Зависимость мощности остаточного тепловыделения после останова реактора от продолжительности кампании ядерного топлива
Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 2-х, 3-х, 4-х и 5-летней топливной кампании. Результаты расчетов мощности остаточных тепловыделений реактора при увеличении кампании ядерного топлива.
Рубрика | Физика и энергетика |
Вид | контрольная работа |
Язык | русский |
Дата добавления | 06.03.2017 |
Размер файла | 200,4 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Размещено на http://www.allbest.ru/
Расчет изменения мощности остаточного тепловыделения после останова реактора при увеличении кампании ядерного топлива
Остаточное тепловыделение - специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем, непосредственно связанных с ядерной безопасностью. Остаточное тепловыделение является следствием в- и г-распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора, а также б-распада и в-распада актиноидов. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии. Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в реакторах ВВЭР - 1000 она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем аварийного и планового расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом -- бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора.
Целью данного расчета является определение зависимости мощности остаточного тепловыделения после останова реактора (на момент включения в работу системы аварийно - планового расхолаживания) от продолжительности кампании ядерного топлива (2-х, 3-х, 4-х и 5-ти летняя).
Общеизвестно, что выделяемая после останова реактора мощность, зависит от количества накопленных продуктов деления, которое в свою очередь определяется мощностью, на которой работал реактор до момента останова и продолжительностью работы на этой мощности. Поэтому логично предположить, что с увеличением кампании ядерного топлива до 5 лет (рис.3), будет расти соответственно и мощность остаточных тепловыделений, которую необходимо будет отводить при помощи теплообменника САОЗ.
Исходные данные для расчета
Исходные данные приняты для 16-ой кампании реактора энергоблока ЗАЭС № 6 с серийным ядерным реактором ВВЭР-1000
Номинальная тепловая мощность реактора: Nном = 3000 МВт
Продолжительность работы на номинальной
тепловой мощности: Тном = 286 суток
Средняя мощность реактора при работе на МЭР: Nмэр = 2500 МВт
Продолжительность работы на МЭР: Тмэр = 24 суток
Время стоянки реактора (время включения
в работу системы аварийно - планового
расхолаживания с момента останова реактора): фс = 10 часов = 0,4166 суток
Продолжительность среднего ППР: Тппр 1 = 55 суток
Периодичность среднего ППР: 1 раз в год
Продолжительность капитального ППР: Тппр 2 = 86 суток
Периодичность капитального ППР: 1 раз в 4 года
тепловыделение топливный ядерный остаточный
Рис. 3 - Схема расчета изменения мощности остаточных тепловыделений при увеличении кампании ядерного топлива.
Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 2-х летней топливной кампании
Так как реактор перед остановкой работал на разных мощностях, то остаточные тепловыделения можно оценить по средней мощности. Но такая оценка может существенно отличается от действительного значения остаточных тепловыделений, особенно, если средняя мощность заметно отличается от уровня мощности, на котором реактор работал перед остановкой. Поэтому в этом и последующих расчетах мощность остаточных тепловыделений через 10 часов после останова реактора определим, как сумму мощностей остаточных тепловыделений от каждой тепловой мощности, на которой работал реактор до момента останова. При этом за время стоянки будем брать каждый раз сумму действительного времени стоянки и время работы реактора на различных уровнях после той мощности, для которой рассчитывается остаточное тепловыделение.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет одного года выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
[4]
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет двух лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
- суммарная мощность:
.
Суммарная мощность остаточных тепловыделений активной зоны.
.
Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 3-х летней топливной кампании
Мощность остаточных тепловыделений для кассет одного года выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет двух лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет трех лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
- суммарная мощность:
.
Суммарная мощность остаточных тепловыделений активной зоны.
.
Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 4-х летней топливной кампании
Мощность остаточных тепловыделений для кассет одного года выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет двух лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет трех лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет четырех лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
- суммарная мощность:
.
Суммарная мощность остаточных тепловыделений активной зоны.
.
Определение мощности остаточных тепловыделений активной зоны через 10 часов после останова для 5-х летней топливной кампании
Мощность остаточных тепловыделений для кассет одного года выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет двух лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет трех лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет четырех лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Мощность остаточных тепловыделений для кассет пяти лет выдержки.
- при работе на номинальном уровне мощности:
.
- при работе на мощностном эффекте реактивности:
.
- суммарная мощность:
.
Суммарная мощность остаточных тепловыделений активной зоны.
Результаты расчетов мощности остаточных тепловыделений реактора при увеличении кампании ядерного топлива
Таким образом, исходя из результатов выполненных расчетов можно сделать вывод о том, что при переходе с 2-х, 3-х и 4-х летней кампании ядерного топлива на 5-ти летнюю, через 10 часов после останова реактора мощность остаточного тепловыделения растет, и составляет:
.
Вследствие этого, при расхолаживании реактора через теплообменник аварийно - планового расхолаживания, необходимая мощность, которую нужно отводить, возрастает на величину:
.
Результаты расчетов мощности остаточных тепловыделений сводим в таблицу 4 с последующим построением графика зависимости изменения мощности остаточных тепловыделений реактора при увеличении кампании ядерного топлива (рис. 4).
Указанные выше таблица и график также представлены на одном из плакатов графической части данной дипломной работы.
Таблица 4
Таблица результатов расчета мощности остаточных тепловыделений при увеличении кампании ядерного топлива.
Рис. 4 - График зависимости изменения мощности остаточных
тепловыделений при увеличении кампании ядерного топлива.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.
курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.
реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
контрольная работа [150,7 K], добавлен 10.01.2014Профилирование расходов по тепловыделяющим сборкам активной зоны реактора ВВЭР-1000. Определение расхода теплоносителя через межкассетные зазоры и доли тепла, перетекающего в межкассетное пространство. Расчет мощности главного циркуляционного насоса.
курсовая работа [279,9 K], добавлен 08.12.2013Снижение интенсивности ионизирующих излучений в помещениях. Бетонная шахта реактора. Теплоизоляция цилиндрической части корпуса реактора. Предотвращение вибрации конструкционных элементов активной зоны реактора. Годовая выработка электроэнергии.
дипломная работа [4,8 M], добавлен 11.05.2012Общие положения по регулированию энергоблока АЭС. Принцип управления мощностью ядерного реактора и турбогенератора, работающего на автономную сеть. Программы изменения основных параметров ЯЭУ АЭС. Регуляция уровня воды в парогенераторах двухконтурных.
контрольная работа [3,3 M], добавлен 18.04.2015Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.
реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013Уравнения материальных и тепловых балансов для теплообменных аппаратов и точек смешения сред в рабочем контуре ядерной энергетической установки. Определение расхода пара на турбину, паропроизводительности парогенератора и мощности ядерного реактора.
контрольная работа [177,6 K], добавлен 18.04.2015Обоснование и выбор параметров газотурбинной энергетической установки. Расчёт на номинальной мощности и частичных нагрузках. Зависимость работы от степени повышения давления. Зависимость относительных расходов топлива установки от относительной мощности.
контрольная работа [1,3 M], добавлен 25.11.2013Подготовка исходных данных для оптимизации режимов энергосистемы. Выбор числа и мощности трансформаторов на подстанциях и электростанциях. Экономичное распределение активной мощности между электростанциями по критерию: "минимум потерь активной мощности".
курсовая работа [375,4 K], добавлен 30.04.2015Средства контроля и регулирования параметров теплогидравлического режима реактора. Оперативный контроль параметров расхода теплоносителя через технологический канал средствами СЦК Скала. Порядок корректировки режима при работе реактора на мощности.
отчет по практике [2,4 M], добавлен 07.08.2013Конструктивное оформление парогенератора. Расчёт температуры ядерного горючего. Компоновка проточной части и расчет скоростей сред. Расчет ионообменного фильтра. Проверка теплотехнической надежности активной зоны. Монтаж реактора и парогенераторов.
курсовая работа [2,1 M], добавлен 18.07.2014Теоретические и технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Классификация реакторов по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, конструктивному исполнению.
реферат [181,6 K], добавлен 11.05.2011Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015Характеристика биологического воздействии радиации. Основные черты аварии на атомной электростанции Фукусима-1 в связи с невозможностью охлаждения отработанного ядерного топлива. Эксперимент ученых в Чернобыле; проблема остановки цепной реакции реактора.
доклад [18,5 K], добавлен 07.12.2013Подготовка исходных данных для оптимизации режимов энергосистемы. Определение коэффициентов формулы потерь активной и реактивной мощностей. Экономическое распределение активной мощности между электростанции по критерию: "Минимум потерь активной мощности".
курсовая работа [544,2 K], добавлен 29.08.2010График нагрузки по продолжительности. Определение активного сопротивления линии передачи напряжением 35 кВ для провода АС-50. Нахождение потерь реактивной мощности. Расчет линии передач. Экономическая плотность тока и сечения для левой и правой сети.
контрольная работа [83,9 K], добавлен 16.01.2011