лаэс2. 1. Перечень условных сокращений
 Скачать 1.43 Mb.
|
|
3.2.4. Расчет диффузионных констант. Вычислим теперь групповые коэффициенты диффузии D1 и D2 и квадрат длины диффузии тепловых нейтронов L2:  см см смНайдем квадрат длины замедления  . Запишем объемы урана и воды, приведенные к плотности при нормальных условиях:   Присутствие циркония и кислорода (в составе оксида урана) учтем приближенно, заменив их некоторым “эквивалентным” объемом урана с учетом разницы в плотностях и сечениях рассеяния:  З  начение функции  находим из рис.5 [1], вычислив предварительно аргумент: Тогда  . Следовательно:  Учитывая, что эта величина вычислена, вероятно, с большой погрешностью, принимаем  3.3. Расчет коэффициента размножения бесконечной среды. Коэффициент размножения бесконечной активной среды без учета размножения нейтронов в промежуточной области энергий определяется формулой четырех сомножителей:  Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов:  Расчет числа нейтронов на один акт поглощения тепловых нейтронов в топливе:  Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах:  Расчет вероятности избежать резонансного захвата: Коэффициент φ вычисляем, принимая (из-за отсутствия расчета теплопередачи в тепловыделяющих элементах) среднюю температуру урана         Тогда  В результате получаем:  3.4. Расчет эффективного коэффициента размножения Оценим теперь величину k. Вместо отражателей прибавим к размерам активной зоны эквивалентные добавки  , одинаковые со всех сторон и равные 12см (характерные для водяных отражателей). Тогда: см Следовательно:    3.5 ОПРЕДЕЛЕНИЕ КОЭФФИЦИЕНТОВ НЕРАВНОМЕРНОСТИ Коэффициенты неравномерности энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны принимаются равными соответствующим коэффициентам неравномерности распределения потоков нейтронов , определяемых при нейтронно-физическом расчёте реактора. До проведения нейтронно-физического расчёта коэффициенты неравномерности могут быть приняты по прототипу или рассчитаны по нижеприведённым соотношениям. Коэффициент неравномерности по радиусу однородной активной зоны  Для уменьшения применяется профилирование обогащения ядерного горючего в АЗ по радиусу . Обычно применяют 2-,3- зонные АЗ . Кассеты с наибольшим обогащением размещают в переферийной зоне , а кассеты с наименьшим обогащением - в центральной зоне . Это позволяет снизить kr=1.5 Коэффициент неравномерности по высоте активной зоны при косинусоидальном законе распределения энерговыделений  Объёмный коэффициент неравномерности  3.6. Расчет сферического реактора с отражателем Поскольку в рассматриваемом случае эквивалентная добавка мала по сравнению R и Н, то погрешность в ее определении не очень существенна. Вычислим эквивалентную добавку по формулам сферической геометрии. Примем температуру воды в отражателе Т0=292 0С=565 0К, при этом плотность воды  Ядерная концентрация:  В отражателе отношение  - мало, поэтому можно считать, что Тn’=T0 и хгр>>1. Тогда:  Для надтепловых нейтронов  Вычисляем макроскопические характеристики отражателя:       Толщину отражателя h будем считать практически бесконечной. Находим радиус сферического реактора:  Отсюда  Далее получаем           Подставляем все эти величины в формулу:   =В результате вычислений  Из уравнения  находим    Как видно, ранее принятое значение  мало отличается от вычисленного, и поэтому величина  получилась практически точной.3.7. Расчет изотопного состава и реактивности в зависимости от времени работы реактора. Сначала вычисляем удельную мощность. Так как в каждой ячейке на 1 см высоты приходится 140.35 см3 урана, число рабочих ячеек равно 162, высота активной зоны 325,933 см и то  , где - число ТВС в активной зоне   шт. Для простоты расчета возьмем  шт.  Исследуем изотопный состав горючего после примерно годового срока непрерывной работы реактора на номинальной мощности. Пусть t=300 суток. Оценим  без учета накопления плутония: По отношению к начальной концентрации это составляет  Оценим коэффициент воспроизводства ядерного горючего. Для простоты всюду полагаем:   - в начале кампании, где  При таком коэффициенте воспроизводства необходимо учитывать концентрацию 239Pu и 235U.Зададимся   Следовательно:    , где    Теперь вычисляем время работы реактора, соответствующее   Определим сечения деления и захвата 239Pu и 135Хе, используя таблицы:     В результате получаем t=296 дня. Для сравнения вычислим время работы реактора при том же выгорании урана без учета накопления плутония:  Для определения реактивности в момент времени t нужно найти концентрации шлаков и отравляющих осколков:  Вычислим суммарное сечение деления для смеси изотопов:  Плотность потока нейтронов:    Подсчитаем суммарное сечение поглощения делящихся изотопов:   Теперь вычислим коэффициент использования тепловых нейтронов реактора с учетом всех изменений в изотопном составе топлива. Концентрация 238U практически не меняется. Все продукты деления заключены в объёме VU и, следовательно, относятся к первой зоне ячейки. При t=296 суток:       |