КАТЕГОРИИ: Архитектура-(3434)Астрономия-(809)Биология-(7483)Биотехнологии-(1457)Военное дело-(14632)Высокие технологии-(1363)География-(913)Геология-(1438)Государство-(451)Демография-(1065)Дом-(47672)Журналистика и СМИ-(912)Изобретательство-(14524)Иностранные языки-(4268)Информатика-(17799)Искусство-(1338)История-(13644)Компьютеры-(11121)Косметика-(55)Кулинария-(373)Культура-(8427)Лингвистика-(374)Литература-(1642)Маркетинг-(23702)Математика-(16968)Машиностроение-(1700)Медицина-(12668)Менеджмент-(24684)Механика-(15423)Науковедение-(506)Образование-(11852)Охрана труда-(3308)Педагогика-(5571)Полиграфия-(1312)Политика-(7869)Право-(5454)Приборостроение-(1369)Программирование-(2801)Производство-(97182)Промышленность-(8706)Психология-(18388)Религия-(3217)Связь-(10668)Сельское хозяйство-(299)Социология-(6455)Спорт-(42831)Строительство-(4793)Торговля-(5050)Транспорт-(2929)Туризм-(1568)Физика-(3942)Философия-(17015)Финансы-(26596)Химия-(22929)Экология-(12095)Экономика-(9961)Электроника-(8441)Электротехника-(4623)Энергетика-(12629)Юриспруденция-(1492)Ядерная техника-(1748) |
Визначення кампанії реактора
Для визначення кампанії реактора необхідно побудувати залежність Кеф=f(t). У зв’язку з тим, що і в кінці кампанії реактор повинен мати позитивну реактивність, приймається, що тривалість кампанії відповідає досягненню реактором величини Кеф =1,05. У зв’язку з тим, що втрата нейтронів з реактора постійна, залежність Кеф =f(t) замінюється залежністю К =f(t). Припустимо також, що концентрація урана-238 з часом практично не змінюється. Отже, коефіцієнти и можна вважати незмінними та змінюватися будуть лише и . Для розрахунку кампанії задаються значенням часу t. Безрозмірний час Z= . Проведемо розрахунок для часу роботи 916 діб. Об’єм палива: 0,34 м3. Енергія ділення одного ядра: Густина потоку нейтронів 2,59∙1013нейтр/см2∙с.
Величина , усереднена за температурою нейтронного газу, визначиться як 3,50∙10-22 см2.
Величина Z для кампанії в 916 діб: Z= 7,202∙10-1с. Де t = 79200000 сек. для 916,6 діб. Концентрація урану-235 через час t: 8,57∙1020 см-3.
Макрозріз поглинання: =0,300см-1; g9a = 2.407. Для розрахунку кількості утвореного плутонію визначаються допоміжні величини: 0,0434; 1,374∙1021 см2;
3,922; 0,1032;
Відносна концентрація ядер плутонію С9=N9/N8 для моменту часу t: 0,0513. Ядерна концентрація плутонію на цей час: 0,0123;
1,021∙1020 см-3. Макрозріз поглинання плутонію: 1,402∙10-1см-1. Кількість шлаків, які накопичилися в реакторі: 166870 г. Число атомів шлаків через 250 діб роботи реактора в одиниці об’єму:
1,10 ∙1021 см-1
Макроскопічний зріз поглинання шлаків при : 0,054772 см-1 Мікроскопічний зріз ділення урану: 2,97∙1022 см2.
Рівноважна концентрація ядер Хе-135 визначається за вираженням 8,75∙1015 см-3.
де РI - ймовірність виходу при діленні ядра урану-235 ядра йоду; РI= 0,056; РХе- ймовірність виходу ядра ксенону РХе=0,003; - постійна радіоактивного розпаду ксенону; - зріз поглинання ксенону. Макрозріз поглинання ксенону: 2,38∙10-02см-1.
Ймовірність виходу ядра самарію при діленні ядер урану-235: ; .
Усереднений за температурою нейтронного газу зріз поглинання самарію: 2,28∙1020 см2
Рівноважна концентрація самарію: 1,56∙1017 см-3; 0,00356 см-1. Оскільки зріз поглинання урану-238 не змінюється (припущення), сумарний зріз поглинання всієї зони палива складе
0,535 см-1.
Для наступних розрахунків необхідно підрахувати транспортний зріз та зріз розсіювання для зони палива. 0,174 см-1.
; ; 1,815; . Середнє число вторинних швидких нейтронів, які створюються при поглинанні одного теплового нейтрона ядром плутонія-239, визначиться як
Добуток коефіцієнта використання теплових нейтронів на число вторинних нейтронів ділення, що приходяться на один поглинений паливом тепловий нейтрон, визначиться таким чином:
1,2561
У зв’язку зі зміною кількості ядер урана-235 буде змінюватися ймовірність резонансного поглинання нейтронів цими ядрами. Крім того, в активній зоні з’являться ядра плутонію, на котрих також буде мати місце резонансне поглинання нейтронів. Ефективний резонансний інтеграл для урану-235 дорівнює 419×10-24 см2, для плутонію-239 - 501 ×10-24 см2. Ймовірність уникнути резонансного поглинання нейтронів розраховується за приведеним раніше вираженням, причому в формулу підставляється та кількість ядер урану-235 и плутонію-239, яка має місце в реакторі в момент часу t:
0,8106
0,8205
Коефіцієнт розмноження безкінцевого реактору на теплових нейтронах визначиться так: 0,715 Коефіцієнт розмноження на надтеплових нейтронах на ядрах 235U: 0,213 та на ядрах плутонію
0,199
Сумарний коефіцієнт розмноження безкінцевого реактора: 1,127 1,07 Оскільки втрата нейтронів в процесах сповільнення та дифузії на протязі всього часу роботи реактора приймається постійною, то відношення Кефг/К∞г =1,35/1,429 = 0,945 залишається незмінним (відносна втрата нейтронів 5,5 %. Величина Кеф для кожного значення t визначається як Кеф=0,945×К . Реактор зупиняється при досягненні величини Кеф=1,05. Отже, можна зробити висновок, що тривалість роботи реактора складе 916 діб.
В результаті розрахунку за вказаних умов булла визначена кампанія реактора рівна при середньому збагаченні 17,5 % 916 ефективних діб.
Дата добавления: 2015-06-04; Просмотров: 591; Нарушение авторских прав?; Мы поможем в написании вашей работы! Нам важно ваше мнение! Был ли полезен опубликованный материал? Да | Нет |