Calculul Zonei Active Si Calculul Termic al Ciclului de Preîncălzire Regenerativă a Unei Cne de Tip Pwr

EVOLUȚIA ENERGIEI NUCLEARE

Scurtă cronologie:

450 î.Hr. : Filozoful grec Leucip dezvoltă o teorie despre imposibilitatea de a diviza oricât materia, în care apare pentru prima dată noțiunea de atom. Ulterior, un discipol de al său, Democrit, continuă prin a definii materia ca un ansamblu de particule invizibile;

1803 : Fizicianul și chimistul englez Dalton susține ipoteza enunțată de Democrit;

1833 : Chimistul englez Faraday admite în lucrările sale ipoteza privind existența atomului;

1869 : Savantul rus Mendeleev aranjează toate elementele chimice cunoscute în funcție de masa lor atomică;

1895 : Fizicianul german Rontgen descoperă radiațiile X, începutul cercetărilor în domeniul radiologiei;

1896 : Savantul francez Henri Becquerel descoperă radioactivitatea naturală;

1897 : Fizicianul englez J.J. Thomson descoperă că atomii sunt divizibili și conțin particule încărcate negativ, ulterior denumite electroni;

1898 : Fizicienii Marie Curie și Pierre Curie au descoperit două noi elemente radioactive: poloniu și radiu;

1900 : Fizicianul englez Ernest Rutherford, în urma studiului asupra emisiilor de radiații, observă că unele sunt oprite de o foiță de aluminiu, pe care le numește radiații alfa, iar pe cele care trec, radiații beta;

1913 : Fizicienii Ernest Rutherford și Niels Bohr au realizat primul model atomic;

1932 : Fizicianul englez Chadwich a descoperit neutronul;

1934 : Fizicienii Irène Curie și Frédéric Joliot, în urma unui experiment în care au bombardat o foiță de aluminiu 27 cu neutroni, creează un nou element, artificial, radioactiv: fosfor 30, astfel apare noțiunea de radioactivitate artificială. În același an, fizicianul italian Enrico Fermi, bombardează cu neutroni toate elementele cunoscute, însă interpretarea tuturor rezultatelor durează aproximativ cinci ani;

1938 : Fizicienii Otto Hahn și Fritz Strassmann, asistați de Lisa Meitner repetă experimentele lui Fermi și observă că în urma ciocnirii unui neutron de un nucleu de uraniu, acesta se poate rupe în două, rezultând fragmente mai ușoare. Astfel se descoperă reacția de fisiune. Frédéric Joliot-Curie, asistat de Kowarski și de Von Halban , continuă cercetările și descoperă că în urma reacției de fisiune a uraniului se degajă o cantitate semnificativă de căldură și 2-3 neutroni. Iar dacă neutronii emiși sunt încetiniți de către un moderator, aceștia întrețin reacția, procesul numit reacție de fisiune în lanț.

1941 : O serie de fizicieni, printre care și Albert Einstein, încep lucrul la proiectul Manhattan. Proiect destinat dezvoltării primei arme nucleare, în urma cercetărilor au fost realizarea primele bombe nucleare. În anul 1945 a fost prima detonare de test a unei bombe cu plutoniu în statul New Mexico, urmată de o bombă cu uraniu îmbogățit, denumită ʺLittle Boyʺ detonată deasupra orașului Hiroshima și o bombă cu plutoniu, denumită ʺFat Manʺ detonată deasupra orașului Nagasaki;

1942 : Fizicienii Enrico Fermi și Leo Szilard construiesc primul reactor nuclear cu uraniu natural și moderat cu grafit. Acesta a fost utilizat pentru a genera plutoniu folosit pentru bombele atomice.

1948 : O echipă de fizicieni, printre care Irène Curie și Frédéric Joliot, pun la punct un reactor de cercetare, numit ZOE, era aproape de putere zero, folosea oxid de uraniu drept combustibil și ca moderator apa grea;

1951 : Amiralul Hyman G. Rickover supraveghează construcția primului submarin cu propulsie nucleară din lume , USS Nautilus. Acesta folosea drept combustibil uraniu îmbogățit și ca moderator apa sub presiune. A fost lansat, mai târziu în 1954, pe fluviul Thames;

1954 : Prima centrală nucleară generează energie electrică, la Obninsk. Ea producea 5 MW, utilizează uraniu îmbogățit drept combustibil, moderatorul este din grafit, iar agentul de răcire este apa în fierbere (RMBK),acesta este suficient pentru a alimenta cu electricitate aproximativ 2000 de case;

1956 : Prima centrală nucleară de tip comercial din lume, cu o putere de 50 , pusă în funcțiune la Calder Hall;

1957 : Primul reactor nuclear de cercetare din România, la Institutul Național de Cercetare-Dezvoltare pentru Fizică și Inginerie Nucleară ”Horia Hulubei” (IFIN-HH) , Măgurele, a fost de tip VVR-S cu o putere de 2 ;

1979 : Accidentul de la Three Mile Islend, un dezastru din punct de vedere economic;

1979 : Reactorul de cercetare TRIGA, de la Institutul de Cercetări Nucleare (ICN), Pitești, de tip piscină, cu două zone active: una staționară de 14 MWt și alta pulsată 500-20000 ;

1986 : Accidentul de la Cernobâl, cel mai grav accident nuclear;

1996 : Prima unitate a centralei de la Cernavodă, de tip CANDU, este pusă în funcțiune;

2007 : Cea de a doua unitate de la Cernavodă , de tip CANDU, este pusă în funcțiune;

2011 : Accidentul de la Fukushima.

Deși reactoarele nucleare sunt o descoperire relativ recentă, primele reactoare nucleare au apărut în mod natural cu mult timp înainte. Cincisprezece reactoare de fisiune naturale au fost găsiți în Africa, Gabon, la mina Oklo în trei depozite separate de minereu. Acestea sunt numite Reactoarele Fosile Oklo, descoperite de Francis Perrin și funcționează de aproximativ 150 milioane de ani, având o putere medie de 100 kW.

Percepția asupra energiei nucleare

În perioada între 1950-1970 exista un val de optimism în legătura cu energia nucleară și posibilitatea acesteia de a furniza energie electrică ieftină. Cu toate acestea, după 1970, interesul față de energia nucleară a scăzut, inițial din cauza luptei împotriva proliferării armelor nucleare, însă după accidentele majore de la Three Mile Islend și Cernobâl, o altă problemă a fost ridicată: siguranța.

Fig.1.1 Influența unor mari accidente asupra numărului de centrale nucleare planificate

Începând cu anii 1990, s-a ajuns la concluzia că, inevitabil consumul de energie nucleară va crește. Motivul principal a fost necesitatea de a reduce emisiile gazelor cu efect de seră. În consecință, deși oamenii sunt în continuare reticenți în ceea ce privește energia nucleară, s-a ajuns la acceptare.

CONTEXTUL ACTUAL LA NIVEL MONDIAL

Schimbările climatice sunt, în prezent, una dintre cele mai severe probleme pe care lumea le întâmpină. Din cauza activităților umane, concentrațiile ridicate de gaze cu efect de seră din atmosferă intensifică procesul natural, determinând astfel creșterea temperaturii pe Pământ. Motiv pentru care se impun o serie de strategii pentru combaterea efectului de seră. Cu toate ca folosirea efectivă a energiei nucleare nu poluează, istoria a demonstrat că, atât greșeala umană, cât și calamitățile naturale pot provoca dezastre nucleare, consecințele fiind devastatoare. Catastrofele de la Three Mile Island și Cernobâl sau recentele întâmplări de la Fukushima, au semănat îngrijorare in randul multor țări. Spre exemplu, Franța își menține poziția în ceea ce privește necesitatea energiei nucleare, puternic susținută prin programe de cercetare și dezvoltare. Suedia, accepta contribuția energiei nucleare, dar nu o încurajează. Pe când Germania, a adoptat o strategie în întregime non-nucleară. Deși pare imposibil atingerea scopului de a reduce emisiile gazelor cu efect de seră fără surse nucleare, tot mai multe țări preferă să lase loc alternativelor.

În prezent 31 de țări dețin centrale nuclearo-electrice. La 01 iunie 2016, erau în funcțiune 445 de grupuri CNE cu o putere totală instalată de 387441 , iar alte 64 de reactoare sunt în construcție, cu un total de putere instalată de 62859 .

În luarea unei decizii în privința continuării sau renunțării complet la energie nucleară sunt analizați o mulțime de factori. Sunt analizate toate argumentele pro și contra, spre exemplu:

Principalul avantaj al energiei nucleare o reprezintă consumul mai mic de materie primă în comparație cu alte surse de energie convențională ( gaze, cărbune). Însă costurile de investiții specifice sunt mari și se întâmpină dificultăți în obținerea fondurilor necesare, în special în țările slab dezvoltate.

Formele de energie convențională sunt o sursă constantă de poluare, sunt responsabile în mare măsură de nivelul ridicat al gazelor cu efect de seră. Pe când energia nucleară este curată în timpul folosirii și nu poluează atmosfera. Totuși deși nu rămân multe deșeuri în urmă, acestea pot afecta sănătatea oamenilor și nu dispar cu ușurință, radioactivitatea uraniului durează mii de ani. Depozitele de stocare nu sunt suficiente în întreaga lume, iar demontarea și dezafectarea definitivă a unei centrale nucleare este costisitoare.

În urma unui accident pagubele materiale provocate sunt substanțiale. Efectele radiațiilor asupra sănătății oamenilor din raza afectată sunt catastrofale (se pot transmite câteva generații). Consecințele unor mari catastrofe nucleare se resimt și după perioade mari de timp.

Datorită densității energetice ridicate a combustibilului nuclear, ocupă o suprafață scăzută față de toate celelalte tipuri de centrale electrice. Iar la nivel internațional, scade gradul de dependentă a anumitor țări față de altele. Astfel reactoarele de putere sunt o sursă importantă de energie electrică în multe țări cu resurse limitate native de combustibili fosili utilizați în centralele electrice convenționale pe bază de combustibili fosili.

Odată ce a fost luată o decizie și se alege adoptarea sau continuarea cu energie nucleară, trebuie să se ia o serie de noi decizii subsidiare : ce tip de reactor va folosi, care va fi ciclu de combustibil, cum se va asigura siguranța și securitatea în caz de defect, modul de gestionare a combustibilului nuclear uzat etc.

PRINCIPII DE BAZĂ

Din moment ce toate procesele implică interacțiunea dintre particule, este necesar să înțelegem câteva noțiuni fizice de bază , cât și principiile pe care se bazează.

Universul este format din mai multe substanțe care se diferențiează prin proprietățile lor chimice, mecanice sau electrice. În natură acestea se găsesc sub diverse forme: solidă, lichidă, gazoasă sau plasmă. Cu toate acestea, diversitatea aparentă a acestora este redusă de limitarea cunoștințelor la puțin peste 100 de elemente chimice. Deosebirile dintre elementele naturii apar din numărul și dispunerea unor particule de bază: neutroni, protoni și electroni.

Structura atomică

Materia este formată din particule individuale, numite atomi. Atomul este cea mai mică particulă dintr-o substanță care, în urma reacțiilor chimice obișnuite, nu poate fi fragmentată în alte particule mai simple. Conform teoriei atomice moderne, atomul este format din nucleu și învelișul de electroni. Nucleu este partea centrală,care conține două tipuri de particule: protoni (particule cu sarcină pozitivă) și neutroni (particule fară sarcină), iar învelișul electronic este partea externă a atomului, care conține electroni (particule cu sarcină negativă). Numărul de protoni din nucleu reprezintă numărul atomic, notat cu Z. Un atom neutru are numărul de protoni egal cu cel de electroni. Numărul din tabelul periodic al fiecărui element corespunde cu numărul de electroni. Spre exemplu, hidrogenul are un electron, heliul are doi electroni, uraniu are nouăzeci și doi de electroni. Numărul de neutroni din nucleu, notat cu N, împreună cu protonii din acel nucleu formează nucleonii. Numărul de nucleoni reprezintă numărul de masă, notat cu A. Atomi precum și care au același număr de protoni, dar număr diferit de neutroni sunt cunoscuți sub denumirea de izotopi.

Radioactivitatea

Radioactivitatea este fenomenul fizic prin care nucleul unui atom instabil, spontan se transforma într-un atom mai stabil. În general, există o secvență de dezintegrări între o serie de radionuclizi , numit "lanț ", ceea ce duce în cele din urmă la un nucleu stabil . Spre exemplu:

+ + γ

+

+

Fig 3.1 Lanțul de dezintegrarea a

Stabilitatea unui atom este dată de două forțe: forța de respingere dintre protoni si forța de atracție dinte nucleoni. În urma dezintegrării se degajă energie sub formă de radiații: alfa, beta sau gamma și totodată atomul pierde o parte din masă. Găsirea perioadei de înjumătățire a izotopilor este importantă pentru utilizarea benefică a acestora sau pentru protecția împotriva radiațiilor emise.Timpul de înjumătățire este folosit pentru descrierea fenomenului de dezintegrare radioactivă și reprezintă timpul necesar ca numărul inițial de particule să se reducă la jumătate.

Este important să știm că din moment ce neutronii sunt neutrii din punct de vedere electric, aceștia nu sunt afectați de electronii din atom sau de sarcina pozitivă a nucleului.În consecință neutronul trece de învelișul electronic și interacționează direct cu nucleul.

Secțiunea microscopică și macroscopică

Probabilitatea ca un neutron incident să interacționeze cu un nucleu țintă poată denumirea de secțiune.Secțiunea poate fi microscopică, caracteristică unei particule individuale, sau macroscopică, caracteristică unui material care conține un număr mare de nuclee țintă.

Secțiune microscopică:

Unde:

µ-coeficient de atenuare () ;

n-densitatea parcticulelor țintă () .

Secțiune macroscopică:

Unde:

N-densitate de nuclee (particule/) ;

Unde:

ρ-densitatea specifică (g/) ;

-numărul lui Avorgadro (6,023·1023 particule/mol) ;

A-masa atomică (g/mol) .

Deoarece raza unui nucleu este de ordinul m, secțiunea este undeva în jurul la . Din acest motiv, în fizica nucleară, secțiunea microscopică se exprimă în barn:

1 barn = =

Energie

Structura elementelor, la nivel atomic cât și nuclear, este determinată de energia și forțele interne. Există mai multe tipuri de forțe: gravitațională, electrostatică, electromagnetică și nucleară. Fiecare tip de forță are asociată o energie care poate fi transformată într-o altă formă. Conform teoriei relativității lui Einstein masa poate fi transformată în energie și vice-versa:

Unitatea de măsură în Sistem Internațional a energiei este joules (J). În fizica atomică și nucleară, datorită mărimii microscopice a fenomenelor analizate, se foloseste electon-volt (eV). Acesta reprezintă energia cinetică câștigată sau pierdută de un electron care este accelerat sau frânat sub un potențial de 1 volt (V).

Fisiunea

Absorbția unui neutron, la majoritatea izotopilor, implică captura radiactivă, în urma careia se degajă radiații gamma. La anumite elemente grele, precum uraniu sau plutoniu, s-a observat că, pe lângă radiații, apare scindare în două frgmente, procesul se numește fisiune.

În urma fisiunii se produce: energie ( ceea ce se dorește), frgmente de fisiune ( înca nu s-a găsit o întrebuințare a acestora) și neutroni, care susțin reacția în lanț. Cele două fragmente de fisiune sunt nuclee cu masa aproximativ jumătate din masa nucleului fisionat (sunt peste treizeci de izotopi ce pot fi obținuți).

Fig. 3.2 Procesul de fisiune(sursă:[9])

Neutronul interacționează cu nucleul țintă (starea A) formând un nucleu compus aflat în stare excitată (starea B). Datorită energiei de excitare, nucleul asemănător cu o picătură de lichid începe să oscileze puternic deformându-se din ce în ce mai mult încât este posibilă ruperea lui în două fragmente prompte aflate în stări excitate (starea C).

Fragmentele excitate formate in urma scindării se resping columbian. După aproximativ s vor emite un număr de neutroni prompți, fiecare cu o energie cinetică medie.Emisia neutronilor prompți are loc până când energia de excitare a fiecărui segment este mai mică decât energia de separare a neutronilor din fragmentul respectiv.

Produsele de fisiune ne fiind nuclee stabile, tind prin dezintegrări succesive spre acestea. Procesul de dezintegrare este însoțit de neutroni întârziați și de emisia de cuante gamma întârziate.

Procesul de fisiune este însoțit de eliberarea unei energii mari (aproximativ 200 MeV pe act de fisiune), de neutroni prompți (2-3 pe act de fisiune) și radiații gamma prompte, cât și de o intensă radioactivitate însoțită de emisia de radiații gamma ʺîntârziateʺ.

Energia eliberată în timpul fisiunii și proporțiile relative ale componentelor sale tind să fie asemănătoare pentru toate nucleele fisile. Spre exemplu, energia eliberată în urma fisiunii uraniului 235 :

– energia cinetică a fragmentelor de fisiune: 166,2

– energia cuantelor gamma prompte: 8,0

– energia cinetică a neutronilor prompți: 4,8

– energia radiațiilor beta (electroni): 7,0

– energia cinetică a antineutrinilor: 9,6

– energia cuantelor gamma întârziate: 7,2

Total: 202,8 MeV

Din totalul de energie eliberată se pierde energia neutrinilor și se mai adaugă energia produsă de cuantele gamma apărute în urma capturii 8,4 MeV. Ceea ce duce la un total de 201,7 MeV, reprezentând energia maximă posibilă recuperată în urma fisiunii.

Alte exemple:

– Uraniu 235: 201.7 MeV ;

– Uraniu 238: 205.0 MeV ;

– Plutoniu 239: 210.0 MeV ;

– Plutoniu 241: 212.4 MeV .

Există două tipuri de reacții de fisiune: spontană, realizată în urma dezintegrărilor

radioactive și fisiunea indusă, realizată în urma reacțiilor nucleare.

Fisiunea spontană este realizată de izotopi loviți de neutroni liberi (neutroni rapizi), numiți izotopi fisionabili sau fertili. Iar fisiunea indusă este realizată de izotopi loviți de neutroni termici, numiți izotopi fisili.

Clasificarea neutronilor in funcție de energia lor:

– Neutroni termici între 0 eV și 1 eV (aprox. 0,025 eV ) ;

– Neutroni rapizi între 1 keV și 10 MeV(aproximativ 2 MeV ) .

Neutronii emiși rapid în urma reacției de fisiune din combustibil devin neutroni liberi, iar timp de înjumătățire al acestora este de aproximativ 15 minute după care se dezintegrează în protoni și radiații beta. Însă în interiorul unui reactor, neutronii se ciocnesc cu nucleele din apropiere sau sunt absorbiți de alte nuclee, înainte ca dezintegrarea lor să se realizeze.

Factorul de multiplicare

Pentru a avea loc o reacție în lanț este necesar ca cel puțin un neutron emis într-un act de fisiune să dea naștere unui nou act de fisiune. Motiv pentru care, factorul efectiv

de multiplicare a neutronilor trebuie să fie mai mare ca 1.Factorul efectiv de multiplicare este raportul dintre numărul de neutroni care produc o reacție de fisiune, pe numărul de neutroni care sunt absorbiți fără să mai producă o nouă fisiune și neutronii care ies din sistem.

Pentru k > 1 puterea reacției în lanț crește, sistemul este supra critic ;

Pentru k = 1 reacția în lanț are loc controlat la o putere constantă, sistemul este critic ;

Pentru k < 1 puterea reacției în lanț scade, sistemul sub critic .

Fig. 3.3 Reacție în lanț

Reactoarele care folosesc neutroni termici se numesc reactoare termice. Acestea folosesc materiale de moderare pentru încetinirea neutronilor până când ajung la o energie cinetică medie, aproximativ 0,0025 eV. Nucleele de sunt nuclee fisionabile, ceea ce presupune că există o probabilitate mare ca neutronii termici să se ciocnească de acestea și să fisioneze, pe când probabilitatea de captură a neutronilor de către nucleele de este mică.

Pentru a se stabili presupunem că avem un sistem eterogen și infinit.

Procesul pornește de la un act de fisiune în urma căruia se pot produce η neutroni rapizi. Unii dintre aceștia produc înainte de a fi încetiniți fisiunea nucleelor de sau chiar , astfel crește numărul de neutroni rapizi de ε ori. Înainte de modelare există η·ε neutroni rapizi.În procesul de încetinire o parte dintre aceștia sunt absorbiți când trec prin energia de rezonantă a . Astfel, numai η·ε·p din numărul inițial de neutroni ajung termici, și anume acei neutroni care au reușit să evite absorbția de rezonanță. Dintre neutronii ajunși termici o parte sunt absorbiți de nucleele moderatorului sau ale altor materiale. Ceea ce conduce la η·ε·p·f număr de neutroni absorbiți în nucleele combustibilului.

Dacă sistemul este finit se ține cont si de neutronii care părăsesc acest sistem. Prin probabilitatea de evitare a scurgerii de neutroni rapizi, respectiv termici.

Fig 3.4 Ciclul neutronilor în reactoarele termice

GENERALITĂȚI PRIVIND REACTORII NUCLEARI

Reactorul nuclear este un sistem în care se realizează eliberarea controlată a energiei nucleare, tot mai multe tipuri de reactoare nucleare au fost proiectate și construite pentru a converti energia termică produsă dintr-un lanț de fisiune în energie electrică.

Clasificare:

Reactorii nucleari se pot clasifica în funcție de:

Reacția nucleară folosită :

Reactoare de fisiune: când o particulă nucleară grea este lovită de un neutron, aceasta se rupe în două fragmente de masă aproximativ egală și se eliberează;

Reactoare de fuziune: când două particule nucleare ușoare se combină se eliberează energie, deoarece nucleul rezultat are masa mai mică decât particulele originale împreună.

Energia neutronilor utilizați pentru a întreține reacția de fisiune în lanț :

Reactori rapizi: sunt caracterizați prin lipsa materialului de moderare, folosesc neutroni rapizi pentru a întreține reacția de fisiune în lanț.

Reactori termici: sunt caracterizați de prezența materialelor de moderare destinate încetinirii neutronilor până când aceștia ajung la energia cinetică apropiată de 0,0025 eV, folosesc neutroni termici pentru a întreține reacția de fisiune în lanț.

Stadiul tehnologiei:

Reactoare de generația I (1945-1955): primele prototipuri. Spre exemplu, Shippingport, Magnox, Fermi 1, Dresden;

Reactoare de generația II (1955 – 1995): reactoarele de putere comercială cu modificări destul de ample față de prima generație, dar nu în totalitate revoluționare. Spre exemplu, PWR, BWR, PHWR, AGR etc. ;

Reactoare de generația III (1995-2010): importante modernizări ale reactoarelor din generația doi în domeniul sistemelor de securitate pasivă. Spre exemplu, ABWR, APWR, EC-6, VVER 1000/392, AHWR-toriu etc. ;

Reactoare din generația III + (2010-2030): proiecte cu îmbunătățiri semnificative privind securitatea și economicitatea. Spre exemplu, ACR 1000, EPR, VVER 1200,VVER 1300 APR 1400,ESBWR etc. ;

Reactoare din generația IV (după 2030): doar la nivel de proiecte teoretice, se dorește realizarea unor reactoare cu o înaltă eficiență economică, o siguranță sporită, cu deșeuri minime. Spre exemplu, VHTR, SFR, SCWR, GFR, LFR, MSR etc.

Ciclul combustibilului:

În timp ce reacțiile de fisiune produc cea mai mare parte a energiei într-un reactor nuclear, există alte reacții nucleare importante care au loc în același timp . Printre care reacțiile de captură de neutroni în material fertil pentru a converti nuclee fertile la un nou material fisionabil .

Uraniul este folosit drept combustibil în toate reactoarele nucleare comerciale din prezent, este singurul izotop fisionabil regăsit în natură și reprezintă circa 0,71 % din uraniu natural . Uraniu natural poate fi folosit drept combustibil numai dacă moderarea se face cu apă grea. În cazul reactoarelor moderate cu apă ușoară, pentru a autosusține reacția de fisiune în lanț, uraniul este îmbogățit.Conținutul de din combustibil este crescut până la 5 %.

În stare naturală uraniul este format preponderent din un izotop fertil. În urma capturii unui neutron acesta produce , care este un izotop fisionabil. Iar în urma capturii suplimentare se formează , care de asemenea este fisionabil. În consecință plutoniu contribuie la producerea energiei.

Un alt izotop fisionabil este , care pot fi produs prin captară din , însă în prezent reactoarele pe bază de toriu sunt la nivel experimental.

Un ciclu de combustibil nuclear este format dintr-un număr de etape individuale, interdependente, de la extragerea minereului de uraniu până la depozitarea combustibilului uzat. Toate aceste operații sunt influențate de ciclul de combustibil ales.

Ciclu de combustibil nuclear bazat pe uraniu include următoarele procese:

extragerea minereului de uraniu;

prelucrarea uraniului;

îmbogățirea uraniului în izotopul (opțional);

fabricarea elementelor combustibile;

arderea combustibilului nuclear;

stocarea intermediară a combustibilului nuclear uzat;

recuperarea materialelor fisionabile din combustibilul nuclear uzat (opțional);

refolosirea materialelor fisionabile recuperate (opțional);

tratarea deșeurilor radioactive (opțional);

depozitarea definitivă a combustibilului nuclear.

Există două tipuri de cicluri:

Ciclu deschis: după arderea combustibilului, se sfârșește cu stocarea combustibilului ars;

Ciclu închis: după arderea combustibilului, se reprocesează elementul combustibil și se reciclează materialul fisil nears.

Fig 4.1 Ciclul de combustibil nuclear

Moderatorul:

Neutronii sunt în mod normal, legați într-un nucleu atomic și nu pot exista pentru mult timp liberi în natură . Neutronul nelegat are un timp de înjumătățire de doar aproximativ 10 minute.

Moderația este procesul de reducere a energiei cinetice inițiale a neutronul liber . Deoarece energia este conservată , această reducere a energiei cinetice are loc prin transferul de energie la un material cunoscut sub denumirea de moderator. Odată cu reducerea energiei vine și reducerea vitezei, motiv pentru care neutronii se mai numesc și neutroni încetiniți.

Moderatorul , cu o importanță foarte mare în reactoare termice , este utilizat pentru a încetini neutronii de fisiune la energii termice.

Pentru a fi un moderator eficient , probabilitatea de reacție elastică între neutroni și nucleul trebuie să fie mare . În ceea ce privește secțiunea de împrăștiere elastică a nucleului unui moderator trebuie să fie ridicat. Prin urmare , o secțiune efectivă macroscopică de difuzie ridicată este importantă , dar nu descrie în mod exhaustiv capabilități de moderator.

Anumite nuclee au secțiunile macroscopice de absorbție mai mari decât altele, motiv pentru care absorb neutronii liberi din fluxul. Prin urmare, un criteriu suplimentar pentru un moderator eficient este o secțiune de absorbție cât mai mică.

Moderatorul este întotdeauna un material cu număr de masă redus. Atomii ușori, precum , , sunt cei mai eficienți în acest scop. În mod obișnuit moderatori folosiți sunt apa ușoară(aproximativ 75% din reactoarele din lume) ), grafitul (aproximativ 20% din reactoarele din lume), apa grea (aproximativ 5% din reactoarele din lume). Beriliu și oxid de beriliu (BeO) au fost folosite ocazional, dar acestea sunt foarte costisitoare.

Tabel 4.1 Proprietățile moderatorilor

Obs. Din tabel se observă că apa grea are cel mai mare raport de moderare, motiv pentru care permite folosirea uraniului natural drept combustibil. Pe când apa ușoară are cea mai bună putere de încetinire, însă un raport de moderare mai mic, motiv pentru care necesită folosirea uraniului îmbogățit pentru a menține reacția de fisiune în lanț.

Agentul de răcire:

Un reactor nuclear este o sursă de căldură intensă , care este generată prin reacțiile de fisiune exoterme. Căldura eliberată trebuie să fie preluată și transferată pentru a fi utilizată în producerea de energie electrică . Prin urmare, un agent de răcire joacă un rol important în funcționarea unei centrale nucleare și îndeplinește un scop dublu, atât de îndepărtare a căldurii din reactor, precum și transferarea acesteia la circuitul de generare a energiei electrice, direct sau indirect, în funcție de tipul de reactor nuclear utilizat. Agentul de răcire ajută , de asemenea, la menținerea temperaturii de lucru a zonei active în limitele de siguranță pentru materialele utilizate în construcția reactorului.

Există unele proprietăți ale agentului de răcire, care sunt necesare pentru a asigura siguranța reactorului precum și executarea corespunzătoare a scopul propus. Unele dintre proprietățile dorite ale unui agent de răcire ideal sunt:

– Secțiune de absorbție a neutronilor minimă;

– Rezistență excelentă la temperaturi ridicate, precum și la un nivel ridicat de radiații;

– Non-coroziv în natură;

– Lichide de răcire nucleare pot fi în stare lichidă sau în stare solidă. În cazul în care agentul de răcire este un lichid ar trebui să aibă un punct de fierbere ridicat, astfel încât să nu se evapore din cauza căldurii ridicate din interiorul reactorului. Dar, în cazul în care acesta este o substanță solidă ar trebui să aibă un punct de topire relativ scăzut, din motive evidente.

Din moment ce niciun lichid de răcire nu poate fi considerat ideal, diverse substanțe sunt utilizate în industrie. Cele mai folosite sunt: apa ușoară , apa grea , dioxid de carbon , heliu , azot , sodiu , amestec de sodiu – potasiu.

Apa ușoară: Cele două tipuri majore de reactoare răcite cu apă sunt reactoare de tip PWR și reactoarele de tip BWR. Ambele utilizează apa ușoară, dar au mecanisme de răcire ușor diferite. Într-un BWR, apa se transformă în abur, în interiorul reactorului și este apoi pompat direct la turbine care alimentează generatoarele de curent electric. Într-un PWR, circuitul primar de agent de răcire care curge prin zona activă este la o presiune foarte ridicată (aproximativ 150 bar), astfel încât acesta va rămâne un lichid. Apoi transferă căldura la o buclă secundară de apă, care se vaporizează și apoi ajunge în turbine, care la rândul lor alimentează generatoarele electrice. Această ultimă metodă permite ca radioactivitate lichidul de răcire să rămână în reactor.

Apa grea: are proprietăți similare cu apă ușoară, dar cu secțiune de absorbție mai mică. Principalul dezavantaj îl reprezintă costul ridicat al acesteia.

Heliu: este extrem de inert, atât chimic, cât și în ceea ce privește reacțiile nucleare, dar are o capacitate redusă de căldură, necesitând circulație rapidă.

Sodiu: folosit pentru reactoarele rapide, deoarece provoacă moderare neglijabilă. Nu este coroziv pentru oțeluri inoxidabile, are capacitatea de căldură mare și conductivitate termică bună pentru a preveni creșterile semnificative de temperatură. Prezintă dezavantaje semnificative, precum: se aprinde spontan la contactul cu aerul, reacționează violent cu apa, expus la aer produce aerosoli care sunt extrem de toxici și pot provoca deteriorarea echipamentului pe suprafețele pe care sunt depozitate.

Principalele componente ale zonei active asociate sub diverse forme au dus la realizarea mai multor tipuri de reactoare care au caracteristici comune, cunoscute sub denumirea de filiere.

Tabel 4.2 Reactoare în funcțiune

În prezent, sunt șase tipuri de reactoare în funcțiune:

PWR: folosește atât ca agent de răcire, cât și ca moderator apa ușoară. Agentul de răcire este menținut la o presiune ridicată, aproximativ 150 bar, pentru a prevenii fierberea. Combustibilul folosit este uraniul îmbogățit.

BWR: folosește atât ca agent de răcire, cât și ca moderator apa ușoară.În zona activă se încălzește apa folosită drept agent de răcire, care se transformă în abur și apoi trimis la o turbină cu abur. Combustibilul folosit este uraniul îmbogățit.

PHWR: folosește atât ca agent de răcire, cât și ca moderator apa grea. Agentul de răcire este menținut sub presiune, aproximativ 100 bar, permițându-i astfel să fie încălzit la temperaturi mai ridicate fără fierbere. Combustibilul folosit este uraniul natural.

LWGR: de asemenea, cunoscut sub numele de RBMK . Folosește apă ușoară drept agent de răcire și grafit drept moderator. Combustibilul folsit poate fi uraniu natural.

GCR: folosește dioxidul de carbon (de asemenea poate fi utilizat heliul) drept agent de răcire și grafitul drept moderator. Combustibilul folosit este uraniul natural.

FBR: se folosește de materiale fertile, precum sau , pentru a produce materiale fisionabile, precum sau care să mențină reacția de fisiune în lanț. Nu are moderator.

DESCRIEREA FILIEREI PWR

Reactoarele PWR sunt reactoare nucleare de generația a-II-a care folosesc, atât pe post de moderator cât și ca agent de răcire, apa ușoară aflată la presiune înaltă. Acesta este unul dintre cele mai comune tipuri de reactoare folosite în întreaga lume. În prezent, 289 de astfel de reactoare se află în funcțiune pentru a genera energie electrică (aproximativ 70% din energia generată de reactoare nucleare din lume) și alte câteva sute pentru propulsia navală.

Evoluție PWR:

După aprobarea utilizării energiei nucleare în scopuri pașnice, folosind tehnologii dezvoltate pentru submarinul nuclear Nautilus s-a dezvoltat primul reactor nuclear de tip PWR comercial: Shippingport cu o putere de 60 , în funcțiune între 1957-1982. O altă centrală de tip PWR, Yankee Rower, a fost pusă în funcțiune între 1961-1992. După anul 1965 mai multe centrale de acest tip au intrat în funcțiune. Odată cu avansarea tehnologiei s-a stabilit o configurație de bază a centralelor de tip PWR.

Cunoștințe de bază:

Într-un reactor de tip PWR, în urma reacției în lanț întreținută de combustibilul nuclear, se produce căldură care este mai apoi transferată, prin conducție, agentului de răcire. Apa fierbinte este pompată prin generatorul de abur, în care se face transferul de căldură fără amestecarea celor două fluide, astfel se împiedică pătrunderea fluidului radioactiv din circuitul primar în cel secundar. Aburul format în generatorul de abur este trimis la o turbină cu abur unde energia mecanică obținută este folosită pentru a pune în mișcare generatorul electric. La ieșirea din turbină, amestecul apă-abur, este răcit și condensat în continuare într-un condensator după care este retrimis la generatorul de abur. Înainte ca fluidul să ajungă ța generatorul de abur este încălzit cu ajutorul preîncălzitoarelor.

Există două caracteristici care diferențiază reactoarele de tip PWR de celelalte tipuri:

– prezintă două circuite de răcire independente (primar și secundar), ambele cu apă ușoară;

Fig.5.1 Schemă termică cu două circuite (1.Reactor nuclear; 2.Generator de abur;

3.Turbină cu abur; 4.Generator electric; 5.Condensator; 6.Pompă de recirculare; 7.Preîncălzitor.)

– presiunea în circuitul primar de răcire este de aproximativ 150 bar,considerabil mai mare decât în orice alt reactor nuclear, pentru a împiedica apariția fierberii.

În reactoarele PWR, fiind reactoare termice, se impune ca neutronii rapizi să fie încetiniți pentru a întreține reacția în lanț, proces numit moderare. Fiecare neutron rapid suferă numeroase ciocniri cu moleculele de apă, încetinindu-se. Cu cât apa este mai densă cu atât această moderare a neutronilor va fi mai eficientă. Moderatorul este folosit și ca agent de răcire. Astfel, orice creștere de temperatură duce la scăderea densității apei, deci crește nivelul de energie la care neutronii sunt încetiniți, conducând la scăderea reactivității reactorului. Prin urmare, dacă are loc o creștere a puterii reactorului peste limita normală, reducerea gradului de moderare a neutronilor va conduce la reducerea numărului de reacții în lanț, astfel scade căldura produsă și reactorul revine la parametrii normali de funcționare.

Combustibilul:

Combustibilul utilizat este dioxidul de uraniu ușor îmbogățit (în general 3-5 %) sub formă de pastile ceramice obținute în urma sinterizării montate în creioane introduse în tuburi de zircaloy-4,rezistente la coroziune cu diametre de aproximativ 1 cm, acestea din urma fiind apoi umplute cu heliu pentru a îmbunătăți transferul de căldură dinspre combustibil către teacă. Spațiul dintre pastile este destinat acumulării produselor gazoase de fisiune în timpul iradierii combustibilului. Creioanele combustibile, sunt plasate într-o casetă pătratică de 14×14 până la 17×17.

Fig 5.2 Matrice 15×15 elemtente combustibile

Caseta este un ansamblu de elemente combustibile care asigură prinderea corespunzătoare și manipularea sigură a elementelor combustibile, totodată și răcirea acestora. Este asigurată în partea de sus și de jos de elemente de capăte detașabile și de grile de rigidizare.

Zona activă conține până la 200 de casete poziționate vertical printre care circulă agentul de răcire.

Fig 5.3 Cofigurația zonei active la un PWR

De-a lungul timpului, tehnologia de producere a elementelor combustibile pentru PWR a fost considerabil îmbunătățită.

Generația I: Pastile de uraniu ușor îmbogățit,toate de aceeași îmbogățire, introduse într-un tub de oțel inoxidabil. Ansamblul conținea u nouă subansambluri distribuite 6×6.

Generația II: Pastilele de uraniu aveau îmbogățiri diferite pentru a uniformiza distribuția de putere și ca metodă de control al reactivității s-a introdus adaosul de bor în agentul de răcire.

Generația III: S-a introdus tipul RCC de bare de control.

Generația IV: Materialul tecii a fost schimbat în zircaloy-4.

Pentru a se realizarea reîncărcarea combustibilului este necesar ca reactorul sa fie oprit o dată pe an, timp de aproximativ o lună. Zona activă este acoperită cu un strat suficient de apă pentru a reduce nivelul de radiații la o valoare admisibilă. Se scoate capacul vasului de presiune și o parte din ansamblurile de fascicule sunt înlocuite (la majoritatea reactoarelor se înlocuiește aproximativ 1/3 din zona activă).

Componentele principale ale unui PWR:

O centrală electrică nucleară este un sistem foarte complex. Dintre toate acestea, câteva componente sunt de o importanță majoră. Printre acestea se numără presurizorul, generatorul de abur, principalele pompe de recirculare, vasul de presiune , preîncălzitorul, condensatorul, turbina. Unele dintre aceste elemente , unice la un PWR , sunt discutate mai jos.

Vasul de presiune:

Un vas de presiune tipic PWR este de aproximativ 13 metri înălțime cu un diametru între 4-6 m . Vasul, de formă cilindrică, este construit din oțel și are o grosime a peretelui de aproximativ 20 cm, placat la suprafața interioară cu 3 cm de oțel inoxidabil, pentru a creste rezistenta la coroziune. Un astfel de perete gros , este proiectat să reziste în cazul unei explozii până la 160 bar. Agentul primar de răcire intră în vas prin două sau mai multe racorduri de admisie , curge în jos pe peretele vasului, apoi în sus prin miezul reactorului, pentru a extrage căldura și apoi părăsește vasul prin racordurile de evacuare.

În vasul de presiune se află, pe suporturi, zona activă cu barele de control în centru și în partea superioară se află mecanismele de acționare ale barelor de control.

Fig 5.4 Vas de presiune(sursă: http://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/vessel-head-degradation/images.html)

Pompele de recirculare:

Curgerea agentului de răcire prin miezul reactorului este controlată de pompa de recirculare în fiecare buclă din primar. Aceste pompe mari sunt verticale, cu o singură treaptă, tip centrifugal și sunt proiectate să funcționeze pentru întreaga durata de viață a instalației (30-40 ani) cu o întreținere minimă. Toate părțile care intră în contact apa sunt fabricate din oțel inoxidabil . Pompa este antrenată de un motor vertical mare ( 7000 CP ) , cu rotor în colivie.

Reactorul este astfel proiectat ca în cazul în care pompele nu funcționează, recircularea agentului de răcire să se facă prin circulație naturală suficientă pentru a extrage căldura reziduală produsă de produsele de fisiune după oprirea reactorului.

Agentul de răcire aspirat pe la partea inferioară a pompei iese cu o viteză mai mare în partea superioară, datorită creșterii de presiune din interior de aproximativ 6 bar, va trece printre canalele de combustibil, de unde va prelua căldură, pe care o trimite către generatorul de abur.

Presurizorul:

Odată cu creșterea sau scăderea temperaturii apei de răcire, aceasta se dilată sau se contractă. Totuși apa este incompresibilă și în cazul în care bulca este plină cu apă, cea mai mică schimbare a temperaturii influențează foarte mult presiunea. Pentru a preveni astfel de suprapresiuni, fiecare buclă conține un rezervor de reglare a presiunii, numit presurizor. Presurizorul este un rezervor cilindric care la partea superioară are abur și în partea inferioară apă. Astfel orice creștere bruscă de presiune este absorbită de abur.

În cazul în care temperatura apei de răcire ar trebui să scadă , apa va curge afară din presurizor determinând presiunea aburului din interior să scadă. Această scădere a presiunii la rândul său determină o scădere a presiunii apei din presurizor. În același timp, pierderea de presiune activează rezistențele electrice pentru a restabili presiunea sistemului. De asemenea, o creștere a temperaturii determină apa să se extindă și să curgă în presurizor. Crește presiunii aburului determină activarea spray-ului de răcire, care condensează o parte din abur readucând astfel presiunea sistemului la normal.

Fig. 5.5 Presurizor(sursă: http://www.nucleartourist.com/systems/rcs1.htm)

Generatorul de abur:

Generatoare de abur sunt dispozitive foarte mari, în care energia termică a apei din circuitul primar este transferată apei din circuitul secundar pentru a produce abur care este trimis la turbină pentru a alimenta generatorul electric.

Deoarece apa nu fierbe în reactor, aburul pentru turbină trebuie produs extern. Acest lucru este realizat în generatoarele de abur, care în esență sunt schimbătoare de căldură. Agentul de răcire, aflat la o temperatură și presiune ridicată, intră în partea inferioară a generatorului de abur și trece prin tuburi în formă de U inversat. Suprafețele acestor tuburi intră în contact cu partea rece a generatorului de abur, unde fluidul, aflat la o temperatură și presiune mai mică decât cea din reactor, este recirculat de la condensator. Căldura transferată de fluidul cald face ca fluidul rece să fiarbă într-o zonă specifică, numită zonă de evaporare. Aburul umed produs în această zonă circulă ascendent spre o a doua zonă, numită zonă uscată. Aici aburul este uscat cu ajutorul separatoarelor de umiditate, înainte să fie trimis către turbină.

Fig. 5.6 Generator de abur(sursă: http://www.thermopedia.com/content/1149/)

ANALIZA TERMICĂ A REACTORULUI

Introducere

Un reactor nuclear este proiectat pentru a produce căldură, care pot fi apoi utilizată pentru a generarea energie electrică, de obicei prin intermediul unui ciclu termic de abur asociat.

În proiectarea zonei active se ține cont la fel de mult pe considerente termice ca de cele nucleare .Toate acestea pentru ca reactorul să poată produce puterea termică dorită fără a depăși limitările de temperatură ale componentelor de bază, care ar putea duce la colapsarea pastilei de combustibil , ceea ce ar conduce la eliberarea de materiale radioactive în agentul de răcire .

Astfel de limitări termice constituie factorul principal în determinarea dimensiunii de bază . Deoarece o masă critică de material fisionabil poate , teoretic, genera orice nivel de putere, dacă poate fi asigurată o răcire adecvată. Primul pas este determinarea densității de putere care poate fi transferată prin sistemul de răcire și apoi determinarea dimensiunii zonei active a reactorului necesar ă pentru a obține putere termică dorită, la această densitate de putere . Răcirea eficientă a zonei active joacă, de asemenea, un rol foarte important în proiectarea elementelor de combustibil .

După determinarea geometriei de bază a elementului combustibil și volumului zonei active din considerente termo- hidraulice, se efectuează o analiză nucleară a pentru determinarea concentrației de combustibil fisionabil sau încărcarea necesară pentru a permite reactorului să funcționeze la puterea nominală pe durata de viață dorită . Desigur, cantitatea de combustibil necesară pentru încărcare este de obicei considerabil mai mare decât cea determinată din considerente pur nucleare.

Compoziția materială a zonei active depinde totodată de schimbările de densitate care apar odată cu energia termică preluată de agentul de răcire (de exemplu, extinderea sau formarea de vapori). Pe de altă parte, din moment ce această căldură este generată de reacțiile de fisiune induse de fluxul de neutroni în reactor, distribuția temperaturii din zona activă va fi influențată major de comportamentul neutronic.

Prezentarea traseului energiei termice în reactor, de la originea sa ca energie de fisiune în combustibil.

Fig. 7.1 Traseul energiei termice într-o centrală nucleară

Se poate observa că, energia eliberată de reacțiile de fisiune nucleară apare, în primul rând, ca și energia cinetică a diferitelor produse de fisiune. Cea mai mare parte a acestei energia este depozitată rapid, sub formă de căldură în materialul combustibil, foarte aproape de locul unde s-a produs fisiunea. Această căldură este apoi transportată prin conducție termică prin elementul combustibil, trece prin interstițiu, apoi prin teacă și într-un final la suprafața de contact dintre teacă și agentul de răcire. Acesta este apoi transferată de la agentul de răcire prin convecție forțată, către circuitul secundar. De aici se urmează ciclul termic pentru a transforma apa de alimentare în abur, apoi ca aburul generat să alimenteze turbogeneratorul, și în cele din urmă să fie recondensat în apă de alimentare pentru a fi recirculată

.

Limitări în proiectarea termică a reactorului

Există o serie de obiective dorite pentru creșterea performanței termice a unui reactor. De exemplu, se dorește obținerea unei densități de putere mai mari pentru a fi posibilă reducerea volumului zonei la o anumită putere. Sau se dorește o putere specifică cât mai mare a combustibilului ( energia generată pe unitatea de masă de combustibil ars) , în scopul de a minimiza inventarul de combustibil necesar. De asemenea, se dorește temperaturi ridicate de ieșire din reactor pentru agentul de răcire, deoarece acest lucru duce, nu numai, la randamente termodinamice mai mari, dar și la producerea aburului la temperatură mai ridicată, motiv pentru care se vor reduce cererile impuse pe turbină. Din păcate abilitatea de a atinge aceste obiective este limitată de comportamentul termic al zonei active.

Limitări ale temperaturii în combustibil

Una dintre principalele limitări ale densității de putere permise apare din nevoia de a preveni temperatura combustibilului să depășească punctul său de topire în orice punct al zonei active. Punctul de topire a combustibililor ceramici utilizați în cele mai multe reactoare de putere este extrem de mare, aproximativ 2800 °C pentru . Cu toate acestea densitățile de putere obținute în reactoarele de putere moderne sunt suficient de mari astfel încât temperatura de topire a combustibilului reprezintă o limitare importantă în designul reactorului. Trebuie remarcat faptul că aceste limite de temperatură scad odată cu iradierea. De exemplu, punctul de topire al combustibilului de este de obicei luată ca 2800 °C, iar pentru fiecare burnup de 10000 este redusă cu 32 °C.

Limitări ale temperaturii în teacă

Cu toate că temperatura elementul combustibil rare ori se va apropia de punctul de topire (cu excepția fluxului termic critic sau dacă sunt depășite condițiile de epuizare), comportamentul termic al tecii impune limitării ale densității de putere. Pentru o teacă din zircaloy, punctul de topire este de 1200 °C .

Teaca servește ca o barieră de izolare pentru prevenirea produsele de fisiune radioactive produse în combustibil să fie eliberate în agentul de răcire. Teaca este supusă unor solicitări mult mai severe decât combustibilul, atât din partea agentului de răcire aflat la presiune înaltă, precum și de presiunea gazelor de fisiune și a pastilei de combustibil umflate.

Principala limitare termică provine de la fluxul de căldură ce poate fi transferat de teacă către agentului de răcire. Peste anumite valori ale fluxului de căldură, odată cu formarea un strat subțire de vapori în jurul elementului combustibil, agentul de răcire devine instabil. În acest punct, temperatura tecii va crește câteva sute de grade, conducând la fisurarea tecii.

Limitări ale temperaturii în agentul de răcire

În multe tipuri de reactoare, se dorește să se limiteze temperatura lichidului de răcire. De exemplu, într-un PWR se dorește să se păstreze temperatura agentului de răcire sub temperatura de saturație, pentru a evita fierberea în film. Există, de asemenea, limitări privind creșterea temperaturii admisibile a agentului de răcire, deoarece trece prin zona activă. Pe de o parte, se dorește ca această creștere de temperatură să fie cât mai mare pentru a permite transferul eficient de căldură în generatorul de abur. Pe cealaltă parte se dorește scăderea temperaturii pentru a reduce șocul termic din zona activă. Creșterea temperaturii în reactoarele moderate cu apă este menținută destul de mică. Spre exemplu, într-un PWR, agentul de răcire intră cu o temperatură de 293 °C și iese cu o temperatură de 315 °C (o creștere a temperaturii de numai 22 °C). Dimensiunea unui reactor va fi determinată, în primul rând, de suprafața de transfer de căldură necesară pentru puterea termică dorită utilizând temperaturile date.

Fig. 7.2 Distribuția de temperatură într-o CNE de tip PWR

Producerea de energie într-un reactor nuclear

Producerea de energie într-un reactor nuclear este descrisă de următorul parametru:

q’’’- rata volumetrică de producere a căldurii;

Distribuția energiei în reactor este dependentă de distribuția spațială a ratei de reacție a fisiunilor .

Rata de reacție pe întreg spectrul energetic al neutronilor este definită astfel:

Unde:

– rata de reacție a nucleului j;
– fluxul de neutroni

Deoarece 85 % din numărul total de fisiuni este realizat de neutroni termici, pentru ușurință în calcule vom aproxima pe un spectru energetic, pe cel termic. Astfel rata de reacție devine:

Unde:

Energia recuperată în urma reacției de fisiune este de aproximativ 200 MeV. O mare parte din această energie, aproximativ 90% este depozitată în combustibil.

Astfel, putem defini rata volumetrică de producere a căldurii:

Unde:

Se observă că rata volumetrică urmează distribuția fluxului de neutroni. Distribuția fluxului de neutroni într-un reactor cilindric omogen este:

Unde:

Fig. Distribuția fluxului de neutroni într-un reactor cilindric(sursă:[4])

Înlocuind în formula (6.4), obținem:

Din formula precedentă, se observă că densitatea de putere ( rata volumetrică de producere a căldurii) variază considerabil pe „parcursul” reactorului. Acest lucru va duce la variații de temperatură în reactor.

În cazul calculelor de proiectare a unui reactor nuclear, se ține cont de aceste variații și, totodată, pentru a calcula valorile termice operaționale locale în cazul fascicului de combustibil cu densitatea de putere cea mai mare, adică fasciculul care se aproprie de limitările termice impuse. Aceste valori termice operaționale sunt descrise în calcule cu ajutorul factorilor de „canal cald”, care descriu aceste condiții extreme în comparație cu media pe reactor.

Astfel vom defini „canalul cald” al reactorului, ca fiind locul unde fluxul termic și creșterea de entalpie este maximă.

Scopul principal al proiectantului de reactor este de a se asigura că limitările termice ale reactorului nu sunt depășite. Temperatura în centrul combustibilului nu trebuie să depășească punctul de topire de 2800 C. Această limitare este exprimată, de obicei, într-o restricție a puterii liniare :

O altă limitare constă în fluxul termic la suprafața tecii, în cazul în care acesta este depășit, există riscul apariției unui film de abur pe suprafața tecii. Acest lucru poate conduce la o creștere mare a temperaturii tecii, în unele cazuri ajungând la punctul de topire. Termenii folosiți pentru a descrie fenomenul respectiv sunt: burnup, flux termic critic și DNB.

Acestea nu sunt singurele limitări termice ale reactorului. De exemplu, apar eforturi mecanice ( datorate produselor de fisiune gazoase) și termice care pot limita producerea de putere.

Pentru ușurință în calcule, de obicei în proiectarea reactorului se analizează canalul cald și cât de mult se aproprie acesta de limitările termice. Astfel , vom știi dacă restul canalelor se încadrează în limitele admisibile.

Vom introduce conceptul de factor nuclear de canal cald ,care ia în calcul variația fluxul de neutroni și distribuția combustibilului în reactor.

Se definește factorul radial de canal cald pentru N elemente combustibile:

Factorul axial de canal cald este definit:

Atunci, factorul nuclear total de canal cald este:

În cazul unui reactor cilindric omogen obținem:

De obicei, în cazul unui reactor PWR vom avea un factor nuclear de canal cald de

Aceste calcule au fost realizate presupunând o uniformitate completă a combustibilului din toate punctele de vedere ( îmbogățire, densitate, diametru, etc), dar în realitate acesta nu este cazul. Se definește ( factorul de neuformitate) ca fiind raportul dintre fluxul maxim real în canalul cald și fluxul mediu real în reactor. Putem face legătura între și definit factorul de canal cald ingineresc:

Calculul distribuției de temperatură radială în elementul combustibil cilindric

Combustibil

Unde:

– temperatura in centrul combustibilului;

– temperatura la suprafata combustibilului;

– conductivitatea medie a combustibilului;

Interstițiu

Unde:

-conductivitatea termică a gazului;

Teacă

-conductivitatea termică a tecii

Transferul teacă–agent de răcire:

Unde:

– coeficinetul de transfer de căldură

Temperatura maximă în combustibil în funcție de temperatura agentului de răcire:

De obicei

CALCULUL ZONEI ACTIVE A UNEI CNE DE TIP PWR

Pentru a determina caracteristicile principale ale unui reactor cu apă ușoară, de tip PWR, se cunosc următoarele date inițiale:

puterea termică a grupului ;

randamentul global al grupului global ;

presiunea agentului de răcire ;

temperatura agentului primar la intrarea în zona activă ;

temperatura agentului primar la ieșirea din zona activă .

Calculul diametrului zonei active:

Se pornește calculul de la debitului total de agent de răcire:

Se propun diferite valori pentru viteza medie a agentului primar în zona activă: 4,5,6,7,8 [m/s] cu care se vor determina, pentru fiecare valoare a vitezei în parte, valoarea secțiunii totale de curgere:

Conform documentației pentru un reactor tip PWR, cu o configurație 15×15, se propun următoarele valori:

numărul elementelor combustibile dintr-un fascicul:;

( deoarece acesta este un proiect teoretic, vom considera că fascicolul conține numai elemente combustibile, în realitate un fascicol conține 204 de elemente combustibile și 21 de tuburi de gidaj) ;

diametrul pastilei combustibile: ;

grosimea interstițiului: ;

grosimea tecii: ;

grosimea grilei de rigidizare: ;

distanța dintre două creioane: .

Cu aceste date cunoscute vom calcula:

diametrul elementului combustibilului:

pasul dintre elementele combustibile:

lungimea la interior a grilei de rigidizare:

lungimea la exterior a grilei de rigidizare:

secțiunea grilei de rigidizare:

În continuare, pentru ușurință în calculele, se va aproximea aria exterioară a grilei de rigidizare la un cerc cu diametrul:

secțiunea de curgere printr-un fascicul de combustibil:

numărul total al canalelor de combustibile ( pentru cele cinci cazuri):

Din cauza valorilor diferite de cele reale, pentru determinarea vitezei reale, valoarea optimă obținută se rotunjește și se reia calculul în sens invers pentru a determina viteza reală medie a agentului primar.

suprafața totală a zonei active :

Odată cunoscută suprafața totală a zonei active se poate calcula diametru zonei active:

Calculul lungimii fasciculului de combustibil:

Se pornește de la diametrul hidraulic echivalent al canalului de combustibil, unde avem nevoie de perimentrul udat :

Se determină parametrii regimului de curgere medii (între intrare și ieșire din zona activă) vâscozitate dinamică, căldură specifică și conductivitate, din tabele termodinamice.

Cunoscând aceste valori se calculează :

vâscozitate cinematică:

numărul lui Prandtl:

Se determină parametrii regimului de transfer:

numărul lui Reynolds:

Dacă numărul Re>104 și 0,7< Pr <160 iar curgerea este turbulentă prin conducte circulare netede se poate alege relația Dittus-Boelter:

Cu relația Dittus-Boelter se aproximează coeficientul de transfer de căldură prin convecție mediu pentru agentul primar ():

Se calculează fluxul de căldură maxim, cunoscănd temperatura medie a agenului de răcire și presupunând temperatura maximă a tecii de combustibil la exterior:

Pentru a calcula fluxul mediu de căldură se propune o valoare pentru raportul dintre fluxul maxim și fluxul mediu de că ldură:

fluxul mediu de căldură liniar în cazul reactorului:

lungimea fascicolului de combustibil:

Calculul distribuției de temperatură în elementul combustibil

Forma geometrică a elementului de combustibil este considerată cilindrică, uniformă. De asemenea transferul de căldură prin elementul de combustibil este considerat uniform distribuit, staționar și fără surse interioare de căldură.

Fig 8.3. Transferul fluxului de căldură printr-un element de combustibil

Se calculează raza combustibilului, și a tecii (exterioare și interioare):

raza combustibilului:

raza tecii interioare:

raza tecii exterioare:

Se calculează, pe rând, temperaturile medii la extremitățile tecii, la suprafața exterioară a combustibilului și în centrul combustibilului:

temperatura medie a tecii la exteriorul elementului de combustibil:

temperatura medie a tecii la interiorul elementului combustibil:

Unde se citește din tabe

temperatura medie la exteriorul elementului combustibilul:

temperatura medie la interiorul elementului combustibil:

Unde se citește din tabel

Analog se calculează, pe rând, temperaturile maxime la extremitățile tecii, la suprafaț a exterioară a combustibilului și în centrul combustibilului.

Calculul distribuției de eforturi termice:

În alegerea materialului folosit pentru aplicațiile nucleare trebuie să se țină cont de proprietățile termo- mecanice ale acestuia astfel încât acesta să ofere o funcționare bună atât în condiții normale cât și în condiții de avarie.

Una dintre cerințele majore ale unui material folosit în zona activă a unui reactor este caracterizata prin rezistenta acestuia la rupere. Această proprietate de material este strans lagată de noțiunea de efort termic , o măsură a solicitărilor externe care au ca rezultat deformarea materialului.

În cadrul acestui proiect se va realiza dependența efortului, atât, a elementului combustibil, cât și a tecii în funcție de raza acestora.

Se pornește de la densitatea de putere din elementul combustibil:

Se cunosc valorile pentru modulul de elasticitate (E), coeficientul Poisson (ν) și coeficientul de dilatare termică (α), pe cele trei direcții (radial, transversal și axial).

Se calculează constanta elementului combustibil, pe cele trei direcții:

Cu ajutorul constantei R se determină relațiile eforturilor din elementul combustibil, pe cele trei direcții, în funcție de rază :

pe direcția radială:

pe direcția tangențială:

pe direcția axială :

În mod asemănător se va determina variația eforturilor în teacă. Se caclulează densitatea de putere din teacă:

Cu ajutorul constantei R se determină relațiile eforturilor din teacă, pe cele trei direcții, în funcție de rază :

pe direcția radială :

pe direcția tangențială :

pe direcția axială :

CALCULUL CIRCUITULUI DE PREÎNCĂLZIRE REGENERATIVĂ A UNEI CNE DE TIP PWR

Date inițiale:

Se va proiecta partea clasică a unei centrale nuclearo-electrice, plecând de la urmatoarele date inițiale:

filiera: PWR;

numărul de grupuri nucleare:;

puterea termică a reactorului nuclear:;

presiunea aburului viu:;

temperatura apei de alimentare:;

temperatura apei de râu:;

cota de apă de răcire luată din râu:;

numărul de preîncalzitoare regenerative:.

Calculul circuitului termic secundar:

Parametrii de condensare ai aburului:

Pentru a afla valoarea temperaturii apei de rǎcire la intrarea în condensator se propune temperatura apei provenite de la turnul de rǎcire :

Pentru a afla valoarea temperaturii condensatului se presupun creșterea de temperaturǎ a apei de rǎcire în condensator () și diferența dintre temperaturile condensatului și a apei de rǎcire, la ieșirea din condensator ():

Cu temperatura condensatului la saturație se află presiunea condensatului .

Fig. 9.2.1 Temperatura Condensatului

Circuitul de preîncălzire regenerativă

Se aleg numǎrul de preîncǎlzitoare de înaltǎ presiune () și de joasǎ presiune

(). Pentru a afla încălzirea condesatului în pompă se presupun creșterea de entalpie a condensatului, în pompa de alimentare () și cǎldura specificǎ a apei în stare lichidǎ ():

Inițial, se aproximează creșterea de temperaturǎ a condensatului, pe un preîncălzitor, pentru a afla temperatura de ieșire din degazor. Cu temperatura de ieșire din degazor la saturație se află presiunea la ieșire din degazor ():

Se alege o valoare rotunjitǎ pentru presiunea de ieșire din degazor, după care se citesc din tabele termodinamice noua temperatură, volumul specific la aspirație () și căldura specifică.

Plecând de la aceastǎ temperaturǎ se calculeazǎ:

Se citesc din tabele termodinamice volumul specific la refulare și căldura specifică, considerând cǎ presiunea în refularea pompei de alimentare este:

Se presupune randamentul pompei ,pentru a afla creșterea de entalpie în pompă:

Se calculează creșterea de temperatură în pompă pentru a calcula creșterea de temperatură în preîncălzitoarele de înaltă presiune:

Cunoscând creșterile de temperaturǎ în fiecare preîncǎlzitor se calculeazǎ temperaturile în punctele caracteristice ale circuitului de preîncǎlzire regenerativǎ.

Presiunile în aceste puncte se calculeazǎ de la degazor și considerând cǎ pierderea de presiune pe un preîncǎlzitor este de 2 bar, iar în amonte de degazor este necesarǎ o rezervǎ de presiune de 1 bar.

Pentru aburul scos la prize se calculeazǎ temperatura de saturație, respectiv presiunea la saturație, considerând diferența terminalǎ de temperaturǎ la intrarea aburului în preîncǎlzitor (condensator) de 3C. Temperatura aburului condensat la ieșirea din preîncǎlzitor (subrǎcitor) se calculeazǎ considerînd diferența terminalǎ de temperaturǎ în acest punct de 5C

Fig. 9.2.2 Temperatura de saturație la intrare, respectiv ieșire din preîncălzitor

Destinderea aburului în turbină :

Fig. 9.2.3 Schemă circuit secundar

Plecând de la presiunea aburului viu se calculează presiunile aburului din circuitul secundar:

Considerând cǎ aburul viu are la ieșirea din generatorul de abur presiunea aburului() și titlul, se citesc din tabele termodinamice temperatura (), entalpia (), entropia () și volumul specific (), în acest punct.

La intrarea în corpul de medie presiune aburul și entalpia , se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entropia (), volumul specific () și titlul (), în acest punct.

Se presupun randamentul brut al centralei () și debitul specific

(), pentru a afla debitul de abur prin corpul de medie presiune și prin corpul de joasă presiune:

puterea electrică la borne:

debitul de abur viu la ieșirea din generatorul de abur:

Corpul mediu de presiune este în dublu flux () ceea ce conduce la debitul volumetric de abur la intrarea în corpul de medie presiune:

Se citește din diagramă în funcție de debitul volumetric și raportul , Randamentul intern de bazǎ al corpului de medie presiune .

Se citește din diagramǎ, în funcție de umiditatea medie în corpul de medie presiune și de presiunea , coeficientul de corecție pentru umiditate (), folosind coeficientul de corecție pentru treapta de reglaj se află randamentul intern al corpului de medie presiune:

Se propune și se citește din tabele termodinamice entalpia teoretică în punctul 2 (), de unde se află entalpia reală a punctului:Iar apoi se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entropia (), vomlumul specific (), în acest punct.

La intrarea în separatorul de umiditate avem presiunea și , se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entropia (), volumul specific (), titlul (),în acest punct.

La ieșirea din separatorul de umiditate avem preisunea și , se citesc din tabele termodinamice:temperatura(),entalpia (), entropia (), volumul specific (), în acest punct.

Apa scoasă din separatorul de umiditate are presiunea și, se citesc din tabele termodinamice:temperatura (), entalpia (), entropia (), volumul specific (), în acest punct.

Pentru punctul 8 unde avem presiunea p8 și h8=h0., se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entropia (), volumul specific (), titlul (), în acest punct.

La ieșirea din supraăncplzitorul intermediar avem presiunea și , unde temperatura în punctul 9 se află în functție de presiuea din punctul 9 la saturație, iar se propune 15. Se citesc din tabele termodinamice:entalpia (), entropia (), volumul specific (), titlul (), în acest punct.

La intrarea în corpul de joasă presiune avem și , se citesc din tabele termodinamice:

temperatura (), entropia (), volumul specific (), titlul (),în acest punct

Destinderea aburului în CJP

Fig. 9.2.4 Destinderea aburului în CJP

Se împarte destinderea aburului în corpurile de joasǎ presiune în douǎ zone: zona I – destinderea aburului supraîncǎlzit și zona II – destinderea aburului umed.

Se calculeazǎ debitul volumetric la intrarea în corpul de joasǎ presiune:

Pentru a calcula presiunea () la care aburul atinge curba de saturație, inițial, se propune o valoare pentru , din raportul și debitul volumetric la intrarea în corpul de joasă presiune se citește din diagramă randamentul intern al turbinei pe zona I. Se citește din tabele termodinamice entalpia teoretică și se calculează entalpia reală:

Se compară cu entalpia obținută cu presiunea la saturație. Se repetă procedeul până se atinge o eroare relativă mai mică de. Apoi, se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entropia (), volumul specific (), în acest punct.

Pentru zona II se folosește metoda dezvoltatǎ de General Electric. Se folosește presiunea de calcul la condensator și debitul masic de calcul . Cu acest debit masic se calculeazǎ debitul volumetric, de bazǎ, pe un flux la intrarea în zona II:

Pe același prinicipiu se calculează debitul volumetric la intrarea în zona II.

Pentru a calcula randamentul intern al turbinei în zona II se citește, în funcție de raportul și debitul volumic la intrare în zona II, randamentul intern brut , iar facotrul de corecție este:

Stabilirea parametrilor aburului la prize:

Cu acest randament se traseazǎ destinderea aburului pe zona II (pânǎ la ) și se

determinǎ punctul de ieșire din CJP, pentru care se citesc din tabele termodinamice: temperatura (), entalpia (), entropia (), volumul specific (), titlul (), în acest punct

Intersectând procesul aburului în CJP cu izobarele corespunzǎtoare prizelor turbinei se determinǎ parametrii aburului la fiecare prizǎ.

Calculul separării de umiditate

Se considerǎ cǎ se face separare internǎ de umiditate doar la treptele din dreptul primelor douǎ prize de preîncǎlzire regenerativǎ.

Pentru acestea două se clculează:

Corecțiile punctului final al destinderii

Pentru a afla punctul final al destinderii aburului în turbinǎ se pornește de la :

aria de eșapare:

lungimea palei finale:

diametrul mediu:

turația:

din diagramă se citește

Se citesc din tabele termodinamice: entropia (),volumul specific (), titlul ().

Calculul debitelor de abur la prize

Se noteazǎ cu ai debitele de abur la prize, cu debitul de abur cu care se face supraîncǎlzirea, dupǎ separarea externǎ de umiditate, și cu debitul de condens evacuat din separatorul mecanic (extern) de umiditate. Aceste debite sunt raportate la debitul de abur viu D0. Ecuațiile de conservare a energiei scrise pentru preîncǎlzitorul de înaltǎ presiune, supraîncǎlzitorul intermediar și separatorul mecanic de umiditate alcǎtuiesc urmǎtorul sistem:

Separatorul mecanica de umiditate:

Supraincalzitorul intermediar:

Preincalzitorul de intalta presiune:

Se rezolvă sistemul pentru a afla: a5, , și .

Degazor:

Se rezolvă ecuația pentru a afla: a4

PJP 3:

Se rezolvă ecuația pentru a afla: a3

PJP 2

Se rezolvă ecuația pentru a afla: a2, unde a’2% = a2% (1–a5-a4-a3) debitul de umiditate evacuat la priza 2.

PJP1:

Se rezolvă ecuația pentru a afla: a1, unde a’1% = a1% (1–a5-a4-a3-a2-a’2%) debitul de umiditate evacuat la priza 1.

Se considerǎ un contur, în jurul sistemului de preîncǎlzire regenerativǎ, pentru care se face bilanțul de energie.

Puterea intratǎ, raportatǎ la debitul D0, este:

Puterea evacuatǎ este:

Se verifică dacă

Calculul indicilor de performanță

Randamentul termic al ciclului cu abur este:

Cantitatea de cǎldurǎ preluatǎ de circuitul secundar este:

Puterea utilǎ este:

Puterea aparentǎ este:

Se propune randamentul mecanic , pentru a afla Pmec .

Puterea mecanicǎ, transmisǎ la cuplǎ, este:

Randamentul generatorului este:

Puterea la bornele generatorului este:

Puterea aparentǎ la borne este:

Energia specificǎ la borne este:

Debitul de abur viu este:

Consumul specific de cǎldurǎ al circuitului secundar este:

Consumul specific de cǎldurǎ al grupului nuclear este:

Debitul specific de abur viu este:

Randamentul de bazǎ al grupului nuclear este:

Calculul sistemului de răcire

Bilanțul de căldură și masă

Debitul de condensat principal este Dcp, iar debitul de condensat secundar este Dcs

Puterea schimbatǎ în condensator este:

Debitul de apǎ de rǎcire la condensator este:

Debitul de apǎ de rǎcire pentru generatorul electric este:

Debitul de apǎ de rǎcire al circuitului de ulei este :

Debitul total de apǎ de rǎcire este dat de ecuația:

Unde DRN=5%Drt, Dlagăre=6%Drt, Dadaos=6%Drt.

Calculul condensatoarelor

Coeficientul de transfer de cǎldurǎ global pentru condensator este este:

Unde 1=0,85, 2=0,9, 3=0,84 e, c=2326

Unde , tmax=tc-tr1 [C],tmin=tc-tr2 [C].

Suprafața secțiunii de trecere a apei prin țevi este:

Numǎrul de țevi pe o trecere este:

Numǎrul total de țevi ale unui condensator este: Nt=4Ntrecere.

Lungimea unei țevi este:

Suprafața plǎcii tubulare este:

, unde t=1,3dext este pasul dintre tevi, iar =0.68 este un coeficient care ține seama de modul de umplere al plǎcii (romb).

Diametrul racordului de apǎ de rǎcire este:

Din STAS se alege diametrul interior al racordului dracord , cu grosimea racord .

Lungimea condensatorului este:

Pierderea de presiune pe parte de apǎ este:

papǎ = 103 zag(bLCwa1.75+0.135wa1.5) , unde za=4 este numǎrul de treceri, iar b=0.0783 este un coeficient care ține seama de dint și .

Pierderea de presiune pe parte de abur este:

pabur=cwabur2abur , unde c=2,4 este un coeficient care ține seama de dispunerea țevilor în condensator (în formǎ de romb), wabur=wrezidual iar

Calculul conductelor de abur viu

Configurația conductelor de abur viu

Reactorul are 4 generatoare de abur, deci vor fi Nconducte=4 conducte de abur viu.

Dimensionarea conductelor de abur viu

Diametrul interior al conductelor este dat de relația:

Unde , iar

Grosimea conductei este:

s=s+c1+c2+c3, unde este grosimea de calcul, z=1, a=142.2(oțel 12HM se alege din tabel), este adaos de compensare a abaterii negative pentru țeava dreaptǎ (5%) și de compensare a subțierii pereților la coturi, A1=0.09,

c2=Asc=3,92 este adaos pentru compensarea ovalitǎții conductei (din fabricație) și c3=0 adaos pentru compensarea coroziunii.

Diametrul exterior este:

Din STAS se alege conductǎ cu dext și s . Se recalculeazǎ wabur .

Calculul pierderilor de presiune pe conductele de abur viu

Coeficientul de pierderi de presiune liniare este:

f=0.110.25, unde , k=0.1 , Dacă atunci regimul este rugos hidraulic, =0.7110-6 .

Lungimea hidraulicǎ echivalentǎ pentru coturi este:

x=x1+x2 , unde x1=xd90·dint·N90, x2= xd45·dint·N45, xd90=20, xd45=10 (se citesc din tabele de conducte).

Lungimea hidraulicǎ echivalentǎ totalǎ a conductei este:

Pierderea totalǎ de presiune pe conducta de abur viu este datǎ de relația:

Unde qc=400 este densitatea liniarǎ de cǎldurǎ pierdutǎ prin izolație.

Se verificǎ dacǎ pierderea de presiune calculatǎ este apropiatǎ, ca valoare, de cea propusǎ inițial.

Dimensionarea izolațiilor termice ale conductelor de abur viu

Pentru izolarea termicǎ a conductelor de abur viu se alege tipul de izolație (rǎșini fenolice) cu

Diametrul exterior al izolației reiese din ecuația:

Unde Rext =0.02 este rezistența termicǎ liniarǎ la exteriorul izolației (se citește din tabel). Rezultǎ diz și

Calculul flexibilității conductelor de abur viu

Lungimea desfǎșuratǎ a conductei, între punctele de încastrare, este L, iar distanța în linie dreaptǎ dintre încastrǎri este U .

Dilatǎrile împiedicate pe axa OX sunt x=d·lx·t , unde d=12.6·10-6 , lx , t=t0-text . Analog rezultǎ y și z , cu ly și lz . Dilatarea totalǎ este:

Pentru a verifica elasticitatea trebuie să se respecte inegalitatea:

Calculul pompelor din circuitul secundar

Fig. Amplasarea pe verticală a echipamentelor(sursă:proiect SCNE)

Fig. Amplasarea pompelor din circuitul secundar (sursă: proiect SCNE)

Calculul pompelor de alimentare

Pompele de alimentare sunt dimensionate 455%, pentru un grup, una fiind de avarie. Debitul masic printr-o pompǎ este DPA , iar debitul volumetric este

Unde K=0.75 este un coeficient constructiv, S=3.2 este un coeficient care ține seama de traseul hidraulic, n=3000 este turația pompelor și u=2 este viteza optimǎ a apei.

Înǎlțimea geodezicǎ este Hg=hGA-hDEG=6 m, deci înǎlțimea de pompare este:

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Înǎlțimea de aspirație este .

Se verificǎ dacǎ HaspNPSH, pentru a vedea dacǎ existǎ pericol de cavitație.

Calculul pompelor de condensat pricipal

Pompele de condens (treapa 1) sunt dimensionate 355%, pentru un grup. Debitul masic printr-o pompǎ este DPC , iar debitul volumetric este

Înǎlțimea geodezicǎ este Hg=hDEG-hSTA=17 m, deci înǎlțimea de pompare este:

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Înǎlțimea de aspirație este:

Se verificǎ dacǎ HaspNPSH, pentru a vedea dacǎ existǎ pericol de cavitație.

Pompele de condens (treapa 2) sunt dimensionate 355%, pentru un grup. Debitul masic printr-o pompǎ este DPC , iar debitul volumetric este

Înǎlțimea geodezicǎ este Hg=hSTA-hCOND=7 m, deci înǎlțimea de pompare este:

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Înǎlțimea de aspirație este:

Se verificǎ dacǎ HaspNPSH, pentru a vedea dacǎ existǎ pericol de cavitație. Dacǎ nu se verificǎ inegalitatea se pun pompe booster dimensionate 355% cu înǎlțimea de pompare HPB=NPSH-Hasp=31.414 mca. Turația pompelor booster este:

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Calculul pompelor de răcire

Pompele de rǎcire sunt dimensionate 425%, pentru un condensator. Debitul masic printr-o pompǎ este DPR.

Înǎlțimea geodezicǎ este Hg=hB2-hB3=7 m, deci înǎlțimea de pompare este:

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Calculul pompelor de turn

Pompele de turn sunt dimensionate 255%, pentru un turn, fiecare grup având douǎ turnuri. Debitul masic printr-o pompǎ este DPT.

Înǎlțimea geodezicǎ este Hg=hB1-hB2=14 m, deci înǎlțimea de pompare este:

, unde hturn=3.

Puterea unei pompe este:

Puterea motorului de antrenare pentru o pompǎ este:

Calculul puterii consumate de servicii proprii

Puterea electricǎ consumatǎ de serviciile proprii pe partea clasicǎ este:

Procentul din energia electricǎ produsǎ care este folositǎ la alimentarea serviciilor proprii este

CONCLUZII

În urma calculelor efectuate se observă că fluxul maxim se încadrează în limitările impuse în cazul reactoarelor de tip PWR (valoarea obținută din calcule este de aproximativ 153 W/cm^2, iar limita impusă este de aproximativ 300 W/cm^2), motiv pentru care temperatura maximă a tecii nu depășește punctul de topire (valoarea obținută din calcule este de aproximativ 411°C, iar limita impusă este de 1200 °C).

Puterea maximă liniară admisă pentru care combustibilul nu depășește limita de 2800 °C este restricționată la aproximativ 660 W/cm. În urma calculelor s-a ajuns la o valoare a puterii maxime liniare de 520W/cm.

Din punctul de vedere al costului de fabricație și al economiei de neutroni, raportul dintre înălțimea reactorului și diametrul acestuia trebuie să se încadreze între anumite valori.Raportul dorit trebuie să se încadreze între 0,9<L/d<1,5. În urma calculelor raportul obținut este de 1,124.

În urma separării de umiditate efectuate în cadrul proiectului, la ieșirea din turbină aburul iese cu o umiditate de aproximativ 16 %, motiv pentru care riscurile de eroziune ale paletelor turbinei cresc considerabil. Acest lucru presupune oprirea centralei în mod repetat și coturi suplimentare pentru înlocuirea paletelor.

În comparație cu datele obținute în centralele reale de tip PWR, de aceeași putere cu cea propusă în proiect, se observă că randamentul de bază se încadrează în valorile reale (32.915%). De asemenea este cunoscut faptul că pentru alimentarea serviciilor propii ale centralei se folosește un procent de 6% din puterea generată, iar în urma calculelor s-a ajuns la o valoare de 5,543%.

Bibliografie

Cezar Marcel Doca, Constantin Păunoiu, „Introducere în lumea reactoaelor nucleare de fisune”;

I.Prisecaru, Centrale nuclearoelectrice, Sisteme in centralele nuclearoelectrice, Sisteme in centralele nuclearoelectrice avansate, note de curs;

I.Prisecaru, D. Dupleac, „Sistemele centralelor nuclearoelectrice CANDU”, Editura Universitara „Carol Davila” 2013;

James J. Duderstadt, Louis J. Hamilton, „Nuclear Reactor Analysis”, Wiley, 1976;

John R. Lamarsh, Anthony J. Baratta, „Introduction to Nuclear Engineering”, Third Edition, Prentice Hall, 2001;

Neil E Todreas, Mujid S Kazimi, „Nuclear Systems, Volume I, Thermal Hydraulic Fundamentals, Second Edition”, CRC Press, 2011;

P. Silvennoinen, „Nuclear Fuel Cycle Optimization. Methods and Modelling Techniques”, Pergamon Press, 1982;

Paul Reuss, „Neutron Physics”, EDP Sciences, 2008;

Raymond L. Murray, „Nuclear Energy. An Introduction to the Concepts, Systems, and Applications of Nuclear Processes”, Sixth Edition, Butterworth-Heinemann, 2009;

Samuel Glasstone, Alexander Sesonske, „Nuclear Reactor Engineering. Reactor Systems Engineering”, Springer US, 1994;

Sue C. DeLaune, Patricia Kelly Ladner, „Fundamentals of Nuclear Science and Engineering”, CRC Press, 2002;

Tatjana Jevremovic, „Nuclear Principles in Engineering”, Springer, 2005;

www.iaea.org/PRIS/home.aspx;