Московский инженерно-физический институт (государственный университет) НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ТЯЖЕЛОВОДНОГО РЕАКТОРА С РЕГУЛИРУЕМЫМ СПЕКТРОМ.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
Московский инженерно-физический институт (государственный университет) ФИЗИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ МОДЕЛИ ЯЭУ С НЕПРЕРЫВНОЙ ПОДЗАРЯДКОЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Ю.Н. ВОЛКОВ,
Advertisements

1 Моделирование динамики ядерного реактора в среде MathCad как учебная задача Н.Н. Кудряков Институт ядерной энергетики (филиал) Санкт- Петербургского.
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
Цепная ядерная реакция 11 класс Подготовил: Савков Д. учитель Антикуз Е.В.
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Физико-технический факультет Кафедра теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов.
АТОМНЫЙ РЕАКТОР. Атомный реактор (он же ядерный реактор) это устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции.
Схема работы ядерного реактора ? Защита Регулирующие стержни Отражатель Насос Теплоноситель (замедлитель) Вода нагревается в активной зоне за счет внутренней.
ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА. Мощность ядерного реактора Среднюю мощность ядерного реактора можно определить:
Ядерный реактор Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Ядерный.
Синявский В.В. Ракетно-космическая корпорация «Энергия» им. С.П.Королева Вклад Института Ядерной Физики (ИЯФ) Казахстана в создание научно-технического.
Т.И.Лебедева, Проверим домашнее задание! Когда и кем было открыто деление ядер урана при бомбардировке их нейтронами? Почему деление ядра может.
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДА МОНТЕ- КАРЛО ДЛЯ ОЦЕНКИ ВЕСА ОРГАНОВ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Л.Ф. БАБИЧЕВ, Г.В. КАРПОВИЧ Объединенный.
Нестационарная генерация антистоксового излучения ВКР в газовых и кристаллических средах при выполнении условий фазового квазисинхронизма. Н. С. Макаров,
Ядерный реактор. 1 управляющий стержень; 2 аварийная защита; 3 теплоизоляция; 4 замедлитель; 5 ядерное топливо; 6 теплоноситель. Схематическое устройство.
Разработка математической модели и исследование характеристик системы автоматического слежения за задержкой сигнала СРНС 1 студент : Сан Вин Маунг. Научный.
1 Статистические оценки нейтронно-физических и теплофизических параметров топливных сборок реакторов ВВЭР А. А. Рыжов, Д. А. Олексюк, А. А. Пинегин НИЦ.
Газоохлаждаемый реактор с высоким коэффициентом полезного действия Котов В. М., Зеленский Д.И. (1) ИАЭ НЯЦ РК, г. Курчатов, ВКО Республика Казахстан. (2)
«Математическое моделирование процессов образования потоков комптоновских электронов при облучении объектов гамма- излучением» выполнил Усков Р.В. Дипломная.
Динамическая модель накопителя тепловой энергии РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Объединенный институт высоких температур РАН Иванин О.А. Научный руководитель.
МИНСК, 2015 Г., УЧЕБНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ «ПАРУС» ПО РЕАКТОРНОЙ ФИЗИКЕ, УПРАВЛЕНИЮ И БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС С ВВЭР Королев С.А. Выговский С.Б. Чернов Е.В.
Транксрипт:

Московский инженерно-физический институт (государственный университет) НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ТЯЖЕЛОВОДНОГО РЕАКТОРА С РЕГУЛИРУЕМЫМ СПЕКТРОМ Увакин М.А., научный руководитель Савандер В.И.

Ранее была проведена работа по осуществлению спектрального регулирования при непрерывном смягчении спектра нейтронов: Модель ячейки: K эф = {1+ΔK эф 1R1+ΔK эф } Энергонапряженность: 30 КВт/л Запас реактивности: порядка 2% от величины K эф ; Основные результаты: - кампания суток; - глубина выгорания 144 из них 61% за счет воспроизводимого топлива. UO 2 D2OD2O

Проблемы: 1. Сложность технической реализации; 2. Слишком большие выгорания для циркония. Возможные решения: 1.Разбавлять D 2 O, добавляя H 2 O, следствие – физическая потеря тяжелой воды; 2.Создание канальной системы с пространственно разделенными замедлителем и теплоносителем, что позволяет изменять свойства замедлителя при постоянном теплосъеме.

Новая модель – блоки замедлителя с трубками: Модель ячейки: Трубки постепенно заполняются тяжелой водой, что приводит к смягчению спектра нейтронов; На расчетной модели задача реализуется путем увеличения ядерной концентрации D 2 O в зоне замедлителя. UO 2 D2OD2O

Основные результаты расчетов на модели со ступенчатым регулированием спектра нейтронов Запас реактивности: 10% от K эф : 6 ступеней по смягчению спектра; Кампания суток; Глубина выгорания 120 МВт·сут/кг. Щадящий режим: ограничение по глубине выгорания для Zr, пониженное обогащение; Запас реактивности 11% от K эф; 5 ступеней по смягчению спектра; Кампания 6400 суток; Глубина выгорания 70 МВт·сут/кг.

Гистограмма смягчения нейтронного спектра; Ф б и Ф т – интегральные значения потоков по двум группам.

Теоретическая модель выгорания ядерного топлива была построена на упрощенной системе уравнений изменения изотопного состава с эффективным осколком деления.

Преобразования уравнений: Математический вид итогового дифференциального уравнения:

Смысл решения: получение зависимости времени кампании от параметров ядерного топлива при загрузке и в процессе выгорания. Уравнение может быть решено: Методом последовательных аналитических приближений; Численно, на основе константной базы и интервала по времени. Решение – предмет дальнейших исследований.

Основные выводы: Рассмотрены различные способы регулирования спектра нейтронов в реакторе; Проведено изучение влияния способа регулирования спектра на нейтронно- физические характеристики реактора; Предложен вариант теоретического обоснования повышения эффективности эксплуатации ЯЭУ при осуществлении спектрального регулирования.