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 10.12.2013

  • Конструкция 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 29.05.2012

  • Конструктивное 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 18.07.2014

  • Теплотехническая 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 18.06.2011

  • Изменение 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 20.09.2011

  • Особенности 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 14.05.2015

  • Деление 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 25.05.2014

  • Предварительный 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 02.11.2014

  • Сущность 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 30.01.2012

  • Исследование 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 08.06.2017

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.