формуле, см^-1

, (37)

где V₀ - площадь сечения кассеты;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

σ_a - микроскопическое сечение поглощения элементов, 1/см²;

- усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты.

По отношению найдем х_гр

, (38)

где S_а - макроскопическое сечение поглощение;

xS_S - замедляющая способность.

Совпадение не удовлетворительное.

Усредняем сечения других элементов ячейки по формуле

, (39)

где k - коэффициент пропорциональности;

σ_a - микроскопическое сечение поглощения элементов, 1/см².

, (40)

где Т_n - температура нейтронного газа, К.

Рассчитаем транспортные (полные) сечения элементов по формуле, б

(41)

где - усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты;

σ_Si - микроскопическое сечение.

, (42)

где - усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты;

σ_Si - микроскопическое сечение рассеяния.

, (43)

где Т_n - температура нейтронного газа, К.

Определим коэффициент использования тепловых нейтронов - доля тепловых нейтронов, которая захватывается ядерным горючим по формуле

, (44)

где V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

- усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты.

Определим объем урана, приведенный к плотности при нормальных условиях по формуле, , см²

, (45)

где V_U - объем горючего, см²;

r_U - плотность ядер урана, 1/см³.

Определим объем воды, приведенный к плотности при нормальных условиях определяем по формуле, , см²

(46)

где - объем воды, см²;

- плотность ядер воды, 1/см³.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах –э то отношение числа нейтронов, возникающих при делении и замедлившихся ниже пороговой энергии к числу нейтронов, возникающих в результате деления на тепловых нейтронах, , вычисляем по формуле

, (47)

где - объем урана, приведенный к плотности при нормальных условиях, см²;

- объем воды, приведенный к плотности при нормальных условиях, см².

Среднее число вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в уране – это число нейтронов деления возникающих при погдощении одного теплового нейтрона топливным элементом. Является характеристикой ядерного топлива и практический не зависит от конструктивных особенностей реактора,

, (48)

где - среднее число вторичных быстрых нейтронов, рождающихся при делении одного ядра урана-235;

V_U - объем горючего, см²;

r₂₃₅ - плотность ядер урана, 1/см³;

- усредненное макроскопическое сечение деления урана - 235, б;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

- усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты, б.

Задаемся коэффициентом φ - вероятностью избежать резонансного захвата, φ - это отношение числа получившихся в результате замедления тепловых нейтронов к полному числу быстрых нейтронов.

, (49)

Рассчитаем коэффициент размножения бесконечной среды по формуле

, (50)

где θ - коэффициент использования тепловых нейтронов;

ε - коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

η - коэффициент размножения на тепловых нейтронах;

φ - вероятность избежать резонансного захвата.

Определим макроскопическое сечение поглощения, отнесенное к средней скорости нейтронов, определяем по формуле, см^-1

, (51)

где V₀ - площадь сечения кассеты;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

- усредненное микроскопическое сечение элементов кассеты.

Вычисляем макроскопическое транспортное сечение, отнесенное к средней скорости нейтронов по формуле, см^-1

, (52)

где V₀ - площадь сечения кассеты;

V - объем вещества, см²;

r - плотность ядер вещества, 1/см³;

- транспортное сечение элементов, б.

Квадрат длины диффузии тепловых нейтронов рассчитываем по формуле, см²

, (53)

где - макроскопическое сечение поглощения, отнесенное к средней

скорости нейтронов, см^-1;

- макроскопическое транспортное сечение, отнесенное к средней скорости нейтронов, см^-1.

`

Задаемся квадратом длины замедления τ = 33 см²

Принимаем эффективную добавку δ^/ = 11 см

Определяем экстраполированные размеры активной зоны эквивалентного реактора без отражателя по формуле, см

, (54)

где D - диаметр активной зоны, см;

б^/ - размер щели между кассетами, см.

, (55)

где Н - высота активной зоны, см;

δ^/ - размер щели между кассетами, см.

Определяем геометрический параметр, учитывающий размеры и формы активной зоны, для цилиндра с радиусом и высотой по формуле, см^-2

, (56)

где R_Э - экстраполированный радиус активной зоны, см;

Н_Э - экстраполированная высота активной зоны, см.

Размеры (объем) активной зоны, при которых достигается критическое состояние, называют критическими размерами. Массу делящегося вещества в критическом объеме, называют критической массой.

При уменьшении размеров активной зоны коэффициент размножения уменьшается, т. к. уменьшается отношение поглощение / утечка.

Определяем эффективный коэффициент размножения - это отношение прибыли нейтронов в активной зоне к их убыли по формуле

, (57)

где k_¥ - коэффициент размножения;

Bq² - геометрический параметр, см^-2;

t - квадрат длины замедления, см²;

L² - квадрат длины диффузии тепловых нейтронов, см².

Запас реактивности на начало кампании определяем по формуле

, (58)

где k_ЭФ - эффективный коэффициент размножения.

Рассчитаем удельную мощность реактора по формуле, кВт/см²

, (59)

где Q - тепловая мощность, МВт;

V_U - объем урана, см²;

l_раб. - число рабочих кассет;

H - высота активной зоны.

Предварительно задаемся t^/, сут - эффективным временем работы реактора. Обычно это время между перегрузками топлива в реакторе, находится в интервале t^/ = 300÷440, т.е. t^/ = 300.

Количество выгоревшего за это время урана-235 без учета накопления плутония см^-3 вычисляем по формуле

, (60)

где q - удельная мощность реактора, кВт/см²;

t^/ - эффективное время работы реактора, сут.;

- усредненное микроскопическое сечение поглощения урана, б;

- усредненное микроскопическое сечение деления урана, б.

Определяем долю выгоревшего урана-235 по формуле

, (61)

где - количество выгоревшего урана - 235, см^-3;

r₂₃₅ - плотность ядер урана - 235, 1/см³.

Коэффициент воспроизводства KB рассчитываем по формуле

, (62)

где - усредненное микроскопическое сечение поглощения урана, б;

r₂₃₈ - плотность ядер урана - 238, 1/см³;

- усредненное микроскопическое сечение деления урана, б;

r₂₃₅ - плотность ядер урана - 235, 1/см³;

h - коэффициент размножения на тепловых нейтронах;

j - вероятность избежать резонансного захвата.

Дата добавления: 2015-10-24