1. Поглощение замедлителем и другими материалами

n_i+1 = n_i   

2. Деление 5u

Получим выражение для коэффициента размножения в бесконечной среде К в реакторе на тепловых нейтронах.

Кроме ⁵U нейтроны поглощаются:

1. ⁸U

2. Элементами, с которыми уран связан химически.

3. Продуктами деления.

4. Конструкционными материалами.

5. Замедлителем.

Для определения K необходимо рассмотреть один нейтронный цикл и учесть все процессы, приводящие к изменению числа нейтронов.

Формула четырех сомножителей:

,

где  - коэффициент размножения на тепловых нейтронах;

- коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

 - вероятность избежать резонансного захвата;

 - коэффициент использования тепловых нейтронов.

17. Коэффициент использования тепловых нейтронов – доля тепловых нейтронов, которая захватывается ядерным горючим.

17. Объем урана, приведенный к плотности при нормальных условиях V см²

18. Объем воды, приведенный к плотности при нормальных условиях V см²

21 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах  это отношение числа нейтронов, возникающих при делении и замедлившихся ниже пороговой энергии к числу нейтронов, возникающих в результате деления на тепловых нейтронах.

17. Найти сечение деления урана -235 , усредненное по спектру Максвелла в зависимости от температуры нейтронного газа Tn, К и границы «сшивания» спектров Хгр. (приложение 5).

17. Среднее число вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в уране. Это число нейтронов деления, возникающих при поглощении одного теплового нейтрона топливным элементом. Является характеристикой ядерного топлива и практически не зависит от конструктивных особенностей реактора.

, где - среднее число вторичных быстрых нейтронов, рождающихся при делении одного ядра урана – 235.

17. Задаться коэффициентом - вероятностью избежать резонансного захвата , где - это отношение числа получившихся в результате замедления тепловых нейтронов к полному числу быстрых нейтронов.

17. Рассчитать коэффициент размножения бесконечной среды

17. Макроскопическое сечение поглощения , см^-1, отнесенное к средней скорости нейтронов

17. Макроскопическое транспортное сечение, отнесенное к средней скорости нейтронов

, см^-1

17. Квадрат длины диффузии тепловых нейтронов L²= , см²

17. Задаться квадратом длины замедления = 33 см² (замедлитель – вода) = 350 см² (замедлитель – графит)

17. Принять эффективную добавку см (для графита) см (для воды)

17. Определить экстраполированные размеры активной зоны эквивалентного реактора без отражателя:

радиус Rэ = , см

высота Нэ = Н + , см

17. Геометрический параметр Вq², см^-2, учитывающий размеры и формы активной зоны, для цилиндра с радиусом Rэ и высотой Нэ определяется:

Размеры (объем) активной зоны при которых достигается критическое состояние называются критическими размерами.

Массу делящегося вещества в критическом объеме называется критической массой.

При уменьшении размеров активной зоны коэффициент размножения уменьшается, т. к. уменьшается отношение .

32 Эффективный коэффициент размножения – это отношение прибыли нейтронов в активной зоне к их убыли

33. Запас реактивности на начало кампании

Для реактора, находящегося в критическом состоянии: =0 (к=1); надкритический имеет положительную реактивность, а подкритический – отрицательную.

В начале кампании загрузка активной зоны выше критической. Избыток реактивности, характеризуемый разностью к-1, компенсируется искусственным введением в реактор веществ, поглощающих лишние нейтроны. Часть избытка топлива над критической массой сгорает за время работы реактора, другая часть остается до конца кампании для компенсации вредного поглощения нейтронов продуктами деления, особенно ксеноном и самарием .

33. Удельная мощность реактора q, кВт/см² q =

34. Предварительно необходимо задаться t^/, сут – эффективным временем работы реактора. Обычно это время между перегрузками топлива в реакторе, находится в интервале сут.

33. Количество выгоревшего за это время урана – 235 без учета накопления плутония, см^-3

33. Доля выгоревшего урана-235 составляет .

34. Коэффициент воспроизводства КВ

КВ =

Коэффициент воспроизводства тем больше , чем меньше обогащение горючего и коэффициент . Но так как часть нейтронов расходуется на поддержание цепной реакции (поглощается в делящемся материале) и бесполезно теряется из-за утечки и поглощения в других материалах, то КВ< .

39. Доля выгоревшего урана-235 Z. В первом приближении с последующей проверкой принимаем Z = Z^/

39. Концентрация ядер урана-235 в конце кампании составляет , 1/см³.

39. Количество выгоревшего за t^/ сут. урана-235 с учетом накопления вторичного топлива (плутония-239).

39. Найти сечения поглощения и деления плутония-239 , усредненные по спектру Максвелла в зависимости от температуры нейтронного газа Т_n, К и границы «сшивания» спектров Хгр. (приложения 9 и 10)

39. Спектральный индекс для урана-238

39. Среднее число вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в плутонии-239:

, где

39. Спектральный индекс для плутония-239

39. Концентрация ядер плутония-239, соответствующая Z, 1/см³ ,

39. Время работы реактора, соответствующее Z, сутки

Если t^/ и t отличаются более чем на 20%, то расчеты, начиная с пункта 36, повторить. Задаемся новым промежуточным значением t^/.

39. Время работы реактора при том же выгорании урана без учета накопления плутония, сут.

39. Определить увеличение эффективного времени работы реактора за счет выгорания плутония, сут.

t = t – t*

39. Весовая концентрация урана-235 в свежезагруженном реакторе (в начале кампании), г/см³

39. Весовая концентрация урана-238 в свежезагруженном реакторе

39. Весовая концентрация урана-235 и плутония-239 после работы реактора за время z, г/см³

,

,

39. Величина загрузки урана в начале кампании, г

,

,

39. Количество урана-235 и плутония-239 после t суток работы, г , ,

39. Количество сгоревшего урана-235 , г

39. Удельный расход горючего, г/(МВт.сут)

Удельный расход характеризует эффективность использования топлива. В отличие от станций, работающих на органическом топливе, на атомных электростанциях в может быть равен 0 и даже меньше 0.

Расчеты можно представить в табличной форме на листах формата А3

Расчетная величина	Обозначение	Расчетное уравнение	Результаты расчетов		Примечание
			Числовое значение	Единица измерения

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1Бессалов Г.Г. , В.П Денисов, Н.Ф Мельников

Реакторы ВВЭР для АЭС средней мощности, Подольск. ФГУП ОКБ «Гидропресс», 2004

2 Горохов А.Г., Драгунов Ю.Г.

Обоснование нейтронно-физической и радиационной частей проектов ВВЭР. М. ФГУП ОКБ «Гидропресс, 2004 г 6

3 Дементьев Б.А.

«Ядерные энергетические реакторы», М.: Энергоатомиздат, 1990

4 Методические указания к курсовому проекту «Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах»

5 Никитюк В.П., Казахмедорв А.Г. Приводы СУЗреакторов ВВЭР для атомных электростанций. М. ФГУП ОКБ «Гидропресс, 2004 г

6 Резепов В.К., Денисов В.П. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. М. ФГУП ОКБ «Гидропресс, 2004 г

7 Редакционная коллегия Атомные электрические станции России. М., концерн «Росэнергоатом»», 2004 г.

8 Редакционная коллегия Атомные станции России. М., концерн «Росэнергоатом»», 2004 г.

9 Спасков В.П., Драгунов Ю.Г. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР М. ФГУП ОКБ «Гидропресс, 2004 г

10 Стерман Л.С. Тепловые и атомные электрические станции. М.:Издательство МЭИ, 2000

11 Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П. Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций. М. ФГУП ОКБ «Гидропресс, 2004 г.

13 СD – диски:

-Волгодонская АЭС: Компьютерные обучающие программы

- Балаковская АЭС: Компьютерные обучающие программы

- Ленинградская АЭС: Анимационные модели ремонтных процессов

-Калининская АЭС Компьютерные обучающие программы

14 Ежемесячный журнал атомной энергетики России РОСЭНЕРГОАТОМ

1 – подвеска; 5 – несущий стержень;

2 – переходник; 6 – втулка;

3 – хвостовик; 7 – наконечник;

4 – твэл; 8 – гайка

Рисунок 1 – ТВС реактора РБМК-1000

Приложение 1 Конструкции ТВС и ячеек активной зоны

1 – траверса регулирующих стержней;

2 – поглощающий элемент;

3 – подпружинные штыри;

4 – головка ТВС;

5 – шестигранный перфорированный чехол;

6 – дистанционирующая решетка;

7 – твэл;

8 – хвостовик ТВС

Рисунок 2. – ТВС реактора ВВЭР-1000