- •Задание на выполнение курсовой работы
- •Содержание
- •Введение
- •1. Цель и задачи работы
- •2. Исходные данные
- •3. Алгоритм оценочного нейтронно-физического расчета ввэр
- •4. Расчет геометрических параметров
- •5. Определение макроскопических сечений
- •6. Нейтронно-физический расчет холодного реактора на начало кампании
- •6.1. Расчет макроскопических сечений
- •6.2. Расчет коэффициента размножения в бесконечной среде
- •6.3. Расчет эффективного коэффициента размножения
- •7. Нейтронно-физический расчет горячего реактора на начало кампании
- •7.1. Расчет макроскопических сечений
- •7.2. Расчет коэффициента размножения в бесконечной среде
- •7.3. Расчет эффективного коэффициента размножения
- •8. Нейтронно-физический расчет горячего реактора на конец кампании
- •8.1. Расчет изменения изотопного состава эквивалентной ячейке
- •8.2. Особенности расчета эффективного коэффициента размножения на конец кампании
- •8.3. Расчет глубины выгорания топлива
- •8.4. Определение рабочего обогащения топлива
- •9. Определение количества механических суз
- •10. Определение концентрации борной кислоты
- •10.1. Цель и задачи
- •10.2. Алгоритм расчета
- •Заключение
- •Список литературы
- •Приложение 1
- •Приложение 2
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 |
