Ядерные энергетические реакторы
.pdfостаточного тепловыделения. Попавшие в теплоноситель радиоактивные продукты могут через разрыв проникнуть в помещение АЭС. Пар, образующийся при истечении вскипающего теплоносителя из разрыва, вызывает повышение давления в боксах и под защитной оболочкой ЯЭУ. Если эти помещения локализации будут разрушены, то газообразные продукты деления попадут в окружающую среду. Хотя вероятность разрыва самого крупного трубопровода
локализующие устройства на АЭС рассчитываются на предотвращенияУМПА или локализацию ее последствий. Следует отметить, что большие разрывы сосудов
контура охлаждения реактора оценивается очень маленькой величиной — один
случай на 106 реакторо-лет, при проектировании АЭС такой разрыв
рассматривается как максимальная проектная авария (МПА), и все защитные и
давления, таких как корпус реактора или ПГ, обычно не рассматриваются при |
||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
оценке безопасности ЯЭУ (кроме реактора ACT). Это связано с тем, что |
||||||||||||||||||
требования |
высокого |
качества, |
предъявляемые к |
корпусам |
на стадии |
|||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
||
проектирования, изготовления и эксплуатации, а также постоянный контроль за |
||||||||||||||||||
состоянием |
их |
|
металла |
|
обусловливают |
пренебрежимо |
малую |
вероятность |
||||||||||
разрыва этих корпусов. |
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
Основные принципы и |
|
|
|
рад ационной безопасности |
||||||||||||
В нашей стране основными но мат |
|
й |
|
|
определяющими |
|||||||||||||
|
|
документами, |
||||||||||||||||
условия |
работы |
|
при |
воздействии ионизирующих |
излучений, |
являются: |
||||||||||||
«Основные |
санитарные |
|
|
правила |
|
|
вными |
|
|
|
безопасности», |
|||||||
|
|
|
беспечения радиационной |
|||||||||||||||
регламентирующие требования |
|
беспечению радиационной безопасности, и |
||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
нормы |
|
|
|
|
|
|
|||
«Нормы |
радиационной |
|
без пасн сти», |
определяющие |
уровни |
воздействия |
||||||||||||
ионизирующих |
|
|
|
|
|
по |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
й на организм человека. Эти документы периодически |
|||||||||||||||
перерабатываются |
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
утверждаются Минздравом. На основании их |
|||||||||||||||
разрабатываются |
|
ведомственные и отраслевые Правила, «Общие положения |
||||||||||||||||
обеспечения бе |
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
пасн сти атомных станций», «Правила ядерной безопасности |
|||||||||||||||||
|
|
|
излучен |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
атомных электр станций». |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||
Для |
|
|
|
|
АЭС предусматриваются санитарно-защитная зона (СЗЗ) и |
|||||||||||||
|
каждой |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
зона наблюд ния (ЗН). В СЗЗ (обычно радиусом 3 – 5 км вокруг промышленной |
||||||||||||||||||
площадкипАЭС) возможно облучение выше ПД, поэтому в пределах этой зоны |
||||||||||||||||||
Рзапреща тся проживание населения. Внутри ЗН (до 20 – 30 км от АЭС) облучение может достигнуть ПД.
Для предотвращения облучения населения при чрезвычайно маловероятном событии – аварии на АЭС с выходом радиоактивных продуктов деления в окружающую среду, промышленная площадка АЭС электрической мощностью 440 МВт и выше должна располагаться не ближе 25 км от городов с населением 0,3 млн человек и не ближе 40 км от городов с населением 1 млн человек и более.
171
Для обеспечения радиационной безопасности ЯЭУ или АЭС необходимо проведение радиационного технологического, дозиметрического и радиационного контроля внешней среды. К первому виду относится контроль за источниками излучений, источниками образования радиоактивных отходов и возможными путями распространения радиоактивных нуклидов. Ко второму виду относится контроль за радиационной обстановкой на АЭС или ЯЭУ и индивидуальный дозиметрический контроль персонала (определение уровня облучаемости персонала). Третий вид – контроль за радиационной обстановкой
внешней среды, окружающей АЭС в пределах зоны наблюдения. |
|
|
|
|
||||||||||||||
Основной задачей |
|
радиационного технологического |
|
контроля |
является |
|||||||||||||
определение состояния активной |
зоны |
и герметичности |
|
|
|
|
У |
|||||||||||
оболочек |
ВЭЛ – |
|||||||||||||||||
первого защитного барьера, |
препятствующего |
попаданию в |
теплоноситель |
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|||
радиоактивных продуктов деления. По измерению концентрации продуктов |
||||||||||||||||||
деления в теплоносителе |
можно |
оценить степень |
|
разгерметизации |
оболочек |
|||||||||||||
ТВЭЛ и прогнозировать |
|
состояние активной зоны |
Н |
|
|
|||||||||||||
|
в процессе |
эксплуатации. |
||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
газовой |
|
|
|
|
|
|
|
||
Допустимое по проекту количество дефектных ТВЭЛ в реакторах типа ВВЭР и |
||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
озии |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
РБМК составляет 1 % – с дефектами типа |
|
неплотности и 0,1 % от числа |
||||||||||||||||
ТВЭЛ – среды, окружающей АЭС. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
Кроме того в задачу радиационного технологического контроля входит |
||||||||||||||||||
наблюдение за активными |
продуктами |
ко |
в теплоносителе и отложениями |
|||||||||||||||
|
|
|
||||||||||||||||
на поверхностях оборудования — |
сн вными источниками излучения на АЭС, |
|||||||||||||||||
|
|
|
|
т |
ран вку и уровень облучаемости персонала в |
|||||||||||||
определяющих радиационную |
бс |
|||||||||||||||||
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
условиях нормальной эксплуа ации. Все виды контроля осуществляются |
||||||||||||||||||
службой радиационной |
|
безопасности |
АЭС |
с |
помощью |
|
специальной |
|||||||||||
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
дозиметрической и рад ометр ческой аппаратуры. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
10.3. Комплекс систем безопасности и защиты ЯЭУ |
||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Ком лекс систем безопасности представляет собой совокупность приборов |
||||||||||||||||||
и устройств, редназначенных для поддержания состояния ЯЭУ или АЭС в |
||||||||||||||||||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
пр дусмотр нных безопасных пределах, а если эти пределы нарушены, то для ум ньш ния последствий аварий. Этот комплекс условно можно разделить на две группы: средства предупреждения аварии и средства ограничения масштаба аварии.
К средствам предупреждения аварии относится многоканальная система контроля нейтронно-физических и теплотехнических параметров активной зоны и САЗ. Система контроля параметров регистрирует период реактора, распределение плотности потока нейтронов по активной зоне и в отражателе, уровень радиоактивности в помещениях АЭС и вне ее, температуру топлива и
172
теплоносителя (например в реакторе ВВЭР-1000 — на входе в каждую ТВС и выходе из неё), расход и давление теплоносителя в каждой из петель, расход, давление и температуру рабочего тела во втором контуре, тепловую мощность ЯЭУ в целом, уровень воды в компенсаторе объема, ПГ или барабанахсепараторах, наличие электропитания для работы ГЦН. К средствам предупреждения аварии относятся также следующие системы: контроля
отклонении работы АЭС от нормального режима или предотвращающиеУ развитие аварии. В случае отклонения любого из перечисленных выше
герметичности оболочек ТВЭЛ, контроля целостности технологических каналов
в реакторе РБМК, контроля металла и оборудования, надежного электропитания
на собственные нужды, а также другие системы, предупреждающие об
параметров за допустимые пределы, а также обесточивания ГЦН система |
|
|
Т |
контроля вырабатывает управляющий электрический импульс, вызывающий |
|
Н |
|
Б |
|
быстрый ввод стержней аварийной защиты, остановку реактора и введение в
действие соответствующей противоаварийной системы, например при
обесточивании ГЦН — автоматическое подключение ГЦН к независимому
источнику питания — внешней электрической сети или к резервному дизель-
генератору. Время запуска последнего до момента приема нагрузки составляет |
|||||
|
|
|
|
|
й |
около 20 с. В течение этого времени ГЦН обычно работают за счет инерции |
|||||
маховых масс. |
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
Одно из основных усл вий беспечения безопасности ЯЭУ или АЭС — |
|||||
надежное электропитание с бс венныхрнужд, так как возможен аварийный |
|||||
режим полного |
|
|
|
с анции. Все потребители АЭС по допустимости |
|
перерыва в электроп тан |
|
о |
|
||
|
по условиям безопасности делятся на четыре группы. |
||||
|
|
т |
|
||
К первой группе относятся приводы СУЗ, системы питания контрольно- |
|||||
измерительных приборов |
|
автоматики, аварийное освещение. Потребители этой |
|||
|
обесточивания |
|
|
||
|
з |
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
группы практически не допускают обесточивания. Ко второй группе относятся потребителип, требующие обязательного электропитания после срабатывания аварийнойезащиты реактора. Сюда входят все механизмы, обеспечивающие расхолаживание реактора. Здесь допускается перерыв в электропитании на Рн сколько д сятков секунд. Безопасность ЯЭУ обеспечивается потребителями п рвых двух групп. Для них кроме обычного электроснабжения от сети собственных нужд дополнительно предусматривается система надежного электропитания. К ней относятся: аккумуляторные батареи, дизель-генераторы, являющиеся одним из важнейших элементов системы безопасности ЯЭУ, основные и резервные секции распределительных устройств и щитов, основные и резервные трансформаторы, система автоматического ввода резервного
электропитания.
173
К средствам ограничения масштаба аварии относятся аварийные системы расхолаживания, защитные оболочки с различными системами снижения давления в них, система фильтров для улавливания радиоактивных продуктов деления и т. д. Эти средства предназначены для ограничения масштаба аварии с потерей теплоносителя. Они выполняют следующие функции:
1) остановку реактора – прекращение процесса деления, что резко снижает
аварии из помещений АЭС; 4)предотвращение выхода радиоактивныхУвеществ в окружающую среду, для чего сооружаются герметичная защитная оболочка или
выделение теплоты в активной зоне; 2) аварийное охлаждение активной зоны для
уменьшения выхода радиоактивных веществ из топлива в боксы и другие
помещения ЯЭУ или АЭС; 3) сбор и удаление радиоактивных веществ после
герметичные боксы; 5) охлаждение помещений АЭС и объема под защитной |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
оболочкой для предотвращения повышения давления в них выше допустимого |
|||||||||
предела. |
|
|
|
|
|
|
Н |
||
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
174
ТЕМАТИКА ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ И КУРСОВОЙ РАБОТЫ И МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ
ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
Курсовая работа
В качестве курсовой работы выполняется курсовой проект по теме расчет активной зоны ВВЭР 1000 четырехгрупповым методом, включая вычисление эффективного коэффициента размножения и борного регулирования. Выполняется чертеж схемы элементарной ячейки активной зоны и эквивалентной
ячейки. Зоны по вариантам отличаются обогащением топлива и геометрическими |
|||||||||||||||
размерами. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|||
|
|
|
|
|
|
|
Практические занятия |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
Тема 1. Физико-нейтронные расчеты реакторов с различными |
||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
замедлителями |
Б |
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Задача 1. Оценить плотность |
|
|
|
вещества. |
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
Решение. Плотность ядерного вещества авна |
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ρя |
= m я , |
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
V |
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
я |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ядерного |
|
|
|
|
|
||
где mя — масса ядра, г; |
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
||||||
V – объем ядра, см3. Уч |
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
ывая, что mn mр 1,67·-24 г, получим |
|
|||||||||||||
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
mя = mn·N + mр·Z 1,67·10-24 . |
|
|
|
||||||||
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
Объем ядразравен 4/3π R 3 |
и пропорционален массовому числу ядра: |
||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
я |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о Vя=4/3π R 3я = 4/3π(1,2·10-13)3 A 10-38. |
|
|
|||||||||||
|
п |
|
|
|
|
Таким образом |
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
е |
|
ρя = |
1,67 10 24 |
=1014 = 100. |
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
10 38 А |
|
|
|
|
|
|||||||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
Задача 2. Ядро U235, поглотив нейтрон, разделилось на два осколка и три нейтрона. Сколько энергии выделилось при делении, если осколками после превращения в стабильные изотопы оказались иттрий 39I89 и неодим 60Nd144?
Решение. Находим дефект массы при реакции деления.
175
∆m= M+mn – (M1+ M2+ 3mn) = 235,11704+1,00898 – (88,93712+143,95607+ 31,00898) =0,207
Значит:
∆Е =∆ m·931 = 0,207·931 = 193.
Задача 3. Предположим, что при делении урана-235 образовались осколки 57La147 и 35Вr87, а также выделилось два нейтрона. Определить выделившуюся
энергию. |
|
|
|
|
|
|
|
У |
Решение. Реакция деления запишется следующим образом: |
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
92U235+0n =57La147 + 35Вr87+20n1. |
Т |
||||
|
|
|
|
|
|
|
||
Выделение энергии составит |
|
|
Н |
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
||
∆Е={[М (U235) + mn] – [М (La147) + М (Вr87) + 2mБn]}·931. |
|
|
||||||
Подставляя значения масс М (La147) = 147,92, |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
М (Вr87)= 87,91, М (U255) = 235,11704,иmn= 1,008982 |
|
|
|
|||||
в данное уравнение, п лучим |
р |
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
∆E= 193. |
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
Значение выдел вшейся энергии может быть найдено и как разность |
||||||||
энергии связи урана иипродуктов деления: |
|
|
|
|
||||
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
∆Е = ε (La147)·147 + ε (Вr87) ·87 − ε (U235)· 235. |
|
|||||
Пользуясь |
|
энергии связи на один нуклон, находим |
|
|
||||
|
кривой |
|
|
|
|
|
|
|
ε (La) = 8,36 МэВ; |
ε (Вг) = 8,51 МэВ; ε (U) = 7,6. |
|
|
|
||||
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
Тогда ∆E = 191. |
|
|
|
|
|
|
||
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
Задача 4. Предположим, что при делении U235 образовались осколки |
||||||||
Рмолибдена 42Мо102 и олова 50Sn131 и три нейтрона. Определить выделившуюся |
||||||||
энергию.
Задача 5. Ядро U235 захватывает тепловой нейтрон. Найти энергию возбуждения ядра U236.
176
Решение. Энергия возбуждения ядра U236 найдется на основании решения следующего уравнения:
En=[М (U235) + mn − M (U236)]·931,5,
где М (U235) = 235,11704 − масса нейтрального атома U235 по физической
шкале; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
М (U236) |
= 236,11912 |
− масса нейтрального атома U236 по физической |
|||||||||||||
шкале; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
mn − масса нейтрона по физической шкале, равная 1,008992; |
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
931,15 − энергия, соответствующая 1 атомной единице массыУ(а. е. м.), |
|||||||||||||||
которая равна 1/16 массы основного изотопа кислорода О16. |
|
||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
Подставляя данные значения в уравнение для En, получим |
|
||||||||||||||
En= 6,42. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
Тема 2. Тепловой расчет гетерогенного реактора при охлаждении |
||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
однофазным теплоносителем. |
|
|
||||||||
Задача 1. Определить энергию возбужден я ядра урана-238 при захвате им |
|||||||||||||||
теплового нейтрона. |
|
|
|
р |
й |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
Задача 2. Вычислить энергию связи, п иходящуюся на один нуклон в ядра |
|||||||||||||||
Li6; Те126; U238, O16. |
ть |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
Задача 3. |
|
Определ |
|
реак ивность при которой увеличения мощности |
|||||||||||
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
реактора будут про сход |
|
с периодом 30 с и 400 с. |
|
|
|
||||||||||
|
|
Установ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Решение. |
|
|
вш йся период реактора определяется зависимостью |
||||||||||||
|
п |
|
|
|
|
T = |
; |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
откуда |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
, |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
T 1 |
|
|
|
||||||
где =0,007− доля выхода запаздывающих нейтронов; λ = 0,08 − постоянная распада ядер предшественников запаздывающих
нейтронов.
При Т= 30 с
177
0,007 0,08 30
1
= 0,00206.
|
При Т = 400 с |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
0,007 |
= 0,000213. |
|
|
|
У |
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
0,08 |
400 1 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
Задача 4. Вычислить дефект массы и энергию связи ядра U235 и энегию |
|||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
|
||
связи, приходящуюся на 1 нуклон. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
Т |
|||||||||||||
|
Решение. ∆M = mn ·N + mpZ−M (А); |
|
|
|
|
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||||||
|
∆М (U235) = 1,008982·143 + 1,008142·92 − 235,11704 = 1,917443 |
|
|
|||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
Есв= ∆М·931 = 1,91743·931 = 1780; |
|
|
|
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
Е |
св |
|
|
1780й |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
ε = |
|
|
|
|
|
|
7,58 МэВ |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
о |
|
235 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
А |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
Задача 5. Чему равна п лная и удельная энергия связи изотопа кислорода |
|||||||||||||||||||||||
8О16. |
|
|
|
т |
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
16 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
Решение. Есв = ∆M·931; ∆М = 0,13696. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
Значит |
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
о |
|
Есв |
= 127 МэВ; ε = |
|
Есв |
= 7,93. |
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||
е |
|
Тема 3. Реакторы и технологические схемы ЯЭУ |
|
|
||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Р |
|
|
|
|
раз |
|
теплотворная |
|
способность |
U235 |
больше |
|||||||||||||
|
Задачап1. Во сколько |
|
|
|||||||||||||||||||||
т плотворной способности: а) условного топлива, для которого Q = 29309 |
||||||||||||||||||||||||
кДж/кг; б) дизельного топлива, у которого Q = 41870 кДж/кг. |
|
|
|
|
||||||||||||||||||||
|
ешение. При делении |
1 |
|
|
кг |
|
урана |
выделяется тепла |
Q = |
0,95·103 |
||||||||||||||
МВт·сутки/кг. Одному МВт соответствует 3600·10 |
3 |
кДж/ч. Тогда теплотворная |
||||||||||||||||||||||
|
||||||||||||||||||||||||
способность 1 кг урана будет равна
Q = 950·3600·103·24 = 82,1·109.
178
Таким образом, теплотворная способность урана-235 больше теплотворной способности условного топлива в 2,7· 106 раз, а дизельного топлива в 2·106 раз.
Задача 2. Построить зависимость изменения величины установившегося периода реактора от реактивности. Диапазон реактивности принять в пределах
0,006 ÷ 0,00002. Результаты расчета представить в виде графика и таблицы. |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
Задача 3. Определить время вывода |
реактора на мощность 80 % с |
||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
первоначальной мощностью 10 % для случая, когда установившийся период равен |
|||||||||||||||||||||||||||
30 с и 400 с. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
Решение. Изменение мощности реактора соответствует уравнению: |
|||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
W(t) W0 |
|
|
|
|
|
|
t |
|
|
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
Заданием установлено, что W(t)/ W0 |
=8. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
Прологарифмируем уравнение: |
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
ln 8 = ln |
|
|
|
|
|
|
t |
, |
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||||||
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
откуда |
|
т |
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ln 8 |
ln |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
8 |
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
t = |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
=T ln |
|
, |
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
п |
|
|
|
t = 30·2,3·0,758=52 c, |
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||||||
здесь |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||||||
T = |
− установившийся период. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||||||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
При T= 30 с ρ=0,02, тогда |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
при Т=400 с, ρ= 0,00021, тогда t=400·2,3·0,89=816 c.
Задача 4. Определить время перевода реактора с мощности 50 % на мощность 60 % с реактивностью 0,001 м 0,0001.
179
Задача 5. Определить время достижения подкритического потока, принимая, что Фпод = Фуст при отрицательных реактивностях δК = 0,002 и δk = 0,1.
Решение. Текущее значение потока соответствует зависимости
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 k |
m |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
Фпод= Ф0 |
|
эф |
. |
|
|
|
|
|
У |
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
1 |
k |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
эф |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|||
Установившийся подкритический поток равен |
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
Н |
|
|||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
Фуст= Ф0 |
|
1 |
k |
|
|
. |
|
|
|
|
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
эф |
|
Б |
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Следовательно, в соответствии с постановленными задачей условиями, будем |
|||||||||||||||||||||||||||
иметь |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
1 k эфm |
|
|
|
|
|
|
0,95 |
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
|
|
|
Ф |
0 |
|
|
|
|
= Ф |
0 |
|
|
|
|
|
|
, |
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
k эф |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
й1 k эф |
|
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
где m – число циклов размн жения в подкритическом реакторе. |
|
||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
Из последнего равенс ва п лучимр |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||||||
Значение к эффициента |
размножения в подкритическом реакторе можно |
||||||||||||||||||||||||||
|
|
|
з |
1 km |
=0,95 или k m |
=0,05. |
|
|
|
||||||||||||||||||
|
п |
|
|
|
|
эф |
|
|
|
|
|
|
|
эф |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
выразить следующим бразом |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
где |
о |
|
|
|
|
|
|
kэф=1– δk, |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
Р |
δk – нехватка Kэф |
|
до 1 |
или заданная отрицательная реактивность, |
|||||||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||||||||||
следовательно, (1 – δk)m =0,05. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
После логарифмирования последнего равенства получим |
|
|
|||||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ln 0,05 |
|
|
||
|
|
|
m ln (1 – δk) = ln 0,05 или m = |
|
|
. |
|
|
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
ln(1 k) |
|
|
|||||||||||||||||||||
При малых k ln (1 – δk) = – δk, тогда
180