中文名 | 反應(yīng)堆理論計(jì)算 | 外文名 | reactor theory calculation |
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應(yīng)用電子計(jì)算機(jī)來進(jìn)行反應(yīng)堆物理計(jì)算時(shí),首先根據(jù)實(shí)際求解需要,提出數(shù)學(xué)模型,例如多群擴(kuò)散方程或輸運(yùn)方程;其次根據(jù)數(shù)學(xué)模型,選擇適當(dāng)?shù)臄?shù)值計(jì)算方法,確定計(jì)算步驟,編制程序利用電子計(jì)算機(jī)求解;最后討論解,同時(shí)給出中子的空間和能量分布及決定它們隨時(shí)間的變化率。一般采用差分法來解多群擴(kuò)散方程。為了保證計(jì)算的精度,差分法中網(wǎng)格間的間距一般不能取得太大,在熱中子反應(yīng)堆內(nèi),它約為1~2cm。對大型熱中子反應(yīng)堆,如果做三維計(jì)算用差分方法解分群中子方程時(shí),空間總網(wǎng)格數(shù)達(dá)百萬量級。這樣,對計(jì)算機(jī)容量及其計(jì)算速度提出了相當(dāng)高的要求。在具體反應(yīng)堆物理計(jì)算中,要求多次計(jì)算處于不同工況下的反應(yīng)堆堆芯物理情況。所以也要求多次求解分群擴(kuò)散方程。這是一個(gè)十分費(fèi)時(shí)間的過程。因此近年來相應(yīng)地發(fā)展了一些更有效的近似計(jì)算方法,如節(jié)塊法及有限元法等。求出中子在堆芯內(nèi)空間的分布及反應(yīng)性后,很快地就可得出功率分布。然后通過熱工—水力計(jì)算求得溫度分布。
對于壓水堆來說,水密度的大小會影響擴(kuò)散方程中的中子宏觀截面參數(shù),而水(慢化劑)密度與溫度有著強(qiáng)烈的依賴關(guān)系,這樣就存在著一個(gè)與熱工—水力計(jì)算相耦合的中子擴(kuò)散計(jì)算問題。這在沸水堆中更為突出。以沸水堆為例來看,在作反應(yīng)堆物理計(jì)算時(shí),先假定一個(gè)三維中子注量率分布(例如,軸向?yàn)橛嘞曳植?,而后由冷卻劑流量及空間功率分布及汽泡分布求出溫度和慢化劑密度等參數(shù)在反應(yīng)堆堆芯內(nèi)各處的數(shù)值。而后以此為基礎(chǔ),進(jìn)行三維分群中子擴(kuò)散計(jì)算,求出空間各處中子及功率分布。這些結(jié)果又可作為熱工—水力學(xué)計(jì)算的輸入數(shù)據(jù),從而求出新的溫度和氣泡分布。如果前后兩者差別比較大,則要進(jìn)行進(jìn)一步的迭代,重復(fù)上述過程,直至收斂為止。只有這樣才能真正給出反應(yīng)堆堆芯內(nèi)的中子注量率分布,同時(shí)也給出熱工—水力學(xué)的計(jì)算結(jié)果。
在求得堆芯內(nèi)中子注量率及功率的空間分布后,就可以確切地知道反應(yīng)堆堆芯內(nèi)各處核燃料裂變的情況,亦即可以求出核燃料同位素及裂變產(chǎn)物隨時(shí)間的變化規(guī)律。核燃料同位素成分及裂變產(chǎn)物同位素成分隨燃耗過程的變化,改變了反應(yīng)堆堆芯中各處材料的成分,同時(shí),也對中子通量密度的空間分布,特別是,對反應(yīng)性發(fā)生影響,即,隨著易裂變核的消耗及裂變產(chǎn)物積累,會造成反應(yīng)性下降。注意到核密度和中子通量密度兩者都是空間和時(shí)間的函數(shù),而兩者又互相影響、互相依賴,要直接求解這些方程是比較困難的。為了保證計(jì)算可靠性,還必須將反應(yīng)堆的燃耗計(jì)算與熱工—水力學(xué)計(jì)算結(jié)合在一起。
反應(yīng)堆物理計(jì)算就是要在給定的反應(yīng)堆堆芯材料成分和同位素的核密度條件下,借助于電子計(jì)算機(jī)進(jìn)行分群擴(kuò)散(或輸運(yùn))計(jì)算。這時(shí)必須考慮到熱工—水力的耦合。從這些計(jì)算中求出反應(yīng)堆的有效增殖因數(shù)、中子注量率和功率分布等參數(shù)。然后,通過調(diào)節(jié)控制棒或可燃毒物配置,求得臨界條件下的硼濃度或控制棒位置以及此時(shí)的中子注量率和功率空間分布。在空間計(jì)算結(jié)束后,把時(shí)間加上一個(gè)步長,假設(shè)在這個(gè)時(shí)間階段內(nèi),中子注量率空間分布不變,然后解每個(gè)燃耗區(qū)的燃耗方程,求出在本時(shí)間步長末期燃料中各種重同位素成分的濃度,這些又作為下一次空間計(jì)算的起點(diǎn)。
上述空間和時(shí)間部分計(jì)算需要反復(fù)交替進(jìn)行,直到剩余反應(yīng)性降為或接近零。這時(shí)需要換料,卸出堆芯內(nèi)部分已燃耗過的燃料組件,并裝入新燃料。為了保證功率分布均勻及最大限度地均勻利用各燃料組件,對反應(yīng)堆堆芯燃料裝載方式要進(jìn)行適當(dāng)?shù)恼{(diào)整,即要進(jìn)行燃料管理。
與安全有關(guān)的時(shí)空動力學(xué)的計(jì)算也是極其重要的。由于瞬發(fā)中子壽命極短,所以要精確描述它,必須采用極短的時(shí)間步長求解三維空間瞬態(tài)擴(kuò)散方程。由于它的重要性與計(jì)算工作量大,仍在探索用更有效更正確的計(jì)算方法,來解決有關(guān)時(shí)空動力學(xué)的反應(yīng)堆安全問題。
主要從中子的能量變量與空間變量兩方面進(jìn)行處理。
(1)中子的能量變量分群法。
通常,在熱中子反應(yīng)堆內(nèi),由于裂度中子的平均能量為2MeV,而引起裂變的中子主要為熱中子(能量0.1eV以下)。因此實(shí)際上要處理的中子能量跨過了相當(dāng)大的一個(gè)連續(xù)能量區(qū)間,而反應(yīng)堆內(nèi)各種材料的核截面又與中子能量密切相關(guān)。因而要較真實(shí)地反映反應(yīng)堆的物理過程,必須考慮中子對于空間與能量的連續(xù)依賴關(guān)系。中子能量對于反應(yīng)堆內(nèi)材料截面的關(guān)系是極其復(fù)雜的,很難用解析方法表示。因此通常用分群方法來近似地處理。即把整個(gè)中子能量的分布范圍劃分成若干個(gè)離散的能量間隔,每一個(gè)能量間隔為一個(gè)能群。采用能群平均的中子參數(shù)來表述該能群內(nèi)中子的平均特性,這種平均參數(shù)叫做群參數(shù)。這樣就把原來是能量連續(xù)變化的中子運(yùn)動方程式簡化成用各分能群中子的平均參數(shù)描述的中子運(yùn)動方程式。這種方法叫做分群法。在熱中子反應(yīng)
堆內(nèi),一般采用四群或兩群方法。
(2)中子的空間分布方程。
描述在每一能群中的中子運(yùn)動時(shí),著重于其空間運(yùn)動關(guān)系。考慮到中子在介質(zhì)內(nèi)的運(yùn)動主要是中子和介質(zhì)原子核的碰撞,而中子間的相互碰撞可以略去不計(jì)。原來在某一位置上具有某一能量和運(yùn)動方向的中子,由于中子運(yùn)動及其與原子核散射碰撞的結(jié)果,將在另一個(gè)位置上出現(xiàn),并具有另一種能量和運(yùn)動方向。中子從一個(gè)位置、能量和方向輸運(yùn)到另一位置、能量和運(yùn)動方向的過程叫做輸運(yùn)過程。
對單個(gè)中子來講,它在介質(zhì)內(nèi),一直進(jìn)行運(yùn)動,直到它被吸收或從反應(yīng)堆表面逸出為止,其運(yùn)動軌跡是雜亂無章的折線,這是一個(gè)無規(guī)則的隨機(jī)過程。但是,實(shí)際上,要討論的是大量中子的統(tǒng)計(jì)行為,它們所造成的宏觀行為是可以描述的。注意到中子運(yùn)動不僅和空間點(diǎn)有關(guān),而且和運(yùn)動方向及其速度(即能量)有關(guān)。這樣建立的方程為中子輸運(yùn)方程。
建立中子輸運(yùn)方程所遵守的一條基本原則,就是中子數(shù)守恒或中子數(shù)平衡。在一定體積內(nèi),中子密度隨時(shí)間的變化率應(yīng)等于它的產(chǎn)生率減去消失率。這樣得出的輸運(yùn)方程是一個(gè)線性的微分—積分方程。它能精確表示出中子的空間、能量和運(yùn)動方向分布。但在一般情況下很難求出輸運(yùn)方程的解析解。即使在電子計(jì)算機(jī)上利用數(shù)值方法求解,仍然是非常復(fù)雜和困難的事情。因此在實(shí)際反應(yīng)堆物理計(jì)算中,它往往只用在一些實(shí)際上需要精確計(jì)算的局部區(qū)域中,或作為基準(zhǔn)比較用。
在大型反應(yīng)堆的堆芯中,中子的空間分布是接近各向同性的。這樣就可以近似地認(rèn)為中子的分布與運(yùn)動方向無關(guān),使問題大大簡化。通過這種近似簡化得到的方程稱為中子擴(kuò)散方程(見中子擴(kuò)散)。把分群法應(yīng)用于擴(kuò)散方程后,這樣最終得出堆內(nèi)中子空間分布的方程式就是一組聯(lián)立多群擴(kuò)散方程組。在每個(gè)方程中只出現(xiàn)空間變量,與能量有關(guān)的中子截面參數(shù)將作為常數(shù)出現(xiàn)在方程內(nèi)。多群擴(kuò)散方程是反應(yīng)堆物理計(jì)算中最常用的方程。
由于反應(yīng)堆堆芯成分、幾何結(jié)構(gòu)的復(fù)雜性,多群擴(kuò)散方程是不可能用解析方法求解的。隨著電子計(jì)算機(jī)和計(jì)算技術(shù)的發(fā)展,目前借助于電子計(jì)算機(jī)的數(shù)值方法幾乎已成為反應(yīng)堆物理計(jì)算中普遍采用的主要方法。
世界上最小的核反應(yīng)堆發(fā)電機(jī)組有多小
查一下法國“紅寶石”級核潛艇,那是世界上最小的核潛艇,它的核動力系統(tǒng)應(yīng)該是最小的。
核電站很大,在陸地上要占很大的面積。那核潛艇的核反應(yīng)堆是如何裝進(jìn)潛艇里去的?
陸地上的主要是民用發(fā)電,裝機(jī)容量很大,所以需要很大的設(shè)備和空間,而核潛艇只需要為其提供動力和生活用電,想象普通的柴油發(fā)電機(jī)就有可以提供的核動力挺的核設(shè)施需要多少燃料和空間,不過說實(shí)話他還是占據(jù)了潛艇尾...
中國現(xiàn)有多少核電站,分別是什么方位!有多少核反應(yīng)堆,又分別是在什么方位!
我國現(xiàn)有核電站有6個(gè),現(xiàn)役核電機(jī)組有11個(gè)。我國核電裝機(jī)容量已達(dá)885萬千瓦,每年核電發(fā)電總量將達(dá)到775.26億千瓦時(shí)。 目前中國現(xiàn)有核電站 一、浙江嘉興的秦山核電站位于杭州灣畔,一期工程是中國...
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介紹了秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)源項(xiàng)計(jì)算方法、程序和計(jì)算結(jié)果。該輻射源項(xiàng)用于確定核電站廠房、換料設(shè)備和設(shè)施屏蔽厚度及其輻射劑量場。
球床反應(yīng)堆的最大優(yōu)點(diǎn)是它本身比較安全。當(dāng)球狀燃料的溫度增加時(shí),鈾238吸收中子的速率亦會增加,令可供引致核裂變的中子減少。故此這種反應(yīng)堆可產(chǎn)生的能量有自然的限制。反應(yīng)堆的容器被設(shè)計(jì)成在沒有機(jī)械幫助下,散熱會多于核燃料自然產(chǎn)生的熱能。因此從理論上,球床反應(yīng)堆不可能出現(xiàn)核芯熔解。而且由于核燃料是被包圍在燃料球之內(nèi),若果一個(gè)燃料球爆裂,亦只會釋放出較少的核燃料。
球床反應(yīng)堆比一般輕水式反應(yīng)堆的運(yùn)行溫度較高,故此球床式能夠以更少的核燃料,產(chǎn)生較多的動能。
球床反應(yīng)堆可以無需使用控制桿,以溫度控制反應(yīng)堆的輸出功率。這樣反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)便毋需考慮控制桿插進(jìn)深淺程度不同時(shí)對中子的影響;而且輸出功率可以根據(jù)需求,透過控制冷卻劑的流量或密度而快速增減。部分球床反應(yīng)堆仍然有保留控制桿,以便維修時(shí)使用。
新式反應(yīng)堆有許多新的設(shè)計(jì)想法,下方只列出最可能實(shí)用化的方案,以中子能量作區(qū)分:3種熱中子反應(yīng)堆與3種快中子反應(yīng)堆。其中,超高溫反應(yīng)堆(VHTR)也是一種具潛力的高效產(chǎn)氫方式,可降低燃料電池成本;快反應(yīng)堆則是能將長半衰期的錒系元素?zé)?,減少核廢料,并"滋生更多燃料"。這些新式系統(tǒng)在永續(xù)性、安全性、可靠性、經(jīng)濟(jì)性、抑制核擴(kuò)散與物理防護(hù)上有大量的改善。
超高溫反應(yīng)堆(VHTR)
超高溫反應(yīng)堆(英語:Very high temperature reactor,縮寫:VHTR)的設(shè)計(jì)概念是運(yùn)用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料循環(huán)、氦氣或熔鹽作為冷卻劑。此設(shè)計(jì)設(shè)想出水口溫度可達(dá)1000°C,堆芯則可采燃料束或球床式。借由熱化學(xué)的硫碘循環(huán),反應(yīng)堆高溫可用于產(chǎn)熱或產(chǎn)氫制程。超高溫反應(yīng)堆也具有非能動安全系統(tǒng)。
第一個(gè)實(shí)驗(yàn)性VHTR在南非建成(南非球床模組反應(yīng)堆),但已于2010年2月停止挹注資金。[1]成本提高與難以突破的技術(shù)困難,使投資人與消費(fèi)者躊躇不前。
超臨界水反應(yīng)堆
超臨界水反應(yīng)堆[注 1](英語:Supercritical water reactor,縮寫:SCWR)[2]使用超臨界水作為工作流體。SCWR是以輕水反應(yīng)堆(LWR)為基礎(chǔ),運(yùn)作于高溫高壓環(huán)境,采取直接、一次性循環(huán)。最初的設(shè)想是:采取如同沸水反應(yīng)堆(BWR)的直接循環(huán)。但在改用超臨界水作為工作流體后,水便為單一相態(tài),類似壓水反應(yīng)堆(PWR)。SCWR的可運(yùn)作溫度比BWR與PWR還高。
由于SCWR具有較高的熱效率[注 2]與簡單的設(shè)計(jì)結(jié)構(gòu),成為倍受關(guān)注的新式核反應(yīng)堆系統(tǒng)。目前SCWR主要目標(biāo)是降低發(fā)電成本。
SCWR是以兩種科技為基礎(chǔ)進(jìn)一步發(fā)展而成:輕水反應(yīng)堆與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉(zhuǎn)中的反應(yīng)堆類型;后者也是常用的蒸汽鍋爐類別。
液相氟化釷反應(yīng)堆
熔鹽反應(yīng)堆(英語:Molten Salt Reactor,縮寫:MSR)是一種反應(yīng)堆類型,其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細(xì)部設(shè)計(jì)的延伸型,目前也已建造了幾個(gè)實(shí)驗(yàn)原型爐。最初和目前廣泛采用的概念,是核燃料溶于氟化物中形成金屬鹽類,如:四氟化鈾(UF4)和四氟化釷(ThF4)。當(dāng)燃料熔鹽流體流入以石墨減速的堆芯內(nèi)時(shí),會達(dá)到臨界質(zhì)量?,F(xiàn)行大部分設(shè)計(jì)是將熔鹽燃料均勻分散在石墨基體中,提供低壓、高溫的冷卻方式。
液相氟化釷反應(yīng)堆(英語:Liquid fluoride thorium reactor,縮寫:LFTR)是一種熱滋生熔鹽反應(yīng)堆,使用釷熔鹽作釷燃料循環(huán),可在常壓下達(dá)到高運(yùn)作溫度,此新式觀念已在世界上引起關(guān)注。
氣冷式快反應(yīng)堆
氣冷式快反應(yīng)堆(英語:Gas-cooled fast reactor,縮寫:GFR)是種快中子反應(yīng)堆。利用快中子、封閉式核燃料循環(huán)對增殖性材料進(jìn)行高效核轉(zhuǎn)換,并控制錒系元素核裂變產(chǎn)物。使用出口溫度850°C的氦氣冷卻,送入直接布雷頓循環(huán)的封閉循環(huán)氣渦輪發(fā)電。許多新式核燃料能確保運(yùn)作于高溫中,并控制核裂變產(chǎn)物產(chǎn)出:混和陶瓷燃料、先進(jìn)燃料微?;蝈H系化合物陶瓷護(hù)套燃料。堆芯燃料會以針狀、盤狀集束或柱狀分布。
鈉冷式快反應(yīng)堆
鈉冷式快反應(yīng)堆(英語:Sodium-cooled fast reactor,縮寫:SFR)是以另兩種反應(yīng)堆:液體金屬快中子增殖反應(yīng)堆與一體化快反應(yīng)堆為基礎(chǔ)延伸而來。
SFR的目的是增加鈾滋生钚的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應(yīng)堆設(shè)計(jì)一個(gè)未減速的快中子堆芯將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉,并會在反應(yīng)堆過熱時(shí)中斷連鎖反應(yīng),屬于一種非能動安全系統(tǒng)。
SFR設(shè)計(jì)概念是以液態(tài)鈉冷卻、钚鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護(hù)套中,并于護(hù)套層填入液態(tài)鈉,再組合成燃料束。這種燃料處理方式所遇到的挑戰(zhàn)是鈉的活性問題,因?yàn)殁c與水接觸會產(chǎn)生爆炸燃燒。然而,使用液態(tài)金屬取代水作為冷卻劑可以減低這種風(fēng)險(xiǎn)。
鉛冷式快反應(yīng)堆(LFR)
鉛冷式快反應(yīng)堆(英語:Lead-cooled fast reactor,縮寫:LFR)是一種以液態(tài)鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應(yīng)堆設(shè)計(jì),采封閉式核燃料循環(huán),燃料周期長。單一堆芯功率約50至150兆瓦,模組可達(dá)300至400兆瓦,整座電廠則約1200兆瓦。核燃料是增殖性鈾與超鈾元素的金屬或氮化物合金。LFR以自然熱對流冷卻,冷卻劑出口溫度約550°C至800°C。也可利用反應(yīng)堆高溫進(jìn)行熱化學(xué)反應(yīng)產(chǎn)氫。
所以在電網(wǎng)的建設(shè)改造過程以及正常管理中要經(jīng)常進(jìn)行線損理論計(jì)算。2100433B