Расчет теплофизических параметров испытаний ТВС реактора на быстрых нейтронах
Исследование по расчетному обоснованию режимов испытаний экспериментального устройства, предназначенного для изучения поведения модельной тепловыделяющей сборки реактора на быстрых нейтронах. Определение диаграммы энерговыделения в активной зоне реактора.
Рубрика | Физика и энергетика |
Вид | статья |
Язык | русский |
Дата добавления | 28.03.2019 |
Размер файла | 942,7 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/
Государственный университет имени Шакарима, г. Семей
Расчет теплофизических параметров испытаний ТВС реактора на быстрых нейтронах
Леонидова А.Б., Нургалиев Д.Н., Витюк В.А.
В работе представлены результаты одного из этапов исследований по расчетному обоснованию режимов испытаний экспериментального устройства (ЭУ), предназначенного для изучения поведения модельной ТВС реактора на быстрых нейтронах в условиях тяжелой аварии с плавлением активной зоны в процессе испытаний в исследовательском реакторе. Целью исследований являлось разработка и проверка расчетной модели ЭУ, которая будет использоваться для определения оптимальной диаграммы энерговыделения в активной зоне исследовательского реактора (рисунок 1) и, следовательно, диаграммы энерговыделения в испытываемой ТВС. Такая диаграмма должна обеспечивать заданную последовательность событий в эксперименте при безусловном обеспечении безопасности испытаний. В эксперименте предполагается воссоздать следующую последовательность событий: модельный тепловыделяющий сборка реактор
- разогрев ТВС до температуры плавления оболочек твэлов;
- последовательное плавление оболочек и топливных таблеток;
- формирование бассейна расплавленной стали и топлива в полости ТВС;
- проплавление двойной стальной стенки, разделяющей полость ТВС и полость трубы, заполненной натрием, иперемещение расплава топлива и стали в полость трубы.
Расчетные исследования выполнялись в программном комплексе ANSYSMechanical [1] с использованием нескольких моделей, описывающих геометрию и материальный состав ЭУ на каждом этапе испытаний. Свойства материалов принимались в соответствии с библиотекой материалов [2].Объемное распределение энерговыделения в топливе принималось по результатам проведенных ранее нейтронно-физических расчетов.
Рисунок 1. Варианты диаграммы изменения мощности реактора и энерговыделения в ТВС
Первая расчетная модель (рисунок 2,а), определяющая исходную конфигурацию активной части чехла ТВС, использовалась при расчете теплового состояния от момента начала реализации диаграммы энерговыделения в топливе до момента достижения оболочками твэлов среднемассовой температуры 1700 К (от 0 с до 15 с эксперимента).
После завершения расчета первой фазы эксперимента исходная модель была модифицирована (рисунок 2, б) в соответствии с предположением, что после 15 с происходит формирование бассейна расплавленной стали в доннойчасти полости чехла ТВС.
После завершения расчета второй фазы эксперимента модель была модифицирована (рисунок 2, в) в соответствии с предположением, что после 19с происходит формирование расплава топлива и нержавеющей стали в полости ТВС, при этом в модели принято допущение о пространственном разделении расплавов без смешивания.
После завершения расчета третьей фазы эксперимента модельбыла модифицирована (рисунок 2, г) в соответствии с предположением, что после 21 с происходит разрушение наружной стенки внутренней трубы.
Четвертая расчетная модель (рисунок 2, г) определяет конфигурацию элементов активной части чехла ТВС после разрушения наружной стенки внутренней трубы. Расчет с четвертой моделью проводится от момента контакта расплава топлива и стали с внутренней трубы до момента ее разрушения. Предполагается, что внутренняя стенка внутренней трубы будет расплавлена после того, как начнется процесс кипения натрия в ее полости (от 21,2 с до 27 с эксперимента).
Рисунок 2. Расчетные модели четырех фаз эксперимента.
Обсуждение результатов. Некоторые результаты первого этапа расчетов для варианта с максимальной мощностью в реакторе W = 196 Мвт диаграммы энерговыделения представлены на рисунке 3.
Рисунок 3. Тепловое состояние элементов ЭУ в эксперименте
В соответствии с результатами проведенных расчетов стальные оболочки достигают температуры плавления на 13,6 с. После идет формирование топлива с бассейном расплавленной стали. Топливо достигает температуры плавления на 17,6 с, до 19 с идет процесс частичного расплавления топлива. При дальнейшей реализации диаграммы, на 21 снаружная стенка внутренней трубы только начинает нагреваться. На 31 с расчета наружная стенка внутренней трубы не достигла температуры плавления, из чего можно сделать вывод, что рассматриваемый вариант диаграммы изменения энерговыделения в ТВС не обеспечивает требуемой последовательности событий в эксперименте.
Основным результатом проведенных исследований является то, что были разработаны и апробированы расчетные модели ЭУ, предназначенного для реакторных испытаний ТВС реактора на быстрых нейтронах. По результатам первого этапа расчетов были выработаны рекомендации по модификации диаграммы энерговыделения в топливе с целью определения ее оптимальной формы и длительности.
Список использованных источников
1 ANSYS release 14.5 Documentation for ANSYS WORKBENCH [Электронный ресурс]: ANSYS Inc.- Электрон. дан. и прогр.- [Б. м.], 2014.
2 Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: справочник.? Москва: Атомиздат, 1968.- 4-е изд.? 464 с.
Размещено на Allbest.ru
Подобные документы
Использование 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 01.02.2012Конструкция и эксплуатация единственного в России быстрого реактора БН-600. Соответствие энергоблока № 3 Белоярской АЭС требованиям нормативных документов по безопасности в атомной энергетике. Использование оружейного плутония в быстрых реакторах.
доклад [164,8 K], добавлен 31.10.2012Конструкция 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 29.05.2012Определение теплотехнических характеристик для теплоносителя. Геометрические характеристики кассеты. Определение ядерных концентраций. Усреднение макросечений поглощения и деления по спектру Максвелла. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах.
курсовая работа [413,2 K], добавлен 06.01.2015Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.
курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014Нейтронно-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 20.12.2015Теплотехническая 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 18.06.2011Снижение 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 11.05.2012Ядерный реактор на тепловых нейтронах. Статистический расчет цилиндрической оболочки. Расчет на устойчивость цилиндрической оболочки и опорной решетки. Исследование на прочность опорной перфорированной доски с помощью приложения Simulation Express.
курсовая работа [2,9 M], добавлен 28.11.2011Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.
курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014