Расчёт степени самообеспечения реактора топливом. ПЗ курсач. Определение степени самообеспечения системы бр и тр делящимися нуклидами для мощности системы 30 гвт. Эл.
 Скачать 0.8 Mb.
|
 Министерство науки и высшего образования Российской Федерации Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина» (УрФУ) Уральский энергетический институт Кафедра «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» 
ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА к курсовому проекту по теме: «ОПРЕДЕЛЕНИЕ СТЕПЕНИ САМООБЕСПЕЧЕНИЯ СИСТЕМЫ БР И ТР ДЕЛЯЩИМИСЯ НУКЛИДАМИ ДЛЯ МОЩНОСТИ СИСТЕМЫ 30 ГВТ.ЭЛ.» Студент:__Несмачная Марина Валерьевна__ __________________ (ФИО) (Подпись) Дата ______________ Группа:__ЭН-390018___________ Екатеринбург 2022 СодержаниеВведение………………………………………………………………………...…3 Теория………………………………………………………….……………4 Расчёт …………………………………………………………………….…6 Список используемой литературы………………………………………………. ВведениеЖизненный цикл любой электростанции, работающей на невозобновляемом источнике энергии, наиболее зависит от эго ресурса. Атомные электростанции не являются исключением. Дело в том, что, учитывая современные объёмы потребления природного урана, его запасов хватит по приблизительным оценкам на 80 лет, что не характеризует атомную промышленность как устойчивую отрасль. В поисках решения данной проблемы стоит обратить пристальное внимание на такое явление, как самообеспечение системы БР и ТР делящимися нуклидами. Разработки в этом направлении смогут позволить использование переработанного топлива для самообеспечения топливом атомной энергетики, что помимо проблемы ресурса урана, приблизит нас к решению проблем связанных с накоплением ОЯТ ТР. Но для начала необходимо проверить эффективность явления самообеспечения топливом. Целью настоящего курсового проекта является определение степени самообеспечения системы БР и ТР делящимися нуклидами для мощности системы 30 Гвт.эл. ТеорияТрансмутация – ядерная реакция в ядерной системе с поглощением нейтронов, не приводящая к делению, но приводящая к образованию новых нуклидов. При этом в результате своего радиоактивного распада последние могут создавать новые нуклиды. Наиболее важными нейтронными реакциями являются те, что приводят к образованию делящихся нуклидов. Данное явление и обуславливает понятие самообеспечение топливом. В процессе работы реактора концентрация делящихся изотопов снижается не только вследствие деления, но и в результате радиационного захвата ими нейтронов. В результате образуется более тяжелый изотоп при одновременном испускании гамма-квантов. Так при захвате нейтрона U-235 образуется U-236, не делящийся тепловыми нейтронами. В случае использования в реакторе природного или обогащенного урана нейтроны могут захватываться изотопом U-238 с последующим образованием изотопа Pu-239. При захвате Th-232 образуется U-233. Указанные ядерные реакции являются основой воспроизводства.  ; .В состав ядерного топлива всегда входят или U-238 или Th-232, поэтому процесс воспроизводства характерен для каждого реактора. Отношение количества ядер вновь образовавшегося делящегося материала Nвт (Pu-239, U-233) к количеству ядер израсходованного первичного делящегося материала Nвыг называют коэффициентом воспроизводства (КВ): КВ = Nвт/Nвыг = Aвыг/Aвт ×(mвт/mвыг), где А и m — соответственно массовые числа и массы вторичного и выгоревшего топлива. В реакторах на тепловых нейтронах этот коэффициент зависит от степени обогащения урана: чем выше обогащение, тем он меньше. В реакторах с обогащенным ураном КВ=0,5¸0,7, а с природным – несколько больше, но не превышает 0,8. Если вторичный делящийся нуклид отличается от выгорающего, КВ называют коэффициентом конвертирования (превращения), а ЯР — конвертером. Процесс в реакторе можно организовать таким образом, что КВ будет больше 1. Тогда после завершения кампании реактора масса делящихся материалов в нем окажется больше, чем было загружено. Реакторы с коэффициентом воспроизводства, большим единицы, называются реакторами-размножителями (бридерами). Если делящимся материалом является U-233, а воспроизводящим Th-232, то расширенное воспроизводство можно осуществить в реакторе на тепловых нейтронах. Но значительное воспроизводство топлива можно осуществить только в реакторах на быстрых нейтронах. Это объясняется снижением радиационного захвата нейтронов делящимися материалами, увеличением количества нейтронов, испускаемых при делении топлива быстрыми нейтронами, делением на U-238 и небольшим поглощением быстрых нейтронов материалами конструкций активной зоны, теплоносителем и продуктами деления. В энергетическом ядерном реакторе на быстрых нейтронах, когда в качестве топлива используется Pu-239, а сырьевым материалом является U-238, КВ может достигать 1,5.  Рис. 1. Выгорание ядер U-235 и накопление изотопов Рu.
РасчётОпределим микроскопические сечения поглощения и деления как средние арифметические значения для диапазона энергий:  Для ТР 0,01–1 эВ  ; ;Для БР 0,5-10 МэВ  ; ;Определим тепловую мощность:  ; ;Определим коэффициент  : ; ;Определим степень самообеспечения:  .Список используемой литературыП. Абагян, Н. Базазянц «Групповые конствнты для расчёта ядерных реакторов» 1964 г. Тарасов А.Д., Смирных Н.В., Ошканов Н.Н. «Переработанное топливо в ядерной-энергетической системе» Ошканов Н.Н. лекции по курсу «Теория переноса нейтронов» Интернет-ресурс studopedia.ru «Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения» Интернет-ресурс aftershock.news «Плутоний и замыкание ядерного топливного цикла» |