Конструкция реактора на тепловых нейтронах
Ядерный 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.
Рубрика | Физика и энергетика |
Вид | курсовая работа |
Язык | русский |
Дата добавления | 28.11.2011 |
Размер файла | 2,9 M |
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/
1. Общее описание конструкции
Устройство рассмотренное в курсовом проекте представляет собой ядерный реактор на тепловых нейтронах. За основу был принят американский ядерный реактор из состава энергосиловой установки спутника связи- SNAP 10, так как нейтронно-физический и тепловой расчет велись согласно указаниям методического пособия рассматривающего именно этот тип ЭСУ.
Внешний вид- результат трёх мерного моделирования представлен на рисунке 1
Рис. 1
В ходе выполнения курсового проекта в многие составляющие конструкции реактора претерпели значительные изменения по сравнению с прототипом ,были выполнены меры направленные на повышение надежности, повышения ресурса, увеличения уровня безопасности и экологичности изделия, в частности система, предусматривающая сброс внешней части радиального отражателя , в случае спуска аппарата при любых условиях в земную атмосферу ,обеспечивающая:
1)прекращение реакции деления в активной зоне и переход реактора в подкритическое состояние.
2) полное сгорание элементов активной зоны в плотных слоях атмосферы.
Такие меры примененные на КЛА не способны полностью предотвратить радиационное заражение, но вполне способны снизить его интенсивность, и предотвратить попадание радиоактивных компонентов на землю, оставив их в сгоревшем виде на достаточно большой высоте.
В составе энергетической установки космического корабля, Я.Р. обеспечивает тепловой энергией ТЭП - термоэлектронный преобразователь, нагревая теплоноситель Калий предусмотренный заданием с температуры 850 К до 950 К ,тепловая мощность 45 кВт преобразуется с кпд 7% в 3.15 кВт электрической мощности чего вполне достаточно для обеспечения стабильной работы КЛА, приведенные данный справедливы для конечного этапа эксплуатации т.к входе работы ЭУ наблюдается снижение мощности тепловыделения связанное с выгоранием делящегося вещества.
Пневмо-Гидравлическая Схема ЭСУ:
Рис. 2
Рис. 3
На рис 3 показана «взрыв схема» реактора на ней наглядно показано из каких составных частей состоит реактор.
Ядерный реактор, изображённый на сборочном чертеже, представляет собой реактор тепловых нейтронах. Конструкционно реактор состоит из корпуса, активной зоны, регулирующих устройств, системы аварийной безопасности. Корпус это основная силовая часть реактора. Он состоит из опорной перфорированной пластины (1), оболочки корпуса (2) и верхней перфорированной пластины (3) соединенных аргонодуговой сваркой- основной вид сварки применяемый в конструкции реактора - обеспечивает получение прочного герметичного шва и допускает полную автоматизацию технологического процесса. Внутри корпуса размещается сборка ТВЭЛов-активная зона реактора и внутренняя часть радиального отражателя .ТВЭЛы (4) ктрепяться в отверстия перфорированной доски ,сварным соединением, а в верхней перфорированной пластине они вставляются в отверстия с зазором ,что обеспечивает им возможность свободно перемещаться при расширении , не создавая тем самым дополнительных напряжений в конструкции. Внутренняя часть радиального отражателя изготавливается из металлического берилия (5), помещенного в тонкостенный корпус (6), который сварным швом закреплен на опорной перфорированной доске, конструкционно состоит из шести сегментов внутренняя (повернутая к ТВЭЛам) часть которых имеет форму обеспечивающую постоянный зазор для течения теплоносителя и более равномерного съёма теплового потока.
Топливо предусмотренное заданием- Уран 235 90% обогащения гомогенизированный с замедлителем- Гидрит циркония, представляют собой таблетки (7) помещенные в корпус ТВЭЛ (8). (На рисунке 4 показанно желтым ).Всего в Активной зоне реактора 91 ТВЭЛ загрузка делящегося вещества 1.2 кг. ТВЭЛ изготавливаются из конструкционной стали 08Х16Н11М3 обеспечивают достаточные прочностные, жаростойкие характеристики в условиях высоких температур и радиационного воздействия, максимальная температура Т.Н. достигает 1050 К. В реакторах на медленных нейтронах играет большую роль количество конструкционного материала в активной зоне, в связи с этим, по заданию оболочка ТВЭЛ имеет малую толщину 0.25 мм .Были приняты меры по снижению нагрузок на оболочку ТВЭЛ со стороны топлива и замедлителя, которые в ходе работы расширяются и выделяют газ, для снижения воздействия от температурного расширения предусмотрены зазоры обеспеченные установкой пружин ( 9) после элементов торцевого отражателя (10) , для снижения воздействия газа в каждой таблетке предусмотрены отверстия газоотвода (1*), также в торцевом отражателе предусмотрен коллектор (2*) и газоотводные каналы в ампулу -полость образованную пружинами (9) .законцовки ТВЭЛ (11) обеспечивают посадку , крепления на опорной доске и верхней перфорированной мембране.
Внешняя часть радиального отражателя (4*) разделена на две составные части, подпружиненные друг относительно друга пружинами (12) .Между собой части радиального. отражателя скрепляются стальной лентой(13) в центральной части корпуса. На ленте установлен пироболт (14) управляющий аварийной системой глушения реактора, на случай отказа срабатывания пироболта участок(5*) ленты вынесены из пазов на определенное расстояние, таким образом при входе в плотные слои атмосферы в первую очередь перегорит именно в этих местах, обеспечив разрыв ленты и сброс обоих частей радиального отражателя. В сборе с лентой части рад. отр. помещаются в «паз» корпуса обеспеченный опорной перфорированной доской и верхней пластиной .
Система регулирования реактора состоит из шести регулирующих барабанов (15) ,трех грубого регулирования и трех тонкого.Барабан состоит из тонкостенного корпуса(16) , к внутренней поверхности оболочки, занимающей около 1800, устанавливается сегмент из бористой стали(17) , обладающей сильной способностью поглощать нейтроны. За счёт этого сегмента производится регулирование реактора посредством поглощения нейтронов (он уменьшает или увеличивает число нейтронов, участвующих в цепной реакции). Каждый регулирующий барабан приводится во вращение шаговым электродвигателем. Подшипники(18) (шариковый опорно-упорный), работают без смазки. Барабаны закреплены на корпусе внешнего радиального отражателя на подшипниках, закрепленных на валу барабана рахзрезными кольцами (15) и помещенных в специальные стаканы (20,21), нижний стакан (20) закреплен сваркой к корпусу внешнего рад. отр. ,а верхний стакан (21) крепится заодно с шаговым электродвигателем ,болтовым соединением. В корпусе рад. отр. предусмотрены отверстия под крепления стакана с нарезанной резьбой( *).
В данном типе реактора используется теполоноситель калий который поступает в активную зону через коллектор (22),закрепленный на верхней перф. пластине сварным соединением далее чере отверстия вехн. перф. пластине в активную зону из активной зоны через отверстия трубной доски в коллектор (23) также соединенный с опорной доской сварным швом , к трубпроводу ЭСУ коллекторы также крепятся сваркой .Перепад давления с учетом гидравлических потель для прокачкаи теплоносителя составляет 3 атм.
Весь Я.Р. крепится к конструкции КЛА при помощи опрного фланца(24) приваренного к трубной доске
Рис 4.
ядерный реактор нейтрон тепловой
На рисунке 4 представлены виды разрезов 3D модели реактора на них достаточно наглядно видно как расположены элементы активной зоны(желтый цвет) отражатели(красный), а так же элементы управления (черный ), серым показан конструкционный материал.
Рис 5
Разрез и внешний вид ТВЭЛ показаны на рис 5.
Материалы примененные конструкции Я.Р.
Позиция |
Наименование |
Материал |
|
1 |
Опорная перфорированная доска |
08Х16Н11М3 |
|
3 |
Верхняя перфорированная доска |
08Х16Н11М3 |
|
2 |
Оболочка корпуса |
08Х16Н11М3 |
|
5,4* |
Радиальный отражатель |
Металический Be |
|
10 |
Торцевой отражатель |
Металлический Be |
|
Материал корпусов отражателей |
08Х16Н11М3 |
||
23,24 |
Коллекторы |
08Х16Н11М3 |
|
17 |
Поглощающая вставка |
Бористая сталь |
|
08Х18Н10Т |
|||
20,21 |
Стаканы установочныйе |
Ст. Х18Н9Т |
|
13 |
Лента фиксирующая |
Ст. Х18Н9Т |
|
Крепёжные детали (болты, пружины и др.) |
10Х11Н20Т3Р |
2. Расчёт на прочность элементов реактора.
Произведём расчёт на прочность трубной доски с жёсткой заделкой и цилиндрической оболочки реактора.
2.1 Статистический расчёт цилиндрической оболочки
При воздействии внутреннего давления p интенсивность мембранных напряжений в «длинных» цилиндрических оболочках определяется по котельной формуле:
где R - средний радиус оболочки, h - её толщина.
Окружное напряжение в цилиндрической оболочке:
,
где , , .
Осевое напряжение:
.
Интенсивность напряжений вычисляется по формуле:
.
,
,
.
Пренебрегаем , тогда:
.
Определим запас прочности:
,
где - предел длительной прочности конструкционного материала при температуре t. При изготовлении корпуса реактора обычно используют сталь 08Х16Н11М3, у неё при температуре и длительности работы .
Таким образом:
.
2.2 Расчёт на устойчивость цилиндрической оболочки
Цилиндрические оболочки реакторов подвергаются воздействию внешнего давления при вакуумировании. Для длинных оболочек () и оболочек средней длины () верхнее критическое давление, определяется по линейной теории и равно:
,
где цилиндрическая жёсткость
,
где - модуль Юнга материала оболочки, - коэффициент Пуассона того же материала.
.
2.3 Расчёт опорной решётки реактора (11)
Перепадом давления жидкометаллического теплоносителя на опорной решётке реактора можно пренебречь. Наиболее опасной оказывается нагрузка на решётку на стартовом режиме от массы твэлов. Для расчёта зададимся диаметром решётки , толщиной , количеством и размерами отверстий для установки твэлов, канала с теплоносителем.
Общее количество с твэлов ,
Число каналов для теплоносителя ,
Приведённая цилиндрическая жёсткость опорной решётки:
,
где - коэффициент жёсткости, D - жёсткость исходной пластины (без отверстий), - модуль Юнга для стали 08Х16Н11М3, - коэффициент Пуассона.
Воспользуемся для определения коэффициента жёсткости формулой Миллера:
,
где S - площадь круга с радиусом , - сумма площадей всех отверстий в опорной решётке.
,
,
,
.
Эквивалентное давление на решётку на стартовом режиме от массы твэлов:
,
где - вес всех кассет с твэлами, - коэффициент стартовой перегрузки.
При жёстком защемлении решётки по контуру максимальный прогиб в её центре:
Подразумевается, что решётка «работает в упругой области», при этом должно выполнятся условие . Условие выполняется -
Так как решётка приварена к корпусу реактора, то на контуре реализуется так называемое упругое защемление и для корректного определения краевых изгибающих моментов требуется учесть упругие свойства корпусной оболочки реактора. В первом приближении для оценки изгибающих моментов можно использовать формулы, относящиеся к жёстко защемлённой по контуру пластине, тогда
Изгибающий момент в центре:
,
на периферии:
,
,
,
.
Из вышеизложенного видно, что защемление приводит к более выгодному распределению моментов в решётке.
3. Результаты исследования на прочность опорной перфорированной доски с помощью приложения Simulation Express
В рамках курсового проекта было проведено исследование детали-(на чертиже ) Опорная перфорированная доска ( трубная доска ) при помощи встроенного в программу Solid Works x64 SP3 приложения Simulation Express,это приложение позволяет с большой точностью исследовать трехмерные модели конструкции на деформации , прочность, устойчивость ,надежность и в дальнейшем оптимизировать по всем интересующим параметрам .Т. к весь реактор был смоделирован при помощи SW при необходимости не составит труда исследовать любую деталь .
Рис. 6
На первом этапе исследования определяем какая поверхность детали выполняет роль заделки , за тем указываетм материал , распределяем нагрузки ,результат этих действии виден на рис. 6
Примечание по поводу примененных в исследовании материалов , так как в конкретно взятой комплектации программы , которой пользовался я, не предусмотрено использование стандартного определенного ГОСТом перечня материалов , я подбирал аналогичные по характеристикам материалы доступные мне, с этим связанно некоторое незначительное расхождение в результатах.
Далее программой произведена разбивка модели на сетку , в случае если конфигурация модели позволяет произвести вычисления программа приступает к расчету если в конфигурации обнаружены ошибки, программа предложит пересмотреть требования к точности сетки ,или отредактировать существующую модель .
На рисунке 6 и далее представлен характер деформации а не его истинная форма.
Результаты исследования представлены на следующих рисунках:
Характерные диформации
Рис. 7
Напряжения по шкале Мезиса
Рис. 8
Вывод
Сравнив результаты вычислений и работы программы можно с уверенностью сказать что они в достаточной степени совпадают , разница в результатах обусловлена тем что в при обработке данных программа использовала аналогичный материал американского национального стандарта (доступный пользователю) и обрабатывала более точную геометрическую модель, и расположение нагрузок (учитывая расположение не только ТВЭлов но и радиального отражателя ).В целом результатами обоих исследований в достаточной мере можно пользоваться при проведении оценки проекта на прочностные характеристики .
Список литературы
1) «Конструкция и проектирование двигательных установок» /Гуров А.Ф. Севрук Д.Д. СурновД.Н.
2) «Методические указания к по расчету на прочность оболочек»/ Кашолкин В.В Москва 1996г.
3) «Атлас часть 1»/ Гуров А.Ф / каф. 203 Москва 1977г
4) «Теория и расчет энерго силовых установок КЛА.» Л.А.Квасников ,Л.А. Латышев.издательство МАИ 2001 г.
5) Конспект лекций по предмету Конструирование и расчет аппаратов нагрева
6) Материалы доступные в сети интернет .
Размещено на Allbest.ru
Подобные документы
Предварительный 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 20.12.2015Определение 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 06.01.2015Использование 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 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 29.05.2012История создания первых ядерных реакторов, их классификация по назначению и основные элементы. Особенности функционирования ректоров на медленных и быстрых нейтронах. Характеристика гомогенных и гетерогенных видов реакторов. Этапы преобразования энергии.
презентация [843,7 K], добавлен 02.04.2014Главные особенности использования замедлителей нейтронов в ядерных реакторах. Общее понятие о критической массе. Принцип действия и основные элементы реакторов построенных на быстрых нейтронах. Первая цепная ядерная реакция деления урана в США и России.
презентация [94,7 K], добавлен 22.04.2013Конструкция 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 31.10.2012Исследование распределения температуры в стенке и плотности теплового потока. Дифференциальное уравнение теплопроводности в цилиндрической системе координат. Определение максимальных тепловых потерь. Вычисление критического диаметра тепловой изоляции.
презентация [706,5 K], добавлен 15.03.2014Снижение 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 11.05.2012