Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
ПЗ_КЯР.docx
Скачиваний:
0
Добавлен:
07.01.2026
Размер:
1.71 Mб
Скачать

8. Нейтронно-физический расчет горячего реактора на конец кампании

За время работы ядерного реактора происходит выгорание ядерного горючего ( ), образование делящегося изотопа ( ), а также изотопов, участвующих в непроизвольном захвате нейтронов, приводящих к отравлению ( , ) и зашлаковыванию реактора. Все эти процессы существенно влияют на нейтронно-физические характеристики ядерного реактора, зависят от продолжительности его работы и приводят к уменьшению и снижению запаса реактивности.

Последовательность выполнения нейтронно-физического расчета ядерного реактора на конец кампании соответствует расчету реактора на начало кампании с учетом изменения изотопного состава зоны топлива эквивалентной ячейки.

8.1. Расчет изменения изотопного состава эквивалентной ячейке

Среднее значение потока тепловых нейтронов в активной зоне, который пропорционален тепловой мощности реактора и определяется из выражения для скорости деления ядер в начале кампании:

где – энергия деления одного ядра ; – ядерная концентрация изотопа на начало кампании; – микроскопическое сечение деления ядер .

Кампания топлива:

104400000 с.

Концентрация в конце кампании:

Микроскопические сечения при K [1]:

Микроскопические сечения при :

Концентрация :

При работе реактора образуются разнообразные продукты деления, среди которых стабильные и долгоживущие относятся к шлакам. Для определения закона изменения ядерной концентрации последних используются следующие допущения: шлаки объединяют в одну группу и считают, что они возникают при делении лишь и , а также при радиационном захвате нейтронов ядрами . Приближенное определение для достаточно широкого интервала изменения определяется следующей зависимостью:

Концентрация шлаков в ядерном горючем:

Микроскопические сечения поглощения в шлаках определяются эмпирическими зависимостями, справедливыми для уранового топлива. Так как формулы зависят от концентрации шлаков, то расчёт приводится для трёх вариантов обогащения:

Отравление ксеноном достигает стационарного значения примерно через 40 часов после начала работы при постоянном уровне мощности.

Микроскопические сечения ксенона при K [1] и :

Концентрация ксенона:

где:

– выход при делении ядерного горючего;

– выход при делении ;

– постоянная радиоактивного распада .

Отравление самарием достигает стационарного значения примерно через 10 суток.

Микроскопические сечения самария при K [1] и :

Концентрация самария:

где выход .

Макроскопические сечения:

8.2. Особенности расчета эффективного коэффициента размножения на конец кампании

При выполнении нейтронно-физического расчета ядерного реактора на конец кампании принимается, что из четырех сомножителей, входящих в , сомножители φ и μ сохраняют свое значение, так как определяются в основном изотопом U238, концентрация которого практически, остается неизменной в течение работы реактора. Сомножители и , а также возраст и длина диффузии тепловых нейтронов определяются по соответствующим зависимостям с учетом изменения изотопного состава активной зоны. В реакторе с урановым топливом в конце кампании в состав топливного блока входит несколько делящихся нуклидов (U235, Pu239, Pu241), а также продукты деления. При этом число вторичных нейтронов деления на один поглощенный топливом тепловой нейтрон рассчитывается по формуле:

Коэффициент использования тепловых нейтронов:

Коэффициент размножения для бесконечного гетерогенного реактора:

Возраст тепловых нейтронов:

Определение квадрата длины диффузии:

Площадь миграции:

Эффективная добавка для цилиндрического реактора с активной зоной, окруженной со всех сторон отражателем:

Геометрический параметр:

Вероятность для нейтронов избежать утечки в процессе замедления:

Вероятность для нейтронов избежать утечки в процессе диффузии:

Материальный параметр:

Эффективный коэффициент размножения:

Аналогичные расчеты были выполнены для 3 вариантов обогащения, результаты занесены в таблицу 8.

Таблица 8 – Нейтронно-физический расчет горячего реактора на конец кампании

Параметр

Размерность

Обогащение, %

1,5

2,3

3

Ф

Z

-

2,20

1,44

1,10

0,0142

0,0456

0,0816

0,0120

0,0387

0,0692

0,0919

0,1248

0,1527

0,0607

0,0820

0,0999

0,0080

0,0148

0,0186

0,000630

0,001863

0,003109

0,00016

0,00050

0,00090

0,151

0,222

0,291

0,517

0,589

0,658

-

1,344

1,475

1,557

-

0,872

0,910

0,930

-

0,923

1,059

1,144

8,79

6,02

4,60

см

9,45

9,17

9,03

-

0,900

1,034

1,117

-0,00123

0,00098

0,00246

Соседние файлы в предмете Кинетика ядерных реакторов
  • #
    07.01.202688.22 Кб0COPYME.xlsx
  • #
    07.01.2026282.82 Кб0КЯР 22.25.01 - ТВСА-PLUS.cdw
  • #
    07.01.20261.71 Mб0ПЗ_КЯР.docx