Ядерные установки
Физико-нейтронный расчет гомогенного ядерного реактора на урановом горючем. Зависимость коэффициента размножения нейтронов в реакторе от размеров и состава активной зоны. Расчет геометрического параметра. Количество ядер горючего урана в единице объема.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | контрольная работа |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 17.02.2015 |
| Размер файла | 321,3 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Контрольная работа
Выполнить физико-нейтронный расчет гомогенного ядерного реактора на урановом горючем.
Замедлитель нейтронов, высоту Н и радиус R активной зоны, коэффициент размножения нейтронов К0ЭФ принять из табл.1.
В результате расчета определить степень обогащения х°5 горючего нуклидом 235 U.
Определить также влияние отражателя нейтронов на величины К0ЭФ и х5, повторив расчет для варианта, когда геометрический параметр реактора ВГ определяется с учетом эффективной добавки Д. Построить график влияния отражателя нейтронов на коэффициент размножения нейтронов и сделать выводы о соответствующем изменении степени обогащения урана.
Таблица 1
|
Вариант |
Замедлитель |
Н, м |
R, м |
К3ЭФ |
а |
|
|
5 |
Н20 |
2 |
1 |
1,26 |
40 |
Исходным уравнением для физико-нейтронного расчета реактора является уравнение, выражающее зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторе от размеров и состава активной зоны, где К? - коэффициент размножения нейтронов в среде бесконечных размеров; В2 - геометрический (материальный) параметр реактора, см-2; ф - возраст нейтронов, см2; L2 - квадрат длины диффузии нейтронов, см2.
Определение геометрического параметра.
По заданным размерам активной зоны определяем геометрический (материальный) параметр по формуле:
|
2,4 |
2 |
3,14 |
2 |
||
|
100 |
+ |
200 |
= |
0,000822 |
где R-радиус активной зоны, см;
Н-высота активной зоны, см.
Расчет коэффициента размножения нейтронов в среде бесконечных размеров К?.
Значение К? определяется из уравнения "четырех сомножителей":
K=E*ц*и*з, (3)
где Е - коэффициент размножения на быстрых нейтронах для гомогенного реактора принимается равным 1; ц=0,94 вероятность избежания резонансного захвата замедляющихся нейтронов ядрами урана - 238 принимается самостоятельно в интервале ц=0,92…0,94; и-коэффициент использования тепловых нейтронов; з-количество быстрых нейтронов деления, приходящихся на одно поглощения теплового нейтрона.
Для вычисления и предварительно необходимо определить состав активной зоны по замедлителю и урану.
Количество ядер замедлителя в единице объёма находят по формуле:
Где 6,023*1023 - число Авогадро,1/моль;
г3 - плотность замедлителя, г/см3;
А3 - массовое число замедлителя, г/моль.
|
6,023E+23 |
* |
1 |
|||
|
18 |
= |
3,346E+22 |
Количество ядер горючего урана, в единице объёма определяется в соответствии с заданной величиной "а" по формуле:
где а - количество ядер замедлителя, приходящихся на 1 ядро урана.
|
3,346E+22 |
|||
|
40 |
= |
8,365E+20 |
Определенное количество ядер урана состоит из 2 изотопов: урана 235 (N5) и урана - 238 (N8)
Следовательно, количество каждого изотопа будет зависеть от обогащения урана 235 (N5) и урана - 238 (N8).
Коэффициент использования тепловых нейтронов рассчитывается по формуле:
Где =0,66 барн микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер замедлителя;
гомогенный ядерный реактор нейронный
=694 барн микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер урана 235;
=2,71 барн - микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер урана 238; принимаются по таблицам Приложения 1.
Количество быстрых нейтронов деления з, приходящихся на одно поглощение теплового потока ураном, находится по зависимости
где
=582 барн микроскопическое эффективное сечение деления урана - 235 принимается из табл.4
Определение величин и и з ведется для 3 значений обогащения урана Х5
Поэтому необходимо предварительно задаться этими значениями в пределах Х5=2%.5%
Таким образом, имеющиеся значения величин е, ц,и, з позволяют рассчитать коэффициент К? по формуле (3) для 3 значений обогащения урана.
Значение возраста нейтронов ф, входящее в уравнение (1) принимается по замедлителю нейтронов ф=фзам=30,4 см2
Квадрат длины диффузий нейтронов L2 определяется по формуле:
где Lзам= 2,88 см длина диффузии нейтронов для принятого в расчете замедлителя.
И - коэффициент использования тепловых потоков нейтронов ураном.
Имея значения К?, L2, ф по формуле (1) рассчитывается величина эффективного коэффициента размножения нейтронов в активной зоне реактора. Результат расчета предоставляется в виде графика рис.1
КЭФ=f (X5)
Пересечение горизонтальной линии, соответствующей величине К3эф (см. табл.1) с полученной зависимостью КЭФ=f (X5) покажет необходимое значение Х05.
Из рис.1. очевидно, что при заданных значениях обогащения урана Х5 заданный коэффициент размножения К3ЭФ=1,26 не достижим.
Заданное значение К3ЭФ=1,26 может быть получено при Х05=8,26 % (рис.1)
В заключение следует установить влияние отражателя нейтронов на величину обогащения Х05 Для этого необходимо рассчитать значение Кэф при другой величине геометрического параметра В2
В этом случае в формуле (1) будет изменяться только величина В2, которую необходимо рассчитать с учетом отражателя нейтронов
где R'=R+Д, H'=H+2Д - радиусы и высота активной зоны.
Значение эффективной добавки принимается самостоятельно для принятого замедлителя нейтронов Н20 Д=8…12=12 см
Зависимость К'ЭФ=f (X5) для новой величины В2 пойдет несколько выше прежней. Из кривых видно, что наличие отражателя нейтронов снижает величину обогащения для требуемой величины К3эф.
Все вычисления и построения графиков выполнены в EXCEL.
Рис. 1. КЭФ=f (X5)
Таблица 2
|
X5 |
N5 |
N8 |
и |
з |
L2, см2 |
К? |
Кэф |
К'эф |
|
|
2 |
1,673E+19 |
8, 198E+20 |
0,385 |
1,739 |
5,0999902 |
0,629 |
0,6113 |
0,6276 |
|
|
2,5 |
2,091E+19 |
8,156E+20 |
0,431 |
1,798 |
4,7200160 |
0,728 |
0,7075 |
0,7262 |
|
|
3 |
2,510E+19 |
8,114E+20 |
0,470 |
1,839 |
4,3927356 |
0,813 |
0,7903 |
0,8111 |
|
|
3,5 |
2,928E+19 |
8,072E+20 |
0,505 |
1,870 |
4,1078988 |
0,887 |
0,8624 |
0,8851 |
|
|
4 |
3,346E+19 |
8,031E+20 |
0,535 |
1,894 |
3,8577517 |
0,952 |
0,9258 |
0,9501 |
|
|
4,5 |
3,764E+19 |
7,989E+20 |
0,562 |
1,913 |
3,6363210 |
1,010 |
0,9819 |
1,0076 |
|
|
5 |
4,183E+19 |
7,947E+20 |
0,585 |
1,928 |
3,4389302 |
1,061 |
1,0320 |
1,0589 |
|
|
6 |
5,019E+19 |
7,863E+20 |
0,626 |
1,952 |
3,1021423 |
1,149 |
1,1174 |
1,1465 |
|
|
7 |
5,856E+19 |
7,780E+20 |
0,659 |
1,969 |
2,8254363 |
1,221 |
1,1876 |
1,2185 |
|
|
8 |
6,692E+19 |
7,696E+20 |
0,687 |
1,982 |
2,5940512 |
1,281 |
1,2464 |
1,2787 |
|
|
8,1 |
6,776E+19 |
7,688E+20 |
0,690 |
1,984 |
2,5729801 |
1,286 |
1,2517 |
1,2842 |
|
|
8,26 |
6,910E+19 |
7,674E+20 |
0,694 |
1,985 |
2,5399693 |
1,295 |
1,2601 |
1,2928 |
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде.
курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Конструктивное оформление парогенератора. Расчёт температуры ядерного горючего. Компоновка проточной части и расчет скоростей сред. Расчет ионообменного фильтра. Проверка теплотехнической надежности активной зоны. Монтаж реактора и парогенераторов.
курсовая работа [2,1 M], добавлен 18.07.2014Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Изменение атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами. Механизм протекания ядерной реакции. Коэффициент размножения нейтронов. Масса урана, отражающая оболочка и содержание примесей. Замедлители нейтронов, ускорители элементарных частиц.
доклад [18,8 K], добавлен 20.09.2011Особенности конструкций газографитовых ядерных реакторов. Выбор и обоснование основных элементов активной зоны. Расчет бесконечного коэффициента размножения, спектра и ценностей нейтронов в активной зоне. Определение параметров двухгруппового расчета.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 14.05.2015Деление тяжелых ядер. Реакция деления ядра урана-235. Развитие цепной реакции деления ядер урана. Коэффициент размножения нейтронов. Способы уменьшения потери нейтронов. Управляемая ядерная реакция. Главные условия протекания термоядерной реакции.
презентация [459,5 K], добавлен 25.05.2014Предварительный расчет рабочих параметров. Ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Определение коэффициента размножения для бесконечной среды в "холодном" реакторе. Вычисление концентрации топлива, оболочки, теплоносителя и замедлителя.
курсовая работа [1,8 M], добавлен 02.11.2014Сущность цепной ядерной реакции. Распределение энергии деления ядра урана между различными продуктами деления. Виды и химический состав ядерного топлива. Массовые числа протона и нейтрона. Механизм цепной реакции деления ядер под действием нейтронов.
реферат [34,4 K], добавлен 30.01.2012Исследование источников ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе. Анализ гамма-излучения продуктов активации. Расчет плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал. Определение радиационного нагрева в различных материалах дефлектора.
дипломная работа [1,2 M], добавлен 08.06.2017Изучение спектров пропускания резонансных нейтронов проб урана различного обогащения. Устройство и принцип работы времяпролетного спектрометра на основе ускорителя электронов. Контроль изотопного состава урана путем нейтронного спектрального анализа.
дипломная работа [1,8 M], добавлен 16.07.2015Изотопический спин, обменные силы, насыщение ядерных сил, мезоны и ядерные силы, класификация элементарных частиц. Приемлемые значения размеров зеркальных ядер. Опыты по рассеянию нейтронов протонами. Пространство изотопического спина.
курсовая работа [251,2 K], добавлен 16.03.2004Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.
курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013Виды ионизирующих излучений. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы. Виды взаимодействия нейтронов с ядрами атомов. Расчет биологической защиты ядерного реактора. Критерии биологической опасности радионуклидов в случае внутреннего облучения.
лекция [496,7 K], добавлен 01.05.2014Конструктивные особенности водо-водяных реакторов под давлением. Предварительный, нейтронно-физический расчет "горячего" и "холодного" реактора. Температурный эффект реактивности. Моногогрупповой расчет спектра плотности потока нейтронов в активной зоне.
курсовая работа [682,7 K], добавлен 14.05.2015Особенности поведения тепловыделяющих элементов в переходных режимах. Определение линейных тепловых нагрузок в твэлах. Анализ нейтронно-физических характеристик твэлов. Расчет параметров работоспособности элементов при скачках мощности в реакторе.
дипломная работа [2,0 M], добавлен 27.06.2016Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
контрольная работа [150,7 K], добавлен 10.01.2014Первые ядерные реакторы, их принцип работы как устройств, в которых осуществляется управляемая реакция деления ядер. Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов их деления.
презентация [627,4 K], добавлен 26.02.2014Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Использование в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, замедлителей нейтронов для повышения коэффициентов размножения нейтронов. Схема процессов в ядерном реакторе, его основные элементы. Построение и запуск первых ядерных реакторов.
презентация [559,1 K], добавлен 24.03.2011
