
- •Курсовая расчетная работа
- •1.Исходные данные
- •2. Расчетная часть
- •2.1. Определение удельного выгорания
- •Определение суммарной - активности продуктов деления без учета короткоживущих радионуклидов.
- •2.4.2.Определение суммарной β- активности продуктов деления с учетом короткоживущих радионуклидов.
- •2.5. Определение суммарного γ - эквивалента продуктов деления.
- •Определение суммарного γ - эквивалента продуктов деления без учета короткоживущих радионуклидов.
- •Определение суммарного γ - эквивалента продуктов деления с учетом короткоживущих радионуклидов.
- •Определение плотности потока нейтронов и количества образовавшихся Pu-239, 240, 241 с учетом всех путей их расходования.
- •Определение плотности потока нейтронов.
- •Определение количества образовавшихся Pu-239, 240, 241 с учетом всех путей их расходования.
- •Определение количество образовавшегося Pu-239.
- •Общее количество израсходованного Pu-239:
- •2.6.2.2. Определение количество образовавшегося Pu-240.
- •2.6.2.3. Определение количество образовавшегося Pu-241.
- •2.6.3. Определение количества реально сгоревшего u-235.
- •Определение весового содержания продуктов деления (пд).
- •Определение коэффициента очистки топлива.
- •Определение изменения активности для временных в абсолютных единицах (Бк) для цепочки с заданным а.
- •2.11.Определение содержания стабильного (конечного) члена цепочки.
- •2.11.1.К концу компании:
- •2.11.2.К концу выдержки:
- •2.13.Определение скорости образования гремучего газа при растворении твэЛов в л/мин·кг топл. И общего количества выделившегося газа за 6 часов.
Определение количество образовавшегося Pu-239.
Количество Pu-239, дожившего до конца кампании, определим по формуле, тождественной случаю накопления дочернего радионуклида при вековом равновесии. Вместо постоянной активности материнского нуклида используем постоянную скорость поставки Pu-239 при работе реактора с постоянной мощностью:
=2,823*1027 шт.
= 1121 кг.
Общее количество израсходованного Pu-239:
m (Pu-239) - m (Pu-239,tK) = 2559,4 - 1121 = 1438,4 кг.
Рu-39 в реакторе расходуется по трем путям – реакция радиационного захвата, реакция деления и собственный радиоактивный распад. Последний путь расходования при работающем реакторе не вносит значительной вклад, т.к. период полураспада Pu-39 (T1/2 = 24 тыс. лет) значительно превосходит время кампании реактора (tк = 923 сут.), следовательно, определим количества Pu-39, израсходованные только на деление и захват, разделив полученное количество израсходованного Рu-39 через отношение сечений деления и захвата:
т.о. израсходовано на деление Pu-239 – 1057,87 кг
израсходовано на захват Pu-239(на образование Pu-240) – 380,53 кг.
2.6.2.2. Определение количество образовавшегося Pu-240.
Количество Pu-240, дожившего до конца кампании:
N240,t =7,5899*1026 шт.
= 302,65 кг.
где М (Pu-240) = 240,0538 г/моль – молярная масса Pu-240.
Общее количество израсходованного Pu-240:
m (Pu-240) - m (Pu-240,tK) = 380,53 – 302,65 = 77,88 кг.
т.о. израсходовано на деление Pu-240 – 8·10-3 кг
израсходовано на захват Pu-240 – 77,872 кг;
то есть, почти весь Pu-240 расходуется на образование Pu-241.
Из полученных значений видно, что практически весь Рu - 40 расходуется на образование Рu - 41 по реакции захвата, т.к. его сечение захвата значительно превосходит сечение деления.
2.6.2.3. Определение количество образовавшегося Pu-241.
Количество Pu-241, дожившего до конца кампании:
N241(tK) = 8,603·1025 шт.
= 34,45 кг.
где М (Pu-241) = 241,0569 г/моль – молярная масса Pu-240.
Общее количество израсходованного Pu-241:
m (Pu-241) - m (Pu-241,tK) = 77,872 - 34,45 = 43,43 кг.
т.о. израсходовано на деление Pu-241 – 31,81 кг.
израсходовано на захват Pu-241 – 11,61 кг.
Результаты расчета эволюции изотопов Pu приведены в таблице 14.
Таблица 14. Эволюция изотопов плутония во время кампании
Радионуклид |
Наработано за время кампании, кг |
Израсходовано на деление, кг |
Израсходовано на захват, кг |
Дожило до конца кампании, кг |
Pu-239 |
2559,40 |
1057,87 |
380,53 |
1121,00 |
Pu-240 |
380,53 |
8·10-3 |
77,872 |
302,65 |
Pu-241 |
77,87 |
31,81 |
11,61 |
34,45 |
2.6.3. Определение количества реально сгоревшего u-235.
С учетом полученных данных уточним количество реально сгоревшего U-35.
В реакторе при заданном удельном выгорании U-мет делится ядер:
4,2·104·67,5·86400·3,1·1016=7,593·1027 ядер,
где 86400 с = 1 сут, 3,1·1016 = 1МВт,
Тогда массу сгоревшего U-235 равна:
m(U-235) = [N(U-235) · M(U-235)] / NA = [7,593·1027·235,0439] /6,02·1023 =
= 2964,6 кг,
где NA=6,02·1023 моль -1 –постоянная Авогадро;
M(U-235)=235,0439 г/моль - молярная масса U-235.
Учитывая, что часть Pu-239, расходуемая на деление, идет на замену U-235, получим, что реально сгорает U-235:
=
= 2964,6 – 1057,87 – 0,008 – 31,81 = 1874,912 кг.
кг U-235 / кг топл.
Тогда степень выгорания U-235:
СВреал. = mU-35,сгор/ mU-35,загр. = 1874,912/2666,3 = 70,32%,
где ПВ=9,4·105МВт·сут/т U-235 – предельная величина выгорания.
Уточним значения fifa, fima, глубины выгорания:
в реакторе делится ядер U-235:
N = 1874,912 ·1000·6,02·1023 / 235,0439 = 4,802·1027 шт.
fifa = 4,802·1027 / 6,829·1027 = 0,703
где 6,829·1027 шт.- число, первоначально загруженных ядер U-235.
fima = 0,703/25,31 = 0,0278
ГВ = 0,703·100%·(1+97,4 / 583,5) = 82,04%.