МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
Димитровградский институт технологии, управления и дизайна
(филиал) ГОУ ВПО
Ульяновский Государственный Технический Университет
А.И.Охрименко, З.Ш.Шамгунова
РАСЧЕТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Учебное пособие
для выполнения курсовых работ с примерами
Димитровград 2002
Пособие «Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах» предназначается главным образом для студентов и учащихся специальных вузов и техникумов в качестве приложения к курсу основ теории ядерных реакторов. В пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться, например, при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях при дипломном проектировании, если физический расчет реактора не составляет основную часть дипломной работы. Применение методики проиллюстрировано примерами расчета графитового и водоводяного реакторов.
Пособие будет полезно также инженерам, изучающим теорию и методы расчета реакторов самостоятельно.
ВВЕДЕНИЕ 4
I. ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ ТЕПЛОВОЙ РАСЧЕТ РЕАКТОРА 5
II. ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ РЕАКТОРА 8
Глава 1. РАСЧЕТ ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК 8
§ 1. Общие положения 8
§ 2. Вычисление ядерных концентраций веществ 8
§ 3. Общие правила вычисления макроскопических нейтронных сечений для смесей различных элементов 10
§ 4. Некоторые замечания к расчету параметров тепловых нейтронов 11
§ 5. Оценка температуры нейтронного газа 12
§ 6. Определение верхней границы тепловой группы 13
§ 7. Расчет распределения потока тепловых нейтронов в ячейке гетерогенного реактора 15
§ 8. Коэффициент размножения бесконечной среды 16
§ 9, Коэффициент диффузии и квадрат длины диффузии тепловых нейтронов 24
§ 10 Коэффициент диффузии надтепловых нейтронов 25
§ 11. Квадрат длины замедления 25
Глава 2. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ И РЕАКТИВНОСТЬ РЕАКТОРА 26
§ 12. Основные понятия 26
§ 13. Реакторы без отражателей 27
§ 14. Сферический реактор с отражателем 28
§ 15. Цилиндрический реактор 30
Глава 3. ПРОСТРАНСТВЕННО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ 33
§ 16. Реакторы без отражателей 33
§ 17. Реакторы с отражателями 34
§ 18. Коэффициент неравномерности потока тепловых нейтронов 36
Глава 4. РАСЧЕТ ИЗОТОПНОГО СОСТАВА ГОРЮЧЕГО 37
§ 19. Изотопный состав горючего 37
§ 20. Изменение концентрации делящихся изотопов 38
§ 21. Шлакование 39
§ 22. Отравление 39
§ 23. Нестационарное переотравление 40
§ 24. Коэффициент воспроизводства 41
Глава 5. РАСЧЕТ СИСТЕМЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ 42
§ 25. Основные положения 42
§ 26. Компенсирующая способность центрального стержня 42
§ 27. Определение групповых коэффициентов «черноты» стержней 44
§ 28. Размещение стержней в реакторе. Компенсирующая способность системы стержней 46
Приложение I ПРОФИЛИРОВАНИЕ РАСХОДА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 48
Приложение II РАСЧЕТ ТЕМПЕРАТУРЫ ТОПЛИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ 49
Приложение III ПРИМЕР РАСЧЕТА ГРАФИТОВОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА С ВОДЯНЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ 51
Приложение IV РАСЧЕТ РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР 69
ЛИТЕРАТУРА 78
Введение
Проектирование нового реактора выдвигает всегда целый ряд разнообразных и весьма серьезных задач, в той или иной степени связанных между собой, в ходе решения которых определяются физические, теплотехнические, конструктивные и другие характеристики реактора, обеспечивающие работоспособность его в течение заданного срока при заданной мощности. В выборе варианта устройства реактора немаловажную, если не главную, роль играют и экономические соображения. В совокупности задач первостепенными с физической точки зрения являются следующие три проблемы: 1) обеспечение достаточного коэффициента размножения (запаса реактивности); 2) надежное и бесперебойное охлаждение реактора при номинальной мощности и в любых возможных на практике переходных режимах; 3) компенсация избыточной реактивности в начале кампании и управление реактором (регулирование мощности).
Относительная важность этих проблем в значительной мере определяется назначением реактора. Например, в энергетических и исследовательских реакторах, где обычно предусматривается высокая энергонапряженность активной зоны, обеспечение надлежащей реактивности может быть менее трудной задачей в сравнении с проблемой теплосъема. В критических сборках и экспериментальных реакторах с небольшим потоком нейтронов охлаждение блоков горючего, как правило, не вызывает серьезных трудностей, и более важным является вопрос о достижении критичности при небольшой затрате ядерного горючего. Конечно, для энергетических реакторов расход ядерного горючего — тоже существенный показатель, поскольку от него зависит себестоимость вырабатываемой энергии.
Характер тепловыделения в реакторах имеет специфическую особенность. Если в обычном теплообменнике количество передаваемого тепла определяется разностью температур и коэффициентом теплопередачи, то в реакторе тепловой поток от условий теплопередачи не зависит. Наоборот, температура тепловыделяющих элементов реактора устанавливается в зависимости от величины теплового потока и интенсивности охлаждения. В этом отношении ядерные реакторы аналогичны электронагревательным приборам. Особенность тепловыделения в некоторой степени упрощает расчет теплопередачи в реакторах, но заставляет предъявлять очень жесткие требования к надежности системы охлаждения.
Величина коэффициента размножения реактора и другие его физические характеристики зависят от конструкции активной зоны, ее вещественного состава, вида теплоносителя и его параметров. Поэтому почти всегда физический расчет энергетического реактора тесно переплетается с тепловым расчетом и повторяется каждый раз при внесении в конструкцию реактора каких-либо изменений. Физический расчет фактически всегда поверочный, поскольку его можно выполнить только в том случае, когда известна конструкция всех элементов реактора. Главная искомая величина в этом расчете — коэффициент размножения. Определение остальных параметров обычно имеет смысл только после обеспечения нужной величины коэффициента размножения.
Последовательность расчета реакторов разных типов может отличаться в деталях, однако чаще всего необходимые для физического расчета исходные данные находятся из предшествующего теплового расчета, если требования теплопередачи решающие, или задаются как пробные, когда оптимальный вариант устройства реактора определяется физическими показателями. Как правило, приходится рассматривать несколько вариантов. В первом случае варьируется концентрация горючего (обогащение, плотность, толщина слоя и т. п.), во втором — разные характеристики в зависимости от постановки задачи, в том числе конструкция и размеры реактора. Схема расчета реактора, работающего на тепловых нейтронах, начинается с предварительной оценки размеров реактора, удовлетворяющих основным требованиям теплосъема при заданной мощности.