- •Введение
- •I. Предварительный тепловой расчет реактора
- •II. Физический расчет реактора Глава 1. Расчет физических характеристик § 1. Общие положения
- •§ 2. Вычисление ядерных концентраций веществ
- •§ 3. Общие правила вычисления макроскопических нейтронных сечений для смесей различных элементов
- •§ 4. Некоторые замечания к расчету параметров тепловых нейтронов
- •§ 5. Оценка температуры нейтронного газа
- •§ 6. Определение верхней границы тепловой группы
- •§ 7. Расчет распределения потока тепловых нейтронов в ячейке гетерогенного реактора
- •§ 8. Коэффициент размножения бесконечной среды
- •§ 9, Коэффициент диффузии и квадрат длины диффузии тепловых нейтронов
- •§ 10 Коэффициент диффузии надтепловых нейтронов
- •§ 11. Квадрат длины замедления
- •Глава 2. Коэффициент размножения и реактивность реактора § 12. Основные понятия
- •§ 13. Реакторы без отражателей
- •§ 14. Сферический реактор с отражателем
- •§ 15. Цилиндрический реактор
- •Глава 3. Пространственно энергетическое распределение нейтронов § 16. Реакторы без отражателей
- •§ 17. Реакторы с отражателями
- •§ 18. Коэффициент неравномерности потока тепловых нейтронов
- •Глава 4. Расчет изотопного состава горючего § 19. Изотопный состав горючего
- •§ 20. Изменение концентрации делящихся изотопов
- •§ 21. Шлакование
- •§ 22. Отравление
- •§ 23. Нестационарное переотравление
- •§ 24. Коэффициент воспроизводства
- •Глава 5. Расчет системы регулирования § 25. Основные положения
- •§ 26. Компенсирующая способность центрального стержня
- •§ 27. Определение групповых коэффициентов «черноты» стержней
- •§ 28. Размещение стержней в реакторе. Компенсирующая способность системы стержней
- •Приложение I профилирование расхода теплоносителя
- •Приложение II расчет температуры топливных элементов
- •Приложение III пример расчета графитового энергетического реактора с водяным охлаждением
- •Тепловой расчет
- •Физический расчет
- •Приложение IV расчет реактора типа ввэр
- •Литература
§ 20. Изменение концентрации делящихся изотопов
Для краткости будем использовать индексы 5, 8, 9 вместо 235, 238, 239 соответственно. Допустим, что с начала работы реактора прошло t суток, в течение которых реактор работал на постоянной мощности. Количество выгоревшего за это время U5 без учета накопления Ри9 можно определить по формуле
, (141)
где
- средняя удельная мощность в объеме
тепловыделяющего вещества, квт/см3:
(142)
Vypaнa
- общий объем урана в реакторе (точнее,
объем активной смеси, к которому относятся
концентрации изотопов), см3.
Сечения
и другие следует брать усредненными по
спектру Максвелла. В этой главе мы не
ставим черту, означающую усреднение,
над символами микроскопических сечений.
Полезно помнить такое ориентировочное соотношение между количеством выработанной тепловой энергии и весом сгоревшего U5:
1,3 г/сутки = 1000 квт.
Вклад в энерговыделение, вносимый накапливающимся плутонием, не существен, когда обогащение горючего велико (выше 10%). Если же концентрация изотопа U5 по сравнению с U8 мала, тогда заметную роль играет эффект воспроизводства горючего, т.е. накопление Ри9.
В тепловых реакторах
выгорание U8
за время кампании настолько мало, что
можно считать практически
.
Вместо времени t
удобно ввести вспомогательную переменную
величину
,
которая однозначно связана с t,
причем
соответствует
.
Концентрации изотопов U5
и Ри9
зависят от z
следующим образом:
(143)
(144)
где
Величина
должна быть, вообще говоря, некоторым
эффективным квадратом длины замедления
до энергии, при которой сосредоточена
основная часть резонансного поглощения
в U8.
Практически, по-видимому, можно считать,
что
(20 эв), причем для водных сред
(20 эв) будет мало отличаться от
(Егр).
Чтобы воспользоваться формулами (143) и (144), необходимо задаться величиной z, которая приближенно равна доле выгоревшего U5, т.е.
(145)
В книге [12], например, эта
величина так и называется выгоранием.
Оценить
можно сначала с помощью формулы (141),
т.е. без учета накопления плутония.
При построении графика
изменения реактивности в зависимости
от времени t
приходится вначале
задаваться несколькими значениями z
и для каждого из них вычислять
и
.
Время работы реактора t
тоже выражается через
z:
(146)
где
В результате устанавливается
зависимость концентраций
и
от времени
.
§ 21. Шлакование
Осколки, образующиеся в результате деления ядер, принято разделять на две категории: шлаки и отравители. К шлакам относятся все осколки, обладающие не очень большим сечением поглощения, а также продукты их радиоактивных превращений. Изотопный состав шлаков очень сложен и зависит в принципе от времени работы реактора. Детальный расчет изотопного состава шлаков - задача весьма трудная, поэтому влияние накопления шлаков на реактивность учитывают следующим упрощенным способом.
Число пар осколков, накопленных в течение t суток, равно числу делений, происшедших за это время;
(147)
В среднем каждой паре
осколков можно приписать сечение
поглощения
,
равное 50 барн. Таким образом,
см-1,
или
см-1. (148)
Строго говоря, среднее сечение поглощения, приходящееся на пару осколков, должно зависеть от времени t, так как этим сечением характеризуются не только непосредственно осколки, но и продукты их превращений. Указанная выше величина соответствует достаточно большому значению t (при выгорании U5 более 20%). В начале кампании среднее сечение шлаков оказывается большим. Эффект шлакования более подробно описан в работе [12] (стр. 211).
