Вход

Физика и расчет ЯЭУ

Рекомендуемая категория для самостоятельной подготовки:
Курсовая работа*
Код 387360
Дата создания 2018
Страниц 17
Мы сможем обработать ваш заказ (!) 18 ноября в 12:00 [мск]
Файлы будут доступны для скачивания только после обработки заказа.
540руб.
КУПИТЬ

Описание

1. Основные исходные данные и рабочие параметры рассчитываемого реактора
Параметры ТВЭЛа представлены в приложении 1.

Таблица 1 – основные исходные данные и рабочие параметры
Тепловая мощность 30 МВт
Ядерное горючее UO2
Обогащение 2,2%
Теплоноситель H20
Температура на входе 310 °C
Температура на выходе 320 °C
Материал оболочек ТВЭЛов Цирконий (Н-1)
Шаг расположения ТВЭЛов 1,276 см
Количество ТВЭЛов в ТВС 317
Диаметр ТВЭЛа 0,91 см
Толщина оболочки ТВЭЛа 0,065 см
Высота активной зоны 200 см
Отношение высоты а.з. к диаметру а.з. m 1,13

...

Содержание

Оглавление
1. Основные исходные данные и рабочие параметры рассчитываемого реактора…………………………………………………3
2. Нейтронно-физические параметры критического стационарного реактора……………………………………………………………………..4
2.1 Предварительный расчет……………………………………………4
3. Ядерно-физические характеристик «холодного» реактора……….6
3.1 Расчет концентраций………………………………………………...6
3.3 Расчет макро и микро сечений………………………………………7
3.3 Расчет замедляющей способности и транспортных параметров…9
4. Расчет эффективного коэффициента размножения………………10
4.1 Расчет коэффициента размножения бесконечной среды………...10
5. Расчет эффективного коэффициента размножения………………14
Список литературы ………………………………………………….........16
Приложение 1……………………………………………………………...17

Введение

1. Основные исходные данные и рабочие параметры рассчитываемого реактора
Параметры ТВЭЛа представлены в приложении 1.

Таблица 1 – основные исходные данные и рабочие параметры
Тепловая мощность 30 МВт
Ядерное горючее UO2
Обогащение 2,2%
Теплоноситель H20
Температура на входе 310 °C
Температура на выходе 320 °C
Материал оболочек ТВЭЛов Цирконий (Н-1)
Шаг расположения ТВЭЛов 1,276 см
Количество ТВЭЛов в ТВС 317
Диаметр ТВЭЛа 0,91 см
Толщина оболочки ТВЭЛа 0,065 см
Высота активной зоны 200 см
Отношение высоты а.з. к диаметру а.з. m 1,13

Фрагмент работы для ознакомления

5)S – площадь сечения прохода теплоносителя, приходящаяся на один элемент, см2 – удельный вес теплоносителя при рабочих параметрах, г/см3i – разность теплосодержания теплоносителя на выходе, ккал/кг.Таким образом, получившаяся скорость прокачки теплоносителя удовлетворяет установленным требованиям ( < 10 м/с – для жидких металлов).Ядерно-физические характеристик «холодного» реактора Расчет концентрацийВ данном рассчитываемом реакторе используется уран-ториевое топливо (оксид), В котором U238 является воспроизводящим элементом, а U235 –делящимся. Процент U235 в топливе составляет 2,2 %, поэтому ядерная концентрация элементов в топливе рассчитывается следующим образом:NUO2=NAγUO2M=6.023*1023*10,95254=2,5961*1022 см-3NU235=NUO2*0,022=2,5961*1022*0,022=5,7114*1020 см-3NU238=NUO2*0,978=2,5961*1022*0,978=2,539*1022см-3NO=NUO2*2=2,5961*1022*2=5,19*1022см-3Оболочка ТВЭЛ выполнена из сплава циркония с одним процентом ниобия. Сплав (Н-1). Концентрация рассчитывается следующим образом:NZrNb=NAγZrM=6,023*1023*6,5591=4,335*1022 см-3NZr=NZrNb*0,99=4,335*1022*0,99=4,291*1022 см-3NNb=NZrNb*0,01=4,335*1022*0,01=4,335*1020 см-3Теплоносителем в данном ядерном реакторе служит вода под давлением 16 МПа:NH2O=NAγZrM=6,02*1023*0,6718=2,24*1022 см-3NH=NH2O*2=2,24*1022*2=4,48*1022 см-3No=NH2O=2,24*1022 см-33.3 Расчет макро и микро сечений Необходимость обработки сечений связана с тем, что их значения, приведенные в справочниках, относятся к энергии нейтронов E = 0.0253 эВ соответствующей при распределении нейтронов по спектру Максвелла наиболее вероятной скорости v= 2200 м/с.При физико-нейтронных расчетах все поперечные сечения должны быть отнесены к средней скорости нейтронов. Следует отметить, что Максвелловский спектр тепловых нейтронов постепенно переходит в спектр замедляющихся нейтронов при температуре 293 К при энергии примерно равной E = 0.2 эВ, которая называется "энергией сшивки". В реальных средах распределение тепловых нейтронов не совпадает в точности с распределением Максвелла, поскольку имеет место поглощение тепловых нейтронов (спектр сдвинут в область больших энергий).Для удобства расчетов в теории реакторов принято, что тепловые нейтроны распределены по спектру Максвелла, но имеют более высокую эффективную температуру (температура нейтронного газа – ТНГ), которая превышает температуру замедлителя. Поперечные сечения поглощения и деления, отнесенные к средней скорости тепловых нейтронов, определяются по формуле:,,где – табличные значения сечений;fa, ff – поправочный коэффициент f , учитывающий отклонение сечения поглощения и деления от закона 1/v2.В тепловых реакторах температура нейтронного газа превышает температуру среды на 50–100°. Температура активной зоны в холодном реакторе с жидкометаллическим теплоносителем должна на 20–50° превышать температуру плавления теплоносителя. При подсчете ядерной концентрации необходимо учитывать зависимость плотности теплоносителя от температуры.Температура нейтронного газа 600 К, по таблице определим нужные поправочные коэффициенты. fa = 0,939, ff = 0,939 – поправки для U235 на отклонение от закона 1/v2. бн– табличное сечение поглощения U235. бн – табличное сечение деления U235.Полученные данные занесены в таблицу 2.Микроскопические сечения рассеяния практически не зависят от энергии тепловых нейтронов, поэтому непосредственно можно воспользоваться для них табличными данными. Макроскопические поперечные сечения вычисляются следующим образом:Σi= Необходимые микроскопические сечения для расчета были взяты из справочника. Так же были посчитаны соответствующие макроскопические сечения. Данные представлены в таблице 2.Таблица 2 – микроскопические и макроскопические сеченияМатериалσa*10-24σf*10-24σs*10-24ΣaΣfΣsUO2---0,2687820610,192815910,433859969U235396,1838337,5973150,2262770880,192815910,008567125O2--3,79--0,196784261U2381,674094-90,042504973-0,228508583Zr (Н-1)---0,005215557-0,268914705Zr0,114283-6,20,0049049-0,266096802Nb0,716586-6,50,000310657-0,002817904H2O---0,009195888-0,994280186H20,205092-20,30,009195888-0,910209144O2--3,75--0,0840710423.3 Расчет замедляющей способности и транспортных параметровЗамедляющую способность вещества можно оценить по соотношениюξΣsi=,где ξi – логарифмический декремент, ξi = 2/A. Σtr= Σa+Σs*(1-cosӨ),cosӨ=23A;Данные расчета занесены в таблицу 3.Таблица 3 – Замедляющая способность и транспортные параметрыМатериалξΣsiΣtrcosӨUO20,0265910,6937783-U2357,29E-050,234819910,002837O20,0245980,188584920,041667U2380,001920,270373480,002801Zr (Н-1)0,0059090,27216064-Zr0,0058480,269052270,007326Nb6,06E-050,003108360,007168H2O1,8309270,39316702-H21,8204180,312598940,666667O20,0105090,080568080,041667 Расчет эффективного коэффициента размножения4.1 Расчет коэффициента размножения бесконечной средыКоэффициент размножения бесконечной среды является важной характеристикой активной зоны реактора, т.к. по его величине можно судить о целесообразности продолжения расчета того или иного варианта. Коэффициент размножения для бесконечной среды рассчитывается по формуле четырех сомножителей:,где – коэффициент размножения на тепловых нейтронах в топливе, – коэффициент размножения на быстрых нейтронах, – вероятность избежать резонансного захвата, – коэффициент использования тепловых нейтронов.Расчет :Топливо применяется в виде UO2 и выражение для имеет вид:η=νfΣfтоплΣaтопл=2.41*0,192810,22628=1,72886.Расчет :Величина в гетерогенном реакторе зависит от формы, размеров и расположения топливного блока, а также от диффузионных свойств топлива.При расчете величины для стержневых и трубчатых ТВЭЛ можно воспользоваться формулой:,где ─вероятность того, что быстрый нейтрон испытывает какое-либо столкновение с ядром .

Список литературы

Список литературы
1) Бойко В.И. и др. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие /Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. – Томск: Томский государственный университет, 2002.
2) Физические величины: Справочник /Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. – М.: Энергоатомиздат, 1991.
3) Абагян Л.П. Групповые константы для расчета ядерных реакторов и защиты: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1981.
4) Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Часть I: Учебное пособие. – Томск: Издательство ТПУ, 1997
Очень похожие работы
Найти ещё больше
Пожалуйста, внимательно изучайте содержание и фрагменты работы. Деньги за приобретённые готовые работы по причине несоответствия данной работы вашим требованиям или её уникальности не возвращаются.
* Категория работы носит оценочный характер в соответствии с качественными и количественными параметрами предоставляемого материала. Данный материал ни целиком, ни любая из его частей не является готовым научным трудом, выпускной квалификационной работой, научным докладом или иной работой, предусмотренной государственной системой научной аттестации или необходимой для прохождения промежуточной или итоговой аттестации. Данный материал представляет собой субъективный результат обработки, структурирования и форматирования собранной его автором информации и предназначен, прежде всего, для использования в качестве источника для самостоятельной подготовки работы указанной тематики.
bmt: 0.00459
© Рефератбанк, 2002 - 2024