Реактор, расчеты

Как уже отмечалось, для таких уникальных источников, каким является активная зона реактора, расчет защиты производится обычно с помощью сложных программ с применением ЭВМ. [c.342]

Распределение нейтронов внутри реактора представляет собой очень сложную пространственную, временную и энергетическую зависимость. Нейтроны выделяются только в топливе и диффундируют по направлению к периферии реактора. Расчет плотности нейтронов вблизи границ реактора, в отдалении от топлива, представляет собой очень трудную задачу, в которой решающее значение имеет [c.167]

Рассмотрим последовательность расчета тепловой схемы с использованием указанного метода применительно к выбранным типам АЭС. Предварительно заметим, что при постоянной тепловой мощности реактора расчет тепловой схемы удобно вести последовательно, начиная с первого отсека турбины и верхнего по давлению регенеративного подогревателя. [c.81]

Для достижения Г2=10 лет необходимо иметь КВ>1,4 при Гвн 1 год. При этом потребление Ри за один топливный цикл составит около 5 т/ГВт(эл.) [загрузка активной зоны ( 3,5 т) и плутоний ( 1,5 т), находящийся вне реактора в отработавшем топливе, выгруженном из реактора]. Расчеты показывают, что наработка избыточного Ри должна быть не менее 0,3 т/ГВт(эл.) в год. Задержка до 2—3 лет в переработке отработавшего топлива и рецикле накопленного Ри вызовет накопление его вне реактора в количестве, равном или превышающем загрузку в активную зону. Расчеты показывают, что главный путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора,— это сокращение Гвн и, в первую очередь, времени выдержки топлива, выгруженного из активной зоны реактора. Увеличение КВ сокращает время удвоения топлива и всегда оправдано экономически, особенно в условиях более высоких удельных капиталовложений в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с капиталовложениями в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. [c.467]

Совместное решение уравнений (29)-(31) позволяет определить приведенную скорость жидкости в реакторе. Расчет заканчивается при совпадении значений приведенной скорости жидкости, рассчитанной по уравнениям (29)-(31), и принятой ранее. В противном случае полученное значение скорости используется для дальнейшего расчета методом последовательных приближений. [c.324]

В реакторах с водяным замедлителем ситуация несколько иная, поскольку термическое расширение и возможность вскипания теплоносителя и замедлителя могут оказаться доминирующими факторами в динамическом поведении реактора. Расчет подобных эффектов требует привлечения уравнений гидродинамики и теплопередачи, что выходит за рамки тематики данной книги. [c.454]

Результаты оптимизационных расчетов реакторов БГР мощностью 1 млн. кВт [c.34]

Таким образом, в реакторах с движением шаровых твэлов через активную зону (реактор по принципу одноразового прохождения активной зоны) структура и объемная пористость в различных точках могут изменяться по сравнению с таковыми в номинальном начальном состоянии, что необходимо учитывать при расчете гидродинамического сопротивления и теплообмена. [c.51]

Другим отличием этого издания от предыдущего является определенное развитие теоретических и прикладных вопросов. Надеемся, что введенная в рассмотрение количественная мера степени проточности дисперсных систем — критерий проточности — окажется полезной для анализа не только тех случаев, которые разобраны в данной работе. Несколько увеличен объем последних глав, посвященных теплообменникам с дисперсными теплоносителями. В частности, приведены данные о высокотемпературных теплообменниках выделен раздел, кратко освещающий особенности ядерных реакторов с дисперсными системами, и пр. Однако методика расчета теплообменников изложена лишь с принципиальных позиций как в силу ограниченности объема книги, так и в связи с довольно детальным рассмотрением тепловых и гидромеханических процессов в предыдущих главах. [c.3]

Идельчик И. Е. Методы расчета и проектирования равномерной раздачи потока по сечению химических реакторов и других аппаратов. — Химическая промышленность, 1968, № 4, с. 289—297. [c.339]

Исследование конструктивной прочности рулонированных тонкостенных и толстостенных оболочек типа газопроводных труб и корпусов атомных реакторов Здесь имеются в виду как разработка теории расчета таких систем, так и экспериментальное исследование их напряженно-деформированного состояния (в том числе в упруго-пластической области) и разрушения под действием силовых нагрузок и теплосмен при неравномерном нагреве, а также малоцикловой усталости. Цель — установить их предельное состояние и разработать метод расчета таких объектов на прочность применительно к тем или иным условиям их эксплуатации. [c.664]

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. — М. Металлургия, 1973.— 408 с. [c.359]

В доступной популярной форме изложены современные представления о механике разрушения - новом разделе механики твердого деформируемого тела, возникшем совсем недавно. Содержанием книги охвачен широкий круг вопросов, включающих в себя выяснение причин некоторых серьезных катастроф ответственных конструкций и сооружений, необходимость и своевременность построения теории распространения магистральных трещин, внедрение механики разрушения в практику расчетов сосудов давления, ядерных реакторов, роторов турбин и т.п. [c.243]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

Характеристики у-излучения продуктов деления ядерного горючего, которые можно использовать при расчете защиты реактора после его остановки, подробно описаны в гл. ХП1. [c.7]

Первым этапом анализа радиационной защиты реактора является расчет интенсивности источников излучения в активной зоне реактора. Взаимодействие делящихся ядер, содержащихся в активной зоне, с нейтронами приводит к их делению, при котором образуется следующее поколение нейтронов, вновь вызывающих деление, и т. д. Так происходит цепная реакция. [c.10]

Не все эти источники нейтронов в равной степени важны и поэтому не все из них необходимо учитывать при расчете защиты данного конкретного реактора. [c.11]

При расчетах защиты реакторов часто требуется знать долю нейтронов в спектре деления с энергией выше , т. е. [c.12]

Основные характеристики запаздывающих нейтронов деления приведены в 8.1. Средняя энергия запаздывающих нейтронов не превышает 0,5 Мэе, что значительно ниже энергии мгновенных нейтронов. Почти все запаздывающие нейтроны испускаются в течение 1—2 мин после деления. Учитывая низкий выход их по отношению к выходу всех нейтронов деления (менее 1%), с точки зрения расчета защиты ядерного реактора запаздывающими нейтронами можно пренебречь почти во всех случаях, кроме интенсивного разноса продуктов деления по контуру теплоносителя, а также реакторов с циркулирующим топливом. [c.15]

Для практических расчетов защиты реактора часто достаточно знать усредненный по пространству спектр плотности скалярного потока нейтронов в активной зоне или связанный с ним интегральный спектр потока нейтронов Фо( ) = гФо(г, ). В первом приближении этот спектр можно считать близким к гипотетическому спектру соответствующей бесконечной однородной среды того же состава, что и усредненный состав активной зоны. Таким образом, при этом пренебрегают конечностью размеров активной зоны и влиянием отражателя. Уравнение для спектра в бесконечной среде о( ) получается при интегрировании уравнения переноса по всем пространственным и угловым переменным (см. 4. 1) [c.16]

Как видно из рисунка, спектр быстрых нейтронов в реакторе оказывается несколько обогащенным нейтронами низких энергий по сравнению со спектром нейтронов деления. Результаты расчета спектра нейтронов по формуле (9.15) хорошо согласуются с экспериментальными данными. [c.21]

Гамма-излучение продуктов активации. Во многих случаях при нейтронных реакциях остаточные ядра являются радиоактивными. При распаде (чаще всего р-распад) эти ядра испускают у-кванты, которые следует учитывать при расчете защиты. Обычно такие источники существенны при остановке реактора, а также при расчете защиты контура теплоносителя, в том числе п при работающем реакторе (см. гл. X). [c.32]

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

Для анализа пространственного распределения нейтронов в активной зоне широко пользуются односкоростной теорией. Для простоты рассмотрим вначале реакторы без отражателя. Это позволяет не только определить качественные особенности распределения потока, но и получить довольно простые формулы, которые можно использовать в ряде случаев для практических расчетов. Общее односкоростное стационарное уравнение диффузии нейтронов в гомогенной размножающей среде имеет вид [26] [c.35]

Объемная плотность теплового потока 700 кВт/л и высо кая температура гелия на выходе из реактора (850° С) позволяют использовать в дальнейшем в качестве силовой установки не паровые турбины, а газотурбинную установку. По проведенным оптимизационным расчетам в таком реакторе можно получить время удвоения топлива лет при времени переработки воспроизведенного топлива 0,5 года [12]. [c.37]

В ИАЭ им. И. В. Курчатова и МО ЦКТИ им. И. И. Ползу-нова были выполнены оптимизационные расчеты по выбору геометрических размеров и относительной толщины покрытия из карбида кремния микротвэлов реактора БГР-1200. При увеличении толщины покрытая увеличивается глубина выгорания ядерного горючего, но происходит смягчение спектра нейтронов и уменьшение коэффициента воспроизводства. Оптимальная относительная толщина покрытия из карбида кремния, обеспечивающая достижение минимального времени удвоения лет), для сердечников из карбида уран—плутония получилась равной 0,05—0,07 диаметра сердечника [25]. [c.38]

Этот расчет подтверждает преимущества использования в качестве охладителя газообразного водорода, однако из-за хими ческой агрессивности его применение в атомной энергетике пока не предполагается. Поскольку углекислый газ не обладает химической стабильностью и взаимодействует с графитом, вопрос о его применении в высокотемпературном уран-графитовом реакторе также отпадает. [c.93]

Для сопоставления вариантов и выбора оптимального была проведена серия количественных расчетов на основе зависимостей AT/ATs и Ар1Арв высокотемпературного реактора при различной объемной плотности теплового потока qv- Параметры гелия давление — 5 МПа, температура на входе в активную зону — 300° С, средняя температура на выходе — 950° С, тепловая мощность реактора — 1000 МВт. [c.100]

В табл. 5.2 показаны для различных значений средней плотности теплового потока в твэлах относительный объем твэлов в активной зоне, размеры гомогенных и гетерогенных твэлов (й/ серд=2,6) и относительная потеря давления газа в активной зоне Ар/р. Расчеты были выполнены для всех описанных ранее пяти вариантов активной зоны при изменении объемной плотности теплового потока от 5 до 15 МВт/м в предположении, что в активной зоне по принципу одноразового прохождения применено профилирование тепловыделения по радиусу за счет разного обогащения ядерного топлива в центральной и периферийной зонах. В горячей точке на оси реактора вблизи графитового пода относительное тепловыделение принято равным 0,6 среднего значения, а /Сг 1,5 по всей зоне. В расчете по зависимостям (5.21) и (5.23) выбиралось такое значение dn, чтобы Ксуслн = 10 Кроме того, считалось, что диаметр активной зоны равен ее высоте для всех значений qy. [c.102]

Разработанная методика совоставления й выбора конструктивных вариантов активной зоны реакторов ВГР позволяет оптимизировать геометрические размеры шаровых твадбв для заданных параметров активной зоны и газового теплоносителя, а также оценивать влияние последних на критерий энергетической оценки Е. В работе приводятся результаты оптимизационных расчетов параметров шаровых твэлов реакторов ВГР при различной средней объемной плотности теплового потока, на основе которых могут быть сделаны рекомендации и выбран конструктивный вариант твэла и реактора. [c.107]

Для примерной оценки перспектив использования газографитовых теплоносителей в 1959—1960 гг. автором совместно с сотрудниками в ОТИЛ были проведены сравнительные расчеты -схем английских атомных энергетических установок типа Хантерстон и Хинкли-Пойнт, а также высокотемпературной атомной установки, описанной в [Л. 329]. Во всех случаях имелась в виду замена газового теплоносителя газографитовым теплоносителем, движущимся в виде графитационного слоя либо газографитовой взвеси. Обнаружено, что использование гравитационно опускающегося графитового слоя может разгрузить реактор от избыточного давления, заметно повысить мощность высокотемпературного реактора (при тех же габаритах) и пр. [c.396]

При использовании газографитовой взвеси в качестве охладителя реакторов выявлена оптимальная (с точки зрения удельной выработки электроэнергии и компактности) скорость газографитовой взвеси. При неизменной геометрии каналов и заданном топливе это оптимальное значение скорости меньше скорости чисто газового теплоносителя. Она близка к скорости взвеси, определяемой из условий равенства затрат мощности на транспорт. Установлено, что замена газового теплоносителя газографитовым при равной мощности на перекачку может позволить увеличить мощность реактора типа Хантерстон примерно вдвое при одновременном уменьшении требуемого числа парогенераторов. Повышение к. п. д. составило 1, 2 абсолютных процента, так как удельная доля затрат на собственные нужды уменьшилась. Согласно расчетам, применение газографитовой взвеси взамен чистого газа (гелия) в высокотемпературных условиях может позволить увеличить мощность атомной уста новки при неизменных габаритах в несколько раз. [c.396]

Для судовой установки ледокола Ленин был принят цикл сдавлением Pi == 29 бар и температурой перегретого пара 310° С, что позволило снизить конечную влажность пара (рис. 20-5). Однако перегрев пара в парогенераторе с водяным теплоносителем применяется только-в специальных установках. Как показывают расчеты, более высокий к. п. д. АЭС получается при применении огневого пароперегрева. Р1апример, для бельгийской с кипящим реактором давление вторичного пара 47 бар, а после огневого перегрева [c.321]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Пример расчета защиты водо-водяного ядерного реактора приведен в Приложениии I. [c.8]

Различные методы расчета прохождения нейтронов и у-квантоа в радиационной защите и соответствующие программы для ЭВМ подробно описаны в главах IV и V, применение некоторых из них для расчета защиты реакторов —в 9.4, Расчет прохождения излучения по неоднородностям в защите.освещен в гл. XII. Многие из методов расчета, описанные в этой главе, могут быть использованы при расчете защиты реакторов. [c.8]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Образование нейтронов при поглощении у-квантов может иметь некоторое значение для расчета защиты лишь при наличии следующих изотопов О , Ве , С и Ы . Пороги образования фотонейтронов на этих изотопах равны 2,23 1,67 4,90 и 5,30 Мэе соответственно. Фотонейтронные сечения для дейтерия и Ве очень малы (всего несколько миллибарн), но после остановки реактора эти реакции — почти единственный источник нейтронов. Кроме того, если в качестве защиты используется вода, г.оторая ослабляет нейтроны гораздо сильнее, чем у-из-лучение, то поток фотонейтронов, вызванный наличием в воде небольшой доли дейтерия (0,016%), на большой толщине (более 150—200 см) может превысить поток нейтронов, пришедших из реактора [1,7]. [c.15]

Данных по спектрам у-нзлучення, образующегося при захвате надтепловых и быстрых нейтронов ядрами других элементов, опубликовано очень мало. Поэтому в практике расчетов защиты реакторов часто принимают данные о выходе уизлу-чения при захвате тепловых нейтронов в качестве нижней границы для выхода при захвате нейтронов более высоких энергий. [c.30]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...