Курсовая работа (т): Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса

Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса

Введение

гидравлический реакторный схема нейтронный

Будущее космонавтики неразрывно связано с ростом энергообеспечения космических аппаратов и расширением их функциональных возможностей. Повышение энергообеспечения на существующих технических средствах получения электроэнергии не позволяет кардинально увеличить единичную мощность системы, что приводит к необходимости реализации проектов с использованием ядерной энергии, которая способна обеспечить качественный скачок в увеличении мощности и, следовательно, в развитии космонавтики. Создание принципиально новых энергосистем в космосе - это развитие высоких технологий, которые опосредованно будут определять и развитие сопредельных отраслей промышленности, а не только атомной и космической отраслей.

В силу этих обстоятельств Комиссией при Президенте РФ по модернизации экономики и технологическому развитию принят к реализации Проект №26 «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса», который ориентирован на формирование энергодвигательной основы для осуществления крупномасштабных программ по изучению и освоению космического пространства, на создание качественно новых средств высокой энерговооруженности, в том числе специального назначения.

Необходимость реализации Проекта определяется государственными интересами в области изучения, освоения и использования космического пространства, сформулированными в «Основах политики Российской Федерации в области космической деятельности на период до 2020 года и дальнейшую перспективу», утвержденных Президентом Российской Федерации 24 апреля 2009г.

Принципиальная особенность проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса» заключается в кардинальном увеличении энерговооруженности космического аппарата, что позволит обеспечить возможность реализации новых задач в космосе, а именно:

·        повышения эффективности транспортных средств посредством существенного увеличения удельной тяги (в 20 и более раз по сравнению с химическими двигателями);

·        возможности развития промышленных технологий в условиях невесомости;

·        борьбы с астероидной опасностью;

·        отработки модулей энергодвигательных установок для будущих экспедиций на Луну и Марс;

·        реализации принципиально нового качества космических аппаратов, обладающих возможностью изменения орбиты нахождения с высокой скоростью.

Назначение и область применения

Реакторная установка предназначена для выработки тепловой мощности, преобразуемой в энергопреобразовательном контуре ЯЭДУ в электрическую мощность, используемую для энергоснабжения электрореактивных двигателей ТЭМ. Разрабатываемая РУ является базовым изделием, обеспечивающим последующее создание реакторных установок, как составных частей ЯЭДУ для генерации электроэнергии мегаваттного уровня с целью обеспечения космических средств нового поколения.

РУ является одноконтурной установкой и входит в состав энергоблока, состоящего из реакторной установки, газотурбинной системы преобразования энергии и системы отвода тепла на основе холодильника-излучателя.

Основные параметры энергоблока приведены в таблице

Основные параметры РУ

Параметр	Значение
Температура теплоносителя на входе в реактор (ВТТ), К	892
Температура теплоносителя на выходе из реактора (ВТТ), К	1240
Давление теплоносителя, МПа	4,0
Высота активной зоны, мм	500
Диаметр активной зоны, мм	470
Топливная композиция	UО2
Плотность топлива, г/см3	8,8
Обогащение урана по 235U,%	90

 

Техническая характеристика

В состав реакторной установки входит:

·        реактор в сборе;

·        радиационная защита в сборе;

·        комплексная система автоматического управления и защиты (КСУЗ);

·        комплект контрольно измерительной аппаратуры;

·        коллекторы и трубопроводы;

·        привода РО СУЗ;

·        стыковочная ферма.

Реактор в сборе включает в себя:

·        активную зону в сборе;

·        отражатель в сборе;

·        корпус реактора;

·        блок теплоизоляционной защиты.

Основным элементом РУ является высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с быстрым спектром нейтронов.

В качестве теплоносителя РУ и рабочего тела энергоблока используется смесь инертных газов (в качестве базового варианта - гелиево-ксеноновая смесь с содержанием гелия 7,17% масс.).

Течение теплоносителя в реакторе организовано по двум независимым трактам: высокотемпературному (ВТТ), обеспечивающему теплосъем с активной зоны, и низкотемпературному (НТТ), предназначенному для охлаждения приводов РО КСУЗ, радиационной защиты, бериллиевого отражателя, низкотемпературных конструкционных элементов РУ.

Основные характеристики РУ:

·        тепловая мощность РУ на основном режиме до 3500 кВт;

·        тепловая мощность активной зоны на основном режиме до 3400 кВт;

·        тепловая мощность РУ на дежурном режиме около 200 кВт;

·        суммарное время работы на дежурном режиме - не менее 40000 ч;

·        диапазон рабочего давления в активной зоне 2,8 - 4 МПа;

·        диапазон расхода теплоносителя 11 - 19 кг/с;

·        допустимые относительные гидравлические потери 4 - 6,8%;

·        температура на выходе из реактора - до 1500 К;

·        температура на входе в НТТ - 353 К;

Допустимые дозы излучений в плоскости радиационной безопасности:

·        по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10⁶ рад (1·10⁴ Гр);

 

1. Описание конструкций

 

.1 Конструкция реакторной установки

Реакторная установка

Поперечное сечение РУ

Продольное сечение РУ

Описание конструкции РУ.

РУ конструктивно выполнена в виде двух отдельных изделий: реактора и радиационной защиты. Такая компоновка корпуса реактора в форме цилиндра с двумя эллиптическими крышками делает его устойчивыми к внешним и внутренним нагрузкам, а для радзащиты позволяет использовать тонкостенный корпус и применить разные материалы для корпуса реактора и корпуса РЗ и, как результат, снизить массу РЗ.

Реактор и РЗ соединяются между собой через ферму и имеют общие интерфейсы по РО СУЗ, входящих и выходящих труб dу=65 мм и 85 мм для теплоносителя (ВТТ), импульсных трубок, термопар, системы трубопроводов НТТ.

Корпус реактора представляет собой цилиндрическую обечайку длиной 1525 мм, максимальным диаметром 700 мм, с эллиптическими днищем и крышкой. Крышка сваривается с корпусом аргонодуговой сваркой.. Корпусные детали выполнены из сплава марки ХН56МБЮД из трубных заготовок и поковок.

Корзина АЗ изображена на рисунке 2.2.4.. Корзина конструктивно состоит из «холодной» дистанционирующей несущей решётки, «горячей» дистанционирующей решетки, обечайки, 19-ти чехлов РО СУЗ, системы дистанционирования, крепёжных элементов. «Холодная» решётка соединяется с обечайкой АЗ электронно-лучевой сваркой, а горячая свободно перемещается внутри обечайки АЗ. «Холодная» и «горячая» решётки соединяются между собой посредством трубчатых кожухов РО СУЗ. Часть кожухов, имеющих крайние значения температуры, не заделаны в горячей решётке для компенсации их минимальных и максимальных температурных расширений.

Корзина АЗ

На периферии АЗ находятся вытеснители для профилирования АЗ. Они должны быть сделаны объёмными, чтобы при заливе водой уменьшить объём воды междуАЗ и отражателем. Предполагается сделать их в виде оболочки с рёбрами жесткости внутри и закрепить на заклёпках к обечайке АЗ.

МеждуАЗ и корпусом располагается отражатель высотой 639 мм из бериллия, выполненный охлаждаемым посредством 36 труб.

РЗ (рис.2.2.5) имеет форму усечённого конуса высотой 650 мм с полным углом 24° и основаниями Ø1300 мм и Ø1578 мм.

В центральной части РЗ имеется 19 проходок для тяг приводов РО СУЗ с охлаждающими кожухами.На периферии РЗ на конической поверхности выполнено 12 открытых каналов под углом 20° к оси РУ. Боковой канал предназначен для проводки трубопровода с рабочим телом реактора и имеет теплоизолирующий экран, охлаждаемый газом НТТ.

В периферийной части имеются 12 труб для охлаждения фронтальной части РЗ, аналогичные тем, что находятся в центральной части РЗ.

Вся металлоконструкция РЗ выполнена из стали марки 12Х18Н10Т с толщинами 2 мм и 5 мм. Внутренние полости РЗ заполнены LiH.

Радиационная защита

 

.2 Конструкция твэлов

Тепловыделяющие элементы активной зоны РУ ЯЭДУ предназначены для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации тепла и передачи тепла теплоносителю.

Конструкция твэла на основе диоксидного топлива и его геометрические размеры приведены на рисунке 2.1.

В качестве топлива используются таблетки из диоксида урана с равноосной структурой и заданной пористостью. Использование диоксида со стабилизированной открытой пористостью приводит к снижению скорости распухания топливной композиции, что имеет принципиальное значение с точки зрения обеспечения геометрической стабильности твэла.

Массовая доля изотопа урана-235 в уране 90%, плотность по урану 8,8 г/см³. Таблетки имеют центральное отверстие диаметром 4 мм и в составе твэла образуют центральный канал для отвода газообразных продуктов деления. Данный твэл имеет большие размеры длины активной части (500 мм) и компенсационных объемов для сбора ГПД.

Сборка и герметизация твэлов

Сборка и герметизация твэлов производится в следующей последовательности.

Подсборкатвэла, состоящая из оболочки, внутри которой установлены топливные таблетки, отражатели, компенсирующие пружины и другие элементы конструкции с приваренными герметично к оболочке нижней глухой и верхней с откачным отверстием заглушками, поступает на участок сборки твэлов.

Заполнение твэла гелием осуществляется в специальной установке, оснащённой системами откачки до остаточного давления в камере 5 ×10^-3 мм рт.ст., напуска гелия, гелиодуговой сварки, рукавами для перемещения изделий внутри камеры оператором вручную, герметичными прозрачными окнами и освещения камеры.

Для проведения герметизации сборка помещается в камеру установки.

После этого камера установки герметизируется, откачивается до остаточного давления 5 ×10^-3 мм рт.ст. и заполняется чистым гелием до одной атмосферы. При этом гелий через отверстие в верхней заглушке заполняет твэл. После выдержки некоторого времени пробка устанавливается в отверстие верхней заглушки и приваривается гелио-дуговой сваркой к заглушке герметично. Таким образом, твэл оказывается заполненным гелием в одну атмосферу.

 

.3 Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки

Техническим заданием предусматривалось объединение высокотемпературного и низкотемпературного трактов охлаждения с целью избавления от холодильников-излучателей НТТ. Отбор теплоносителя производится после турбины, и, проходя через рекуператор, охлаждается до требуемой температуры. Охлаждая элементы конструкции, возвращается в основной контур и поступает на вход в активную зону.

Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки

 

2. Нейтронно-физический расчет

Целью нейтронно-физического расчета является обоснование кампании реакторной установки, определение неравномерностей энерговыделения.

 

.1 Расчет в MCU-5 FREE

 

Исходные данные для расчета

В таблице приведены основные параметры рассматриваемой реакторной установки:

Основные параметры РУ

Число твэлов	714
Число РО СУЗ	19
Обогащение топлива	90%
Диаметр РО СУЗ	36мм
Диаметр топливной таблетки	10,9мм
Наружный диаметр твэла	13мм
Величина зазора в твэле	0,05мм
Шаг размещения твэлов	15мм
Ядерные концентрации элементов в составе топлива, 1/ барн*см
U235	2,027*10-2
U238	2,253*10-3
O	4,5044*10-2

Исходные данные для расчета в программном комплексе MCU-5 FREEпредставляют собой описание материалов топлива, оболочек твэлов, конструкционных материалов, отражателя и др., входящих в состав РУ, и геометрии РУ.

Схема расчетной области для программы MCU-5 FREE представлена на рисунках 3.1.1 и 3.1.2. На рисунке 1 изображен поперечный разрез схематичной АЗ, на рисунке 2 продольный.

В файле результатов получаем:

-        Значения эффективного коэффициента размножения нейтронов

-        Значение высотной неравномерности энерговыделения

-        Значение радиальной неравномерности энерговыделения

Поперечный разрез активной зоны

Продольный разрез активной зоны

 

Вычисление неравномерностей энерговыделения по радиусу и высоте АЗ:

Значения плотностей потоков по радиусу АЗ

Координата, м	0,02598	0,05196	0,07794	0,10392	0,1299	0,1819	0,20785
	1,077	1,097	1,069	1,042	1,019	0,959	0,929

Неравномерность энерговыделения по радиусу АЗ

Значения плотностей потоков по высоте АЗ

Координата, м
0	0,555
0,029	0,693
0,059	0,813
0,088	0,927
0,118	1,029
0,147	1,111
0,176	1,168
0,206	1,197
0,235	1,203
0,265	1,185
0,294	1,163
0,324	1,126
0,353	1,077
0,382	0,992
0,412	0,881
0,441	0,750
0,471	0,630
0,5	0,501

Неравномерность энерговыделения по высоте АЗ

Максимальные неравномерности по радиусу и высоте АЗ соответственно:

K_r^max=1,097

K_z^max=1,242

2.2 Расчет по методике расчета реактора с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах

Активная зона реактора набирается из цилиндрических твэлов. Твэлы имеют оболочку из вольфрама, препятствующую выходу осколков деления. Теплоносителем является геле-ксеноновая смесь. Радиальный и торцевые отражатели выполнены из берилия.

Для конкретизации расчетов были выбраны следующие геометрические параметры активной зоны:

Расчет массового состава реактора

Объем активной зоны:

Объем теплоносителя в пределах активной зоны:

Объем твэлов:

Масса двуокиси урана:

Молекулярная масса кислорода:

Молекулярная масса UO2:

Молекулярная масса обогащенного урана:

Масса кислорода в твэлах:

Масса топлива при 90% обогащении:

Масса изотопа урана-235 в смеси урана:

Масса изотопа урана-238 в смеси урана:

Объем занимаемый двуокисью урана в твэле:

Объем, приходящийся на долю W в твэле:

Масса W содержащаяся в твэле:

Масса теплоносителя в активной зоне:

Масса бериллия в радиальном отражателе

Масса бериллия в торцевых отражателях:

Суммарная масса бериллия в отражателях:

Расчет ядерного состава реактора

Ядерная плотность k-ого изотопа определяется по формуле:

Полученные значения  в активной зоне соответствующие холодному состоянию приведены в таблиц.

Размерность

При определении ядерной плотности в горячем состоянии будем приближенно считать, что линейные размеры активной зоны изотропно возрастают с температурой по линейному закону:

Где - среднее значение коэффициента температурного расширения смеси веществ, входящих в состав твэла

Коэффициенты расширения:

Среднее значение коэффициента расширения смеси веществ, входящих в состав твэла:

Отсюда:

Полученные значения  в активной зоне соответствующие горячему состоянию приведены в таблице.

Размерность

Расчет макроскопических сечений.

Расчет макроскопических сечений входящих в активную зону, введется по формуле:

где индекс i соответствует виду взаимодействия, а k обозначает соответствующий изотоп.

Расчет макроскопических сечений ,,ведется по формулам:

Микроскопические сечения

	U-235	U-238	O	W	He	Xe
	8,3	8,3	4	8	0,66	4,3
	1,81	0,39	0,0036	0,02	0,007	2,65
	4,04	0,38	-	-	-	-

Рассчитанные значения макроскопических сечений для холодного и горячего состояния:

	Холодное состояние	Горячее состояние
	0,219	0,224
	0,012	0,007
	0,025	0,029

Расчет эффективных размеров реактора с отражателем

В реакторе без отражателя распределение плотности потока нейтронов по радиусу и длине описываются функцией:

где Lи R_эф характеризуют эффективные размеры реактора

Здесь

Возраст нейтронов, квадрат длины диффузии, квадрат длины миграции нейтронов в отражателе определяются по формулам:

Микроскопические сечения для бериллия имеют следующие значения:

Здесь индекс «1» относится к надтепловым нейтронам, а индекс «m» относится к тепловым.

Макроскопические сечения рассчитываются по формулам:

Результаты расчетов представлены в таблице:

Отражатель					,		,
Торцевой	0,162	0,003	0,225	0,00036	797,6	4126	4924
Радиальный	0,621	0,01	0,863	0,001	54,04	279,5	333,6

Т.к. размеры отражателей соизмеримы с размерами активной зоны, величины эффективных добавок вычисляются по формулам:

где  - материальный параметр активной зоны и отражателей

где

Отсюда:

Эффективные размеры реактора:

Определение эффективного коэффициента размножения нейтронов

Эффективный коэффициент размножения:

где

Отсюда в холодном состоянии:

В горячем:

В ходе расчёта в программном комплексе MCU5-FREE и расчета по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, мы получили значительное отличие в эффективном коэффициенте размножения нейтронов.

Это связано с тем, что программа MCU5-FREEоснована на решении газокинетического уравненияпереноса нейтронов методом Монте-Карло, и она использует многогрупповую библиотеку оцененных ядерных данных по нейтронно-физическим свойствам материалов на основе детальных ядерных данных (ENDF/B-VI).

Следовательно, можно сделать вывод о том, что расчет по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем имеет приличную погрешность.

В дальнейших расчетах будем использовать результаты расчета в программном комплексе MCU5-FREE.

3. Тепловой расчет

 

.1 Теплофизические свойства материалов

 

Топливо

В качестве материала топлива используется диоксид урана (UO₂), теплопроводность которого зависит от температуры [2]:

Где ;

Теплопроводность топлива при различных температурах

 

Газовый зазор

Зазор между оболочкой и топливом заполнен гелием при давлении 0.1 МПа. График теплопроводности представлен на рис. [1].

Теплопроводность гелия при различных температурах

 

Оболочка

Материал оболочки - жаропрочный сплав на основе вольфрама. Теплопроводность вольфрама представлена на рис. [1].

Теплопроводность вольфрама при разных температурах

 

Теплоноситель

Теплоноситель - газовая смесь гелия (7.17%) и ксенона (92.82%).

Теплофизические свойства смеси рассчитываются по следующим формулам [3]:

Теплопроводность:

Теплоёмкость:

Динамическая вязкость:

Плотность He-Xe смеси высчитывается по формуле [2]:

 - газовая постоянная для данного газа.

Число Праднтля[2]:.

Теплофизические свойства теплоносителя представлены на рис. 4.1.4.1 - 4.1.4.3

Теплопроводность теплоносителя при различных температурах

Плотность теплоносителя при различных температурах

Динамическая вязкость теплоносителя при разных температурах.

 

.2 Определение температуры элементов в наиболее нагруженном канале

 

Теплоноситель

Расход теплоносителя:

Мощность, приходящаяся на 1 твэл:

Максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу, полученный ранее:

Среднее линейное энерговыделение:

Объёмное энерговыделение:

Средний тепловой поток:

Распределение температуры по длине наиболее нагруженного канала:

Распределение температуры теплоносителя по высоте в наиболее нагруженном канале

 

Оболочка

Внешняя стенка

Поскольку вытеснители сделаны таким образом, что все ячейки идентичны (рис. 4.2.2.1), гидравлический диаметр можно рассчитать по одной ячейке (рис 4.2.2.2):

Сечение активной зоны

Элементарная ячейка

Значение гидравлического диаметра:

Изменение значения числа Рейнольдса по высоте активной зоны:

Значение числа Рейнольдса по длине канала

Число Нуссельта (в диапозоне, Pr< 20)[4]:

Где:

Значение числа Нуссельта по длине канала

Коэффициент теплоотдачи:

Значение коэффициента теплоотдачи по длине канала

Температура наружной стенки твэла:

Распределение температуры теплоносителя и наружной стенки твэла по высоте активной зоны

Внутренняя стенка

Температура внутренней стенки оболочки определяется по формуле:

Ввиду небольшой толщины оболочки и высоких значений теплопроводности, разность температур на внешней и внутренней стороне оболочки незначительная и не видна на графике.

Топливо

Стенка таблетки

Температура стенки таблетки определяется по формуле:

Распределение температуры теплоносителя, наружной стенки оболочки и стенки таблетки по высоте активной зоны

 

 

Отверстие

Среднее объёмное энерговыделение в топливе:

Максимальная температура в цилиндрической таблетке с отверстием и внутренним энерговыделением:

График распределения температуры теплоносителя (К), оболочки, стенки таблетки и отверстия по высоте активной зоны

 

Вывод

Как видно из графика, максимальная температура топлива не превысила максимально допустимую 1800°С[2].

4. Гидравлический расчет

Схема течения теплоносителя:

Схема течения теплоносителя

 

.1 Подвод теплоносителя к активной зоне

Теплоноситель подводится по 4 подводящим трубам диаметром 75 мм и длиной 2600 мм.Потери напора будут при прохождении подводящей трубы, на повороте потока и выходе в сборный коллектор.

Подводящая труба

Проходное сечение подводящей трубы:

Скорость теплоносителя в трубе:

Число Рейнольдса:

Коэффициент гидравлического сопротивления для широкого диапозона чисел Рейнольдса ([4]:

Гидравлические потери на прохождение проходящей трубы:

 

Поворот

Коэффициент гидравлического сопротивления при повороте потока на 60° [4]:

Гидравлические потери на повороте:

Выход в сборный коллектор

Коэффициент гидравлического сопротивления при выходе в условно-бесконечное пространство [4]:

Гидравлические потери на выходе из подводящей трубы в сборный коллектор:

 

Сумма

Суммарные потери на подвод теплоносителя к активной зоне:

 

.2 Активная зона

В активной зоне гидравлические потери складываются из входа в активную хону через верхнюю опорную решетку, прохождения активной зоны, выхода из активной зоны через нижнюю решетку.

Верхняя опорная решетка

Сперва теплоноситель должен пройти верхнюю решетку, после которой попадает в активную зону. Коэффициент гидравлического сопротивления решетки высчитывается по формуле «вход в трубу через решетку или диафрагму»[4]:

Проходная площадь решетки:

Проходная площадь активной зоны:

Коэффициент гидравлического сопротивления решетки:

Верхняя опорная решетка

Положение верхней опорной решетки на чертеже

Гидравлические потери на верхней решетке:

 

Потери на трение в активной зоне

Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в межтвэльном пространстве (без навитой проволоки) [4]:

Относительный шаг расположения твэлов:

Шаг навивки проволоки принимается:

Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в пространстве твэлов, дистанционированных проволокой «ребро по ребру» [4]:

Значение коэффициента трения по длине аз

Гидравлические потери на трение в активной зоне:

 

Нижняя опорная решетка

Коэффициент гидравлического сопротивления определяется по формуле «решетка или диафрагма внутри трубы» [4]:

Где:

Проходное сечение псле выхода из аз:

Проходное сечение нижней опорной решетки:

Нижняя опорная решетка

Положение нижней опорной решетки

Гидравлические потери на нижней опорной решетке:

Потери на ускорение

Плотность расхода по активной зоне:

Гидравлические потери на ускорение:

Общие потери по активной зоне.

Потери по активной зоне составили:

4.3 Отвод теплоносителя от активной зоны

Гидравлические потери на отвод теплоносителя складываются из входа в отводящую трубу, поворота теплоносителя и прохождения теплоносителем отводящей трубы.

Вход в отводящую трубу

Коэффициент гидравлического сопротивления при входе в трубу из условно бесконечного пространства [4]:

Диаметр проходного сечения отводящей трубы: . Количество отводящих труб: . Скорость теплоносителя в отводящей трубе:

Гидравлические потери на вход теплоносителя в отводящую трубу из условно бесконечного пространства:

 

Поворот теплоносителя

Коэффициент местного гидравлического сопротивления при повороте потока на 60°[4]:

Гидравлические потери на поворот потока:

 

Прохождение через отводящую трубу

Число Рейнольдса при течении в отводящей трубе:

Коэффициент трения в больших диапозонах чисел Рейнольдса

([4]:

Длина отводящего трубопровода:

Потери в отводящей трубе:

Сумма

Общие гидравлические потери на отвод теплоносителя от активной зоны составили:

4.4 Сумма

Суммарные гидравлические потери на прохождение теплоносителем РУ:

 

Вывод

Отношение потерь к номинальному давлению в реакторной установке:

Гидравлические потери лежат в допустимом диапазоне.

 

5. Расчет радиационной защиты

Составной частью реакторной установки является радиационная защита РУ, предназначенная для обеспечения допустимых уровней реакторного излучения на модуле полезной нагрузки и приборно-агрегатном отсеке, а также на радиационно-чувствительных узлах и элементах подсистем ТЭМ.

На космических аппаратах с ядерным реактором применяется теневая радиационная защита. Радиационная защита РУ образует зону затенения, в которой размещается оборудование и агрегаты ТЭМ.

Основным требованием, предъявляемым к радиационной защите РУ, является обеспечение установленных допустимых уровней реакторного излучения в плоскости радиационных требований, расстояние от реактора до которой устанавливается компоновочными решениями по ТЭМ. ПАО и другие чувствительные к радиации элементы размещаются на максимальном расстоянии от РУ за холодильниками-излучателями в зоне за плоскостью радиационных требований.

Теневая радиационная защита реактора должна обеспечить в контрольной плоскости (плоскости радиационных требований) следующие требования:

по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10E6 рад (10Е4 Гр);

по флюенсу быстрых нейтронов (с энергией больше 0‚1 МэВ) - не более 10Е12 1/см².

Важной характеристикой ТЭМ является расстояние от реактора до контрольной плоскости и полуугол тени.

Согласно «Основным положениям по ТЭМ» и предварительным данным ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» в настоящее время контрольная плоскость размещается на расстоянии ~52 м от реактора. Радиационная защита установки выполнена из гидрида лития.

Схематичное изображение РУГК

Расчетная схема защитной композиции

Параметры защиты в Anisn-BMSTU

Плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ

Получаем плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ на контрольной плоскости.

Рассчитаем флюенс быстрых нейтронов за время 10000ч.

Данное значение флюенса нейтронов удовлетворяет требованиям к защите.

График мощности дозы за защитой РУ.

Значение мощности дозы на удалении 52 м от защиты получаем.

Определим дозу гамма излучения за время 10000 ч.

Данное значение мощности дозы меньше предельного (10⁴ Гр), что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к защитной композиции РУ.

6 Прочностной расчет

 

.1 Стенка корпуса

Толщина стенки корпуса реактора определяется по модели цилиндрического сосуда, нагруженного внутреннимдавленеием. В качестве материала корпуса используется сплав20Х23Н18

Прочностные характеристики данного сплава при температуре 900°С[5]:

Коэффициенты запаса:

Допустимые напряжения в конструкции:

Корпус считается на внутреннее давление, превосходящее номинальное на 25%:

Коэффициент ослабления оболочки:

Внутренний диаметр корпуса:

Толщина корпуса определяется по формуле [6]:

Принимается:

Внешний диаметр корпуса:

 

.2 Коническая обечайка

Материал обечайки тот же, что и у корпуса, давление то же. Обечайка не ослаблена отверстиями:

Угол наклона конуса к оси:

Толщина обечайки[6]:

Принимается:

 

.3 Вибропрочность твэлов

Шаг навивки проволоки:

За один шаг твэл должен быть продистанционирован как минимум с тремя твэлами. Тогда шаг закрепления твэла:

Схема закрепления твэла представлена на рис. 7.3.1. Первый и шестойкорни частотного уравнения для такой формы закрепления равны[6]:

Плотность материала оболочки [1]:

Модуль упругости вольфрама[1]:

Средний диаметр оболочки:

Толщина оболочки:

Момент инерции для оболочки:

Погонная масса оболочки:

Собственная частота, соответствующая 1-й и 6-й формам колебаний твэла[6]:

Частота колебаний твэла лежит в пределах ;

Число Струхаля для турбулентного потока с  [7]:

Максимальная скорость теплоносителя в активной зоне:

Частота образования вихрей в турбулентном потоке:

Циклическая частота образования вихрей:

Получено, что циклическая частота образования вихрей в потоке теплоносителя на порядок ниже собственной частоты колебания твэла.

 

Список использованной литературы

1. В.С. Чиркин. Теплофизические свойства материалов. Атомиздат Москва, 1968.

. П.В. Марков, В.И. Солонин. Курс лекций по дисциплине «Расчет и проектирование ядерных реакторов»

. П.Л. Кириллов. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Энергоатомиздат, 1990.

. Программа «Справочник сталей».

. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Энергоатомиздат, 1989.

. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат. 1992.