Ядерные энергетические реакторы

Задача 5. Какой из температурных эффектов на рис. 37 выгоднее с точки

зрения энергоресурса реактора.

У

Т

Н

Б

й

и

Рис. 37. Характерные зав с мости температурного

эффекта для

азл чных реакторов.

о

Тема 5. Теплогидравлический

асчет водо-водяных кипящих реакторов.

Задача 1. Определи ь расх д уранав реакторе, имеющим мощность 100 МВт

бходимо

за кампанию 3000 ч (125 су ок).

з

Решение. В 1 г

т

21

235

урана содержится 2,56·10 ядер

U . Для обеспечения

о

мощности в 1 МВт не

осуществить следующее количество делений за 1

час:

п13

где

103·3,2·103·3600 = 1,152·1020,

3·10 — количество делений, обеспечивающих мощность в 1 кВт.

асход урана при работе реактора на мощности 100 МВт в течение кампании

3000 ч составит

Р

G' U235

100 300 1,152 1020

=13,5.

2,50 1021

G' U

G' U

698

235

235

a

5

13,5

16 .

590

f

5

У

Задача 2. Какая скорость деления U235

соответствует мощности 1 кВт?

Задача 3.

Определить,

сколько актов делений в секунду требуется для

получения 50 кВт энергии.

Н

Б

Задача 4. Определить число граммов урана-235, потребляемогоТв течение

одних суток в реакторе с уровнем энергии 50 кВт.

й

Задача 5. Подсчитать количество урана-235, расходуемого за 1 год, для

и

того чтобы обеспечить выработку 1010 Вт электроэнергии. Предположить, что

превращение ядерной энергии в электр ческую достигается с КПД 25 %.

шар

о

асчет высокотемпературных

Тема 6. Теплогидравлический

МВт

реакт р в с

выми твэлами.

и

Задача 1. Тепловая мощн с ь перв го блока Ново-Воронежской атомной

электростанции равна 760

. Определить расход урана 235.

з

о

Задача 2. Тепл вая мощность второго блока Ново-Воронежской атомной

п

электростанции равна 1320 МВт. Определить расход урана 235 за год работы

этого блока на

лн й мощности.

е

Р

Т

Задача 1.

Реактор на тепловых нейтронах работает при мощности 20% от

номинальной. Как с помощью стержня управления реактором увеличить

мощность с постоянной скоростью 1% до уровня 90%?

У

Б

Задача 2.

В активной зоне реактора в подкритичном состоянии находятся 4

Задача 4. При рабо

реакорана номинальной мощности через 7 ч после

пуска сработала АЗ.

тпошли вниз, но критическое их положение не было

зафиксировано. Определ ть высоту стержней через 7 ч после срабатывания АЗ

Стержни

при температуре 160 градусов, если в момент пуска высота составляла 1000 мм

при тем ературе

з110 градусов и отсутствии ксенона в топливе.

о

Т ма 8. Решение задач на управление реактором и радиационную

п

безопасность.

Задача 1. Реактор на тепловых нейтронах работает на мощности 50% в

е

течение 4 суток, при этом критическая высота погружения стержней по

разотравлению реактора – 650 мм. Сколько ещё можно работать на этой

Рмощности, чтобы впоследствии увеличить её до номинальной и работать на ней

У

равна реактивность реактора? С каким периодом удвоения будет продолжаться

рост мощности?

Т

Задача 5. По логарифмической шкале указателя мощности за 100 с

Н

мощность увеличилась от 0,00001 до 0,001. Вычислить период удвоения

мощности в данном случае.

Б

й

и

р

о

т

и

з

о

п

е

Р

Задания на контрольные работы

Студенты выполняют по курсу две контрольных работы. При выполнении

контрольных работ рекомендуется придерживаться следующих указаний:

У

1.

Переписать полностью текст каждой задачи для своего варианта.

2.

При решении каждой задачи необходимо пояснить словами

вычисляемую

величину,

привести

соответствующую

формулу,

найти

Н

неизвестную величину (в буквенном

выражении), затем подставить в правую

часть уравнения числовые значения и найти ответ.

размерностьТ

3.

Для каждой найденной величины надо указывать

(не

выполнение этого требования равносильно ошибке).

4.

Вычисления нужно производить с микрокалькулятором с точностью 0,1

й

%. Графики должны быть построены в масштабе, желательно на миллиметровой

бумаге.

Б

5.

В ответах надо придерживаться терм нов и обозначений, принятых в

р

учебниках. Результаты решения должны быть представлены в единицах СИ.

6.

Необходимые справочные данные содержатся в рекомендованной

литературе [3,5]. Если при решении какаялибо-

величина берется из другого

нумеровать

справочника, надо назвать ист чник с указанием автора, года издания и

страницы.

7.

Решения следует п оса разборчиво, оставляя поля для замечаний

з

рецензента, страницы

. На титуле указываются фамилия, инициалы,

специальность и ш фр.

задачи, стоящей перед студентом

на производстве.

конкр тной технической

8.

Вариант

аданияивыбирается по последней цифре шифра.

п

9.

По с глас ванию с преподавателем, ведущим учебные занятия по курсу,

в качестве к нтр льн

работы или ее части может быть представлено решение

Консультации о разработке и внедрению результатов обеспечивает кафедра.

Р

е

КОНТРОЛЬНАЯ РАБОТА № 1

Таблица 4

К0эф

У

Вариант

Замедлитель

Н, м

R, м

a

1

C

3

1,5

1,18

Т

300

2

C

3,2

1,6

1,20

350

3

C

2,5

1,5

1,22

400

Н

4

H2O

2,2

1,2

1,24

60

5

H2O

2

1

1,26

40

Б

6

Be

3

1,5

1,28

350

7

Be

3,2

1,6

1,30

450

й

8

C

3,5

1,8

1,32

450

9

D2O

4

и

2

1,34

100

0

D2O

3,8

2

1,36

150

р

КОНТРОЛЬНАЯ РАБОТА № 2

о

Выполнить тепловой

гете огенного реактора типа ВВЭР, РБМК.

Для реактора ВВЭР.

расчет

диаметр

у, давление в первом

Мощность блока (элек рическую) Qэ , КПД установки

з

контуре р1, недогрев до к пен я на выходе из активной зоны Тнк, повышение

температуры теплонос теля в реакторе Тр, среднюю скорость теплоносителя в

о

активной з не wср,

ТВЭЛ (dТВЭЛ) принять из табл. 5.

п

е

Р

Таблица 5

Вариант

Qэ, МВт

у, %

р1, МПа

tнк, К

Тр, К

wср, м/

dТВЭЛ, мм

1

440

30

12

15

20

3

9

2

640

31

14

20

30

4

9,2

3

1000

33

16

25

40

5

9,4

У

4

440

31

14

30

30

4

9,1

5

640

33

16

30

20

5

9,5

Т

6

1000

32

14

20

30

4

9,6

7

440

32

16

25

40

5

9,7

Н

8

640

32

12

15

40

3

9,8

9

1000

31

12

30

25

3

10,0

Б

0

640

33

16

15

25

4

10,1

Для реактора РБМК.

й

инять

установки у, давление в

Мощность блока (электрическую)

Q

, КПД

р

первом контуре р1, температура теплонос теля на выходе из реактора Т1,

температура теплоносителя на входе в

еактор Т2; скорость теплоносителя в

о

реакторе wср, диаметр ТВЭЛ (dТВЭЛ) п

из табл. 6.

т

Таблица 6

и

Вариант

Q, МВт

у, %

р1, МПа

Т1, К

Т2, К

wср, м/с

dТВЭЛ, мм

з

1

800

29

7

553

543

2

13

о

2

1000

30

6,5

554

545

2,5

13,2

п

3

1200

31

7,5

555

543

3,0

12,8

4

1400

32

8

556

543

2,1

12,9

е

5

1600

29

8,5

557

543

3,0

12,4

6

1400

30

7

558

540

2,8

13,0

Р

7

1200

31

6,5

557

540

2,4

13,1

8

1100

32

7,5

556

543

2,3

13,8

9

1000

32

8

553

538

2,5

12,7

0

800

29

7

549

539

2

13,6

активной зоны принять на 15 % больше суммы сечений ТВС с учетом

У

размещения в активной зоне органов контроля и управления реактором. Высота

активной зоны принимается в пределах 80 … 120 % от ее диаметра.

Т

4. Выполнить эскиз выбранного варианта тепловыделяющейся

сборки.

Н

5. Температурный режим тепловыделяющего элемента. Изменение по

длине и максимальные температуры ТВЭЛ: стенки оболочки со стороны

Б

теплоносителя, стенки оболочки со стороны горючего, горючего на оси ТВЭЛ.

6. Значения температуры насыщен я, теплоемкости и

плотности воды

й

определить из таблиц теплофизическ х свойств воды и пара по заданному

давлению в первом контуре.

ТВЭЛ – 0,7 мм.

оболочки

его необходимо

7.Для определения темпе ату ного режима ТВЭЛ,

разбить на 5 – 6 участков и п с ить графики изменения температур по его

р

длине.

Толщина

т

Метод ческ е указания к выполнению контрольных работ

и

з

КОНТРОЛЬНАЯ РАБОТА № 1

Исходным

уравнением для физико-нейтронного расчета реактора

явля тся уравнение, выражающее зависимость эффективного коэффициента

размножпния нейтронов в реакторе от размеров и состава активной зоны

е

Р

Кэф

К

е В2

,

1 В2

L2

где К∞

– коэффициент размножения

нейтронов в среде бесконечных

размеров;

189

В2 – геометрический (материальный) параметр реактора, см-2;

τ – возраст нейтронов, см2;

L2 – квадрат длины диффузии нейтронов, см2.

Определение геометрического параметра

По

заданным

размерам активной

зоны

определяем геометрический

(материальный) параметр по формуле:

У

2,4

2

2

Т

2

В

,

R

Н

Н

где R – радиус активной зоны, см;

Н – высота активной зоны, см.

Б

Расчет коэффициента размножения нейтронов в среде

й

бесконечных размеров К∞

и

Значение К∞ определяется

з уравнен я «четырех сомножителей»:

р

К

,

о

т

где Е – коэффициент размн жения на быстрых нейтронах для гомогенного

реактора принимается равным 1;

и

φ –

вероятность избежания резонансного захвата замедляющихся

з

нейтронов ядрами урана – 238 принимается самостоятельно в интервале φ = 0,92

0,94;

–

к эффициент использования тепловых нейтронов;

п

–

к

быстрых нейтронов

деления, приходящихся на одно

поглощение те

го нейтрона.

Дляличествовычисления , предварительно необходимо определить состав

активной зоны о замедлителю и урану.

Р

Количество ядер замедлителя в единице объема находят по формуле:

е

N

6,023 1023

3

,

3

A3

где 6,023·10

23

– число Авогадро, 1/моль;