Помощничек
Главная | Обратная связь


Археология
Архитектура
Астрономия
Аудит
Биология
Ботаника
Бухгалтерский учёт
Войное дело
Генетика
География
Геология
Дизайн
Искусство
История
Кино
Кулинария
Культура
Литература
Математика
Медицина
Металлургия
Мифология
Музыка
Психология
Религия
Спорт
Строительство
Техника
Транспорт
Туризм
Усадьба
Физика
Фотография
Химия
Экология
Электричество
Электроника
Энергетика

Розрахунок квадрату довжини міграції



 

Квадрат довжини міграції

. (247)

 

 

6 ВИЗНАЧЕННЯ ЕФЕКТИВНОГО КООФІЦІЄНТУ РОЗМНОЖЕННЯ

 

 

Радіус реактора і висота активної зони вказана у вихідних даних в таблиці 1.

 

Геометричний параметр реактора

. (248)

 

. (249)

. (250)

Далі потрібно побудувати графіки Ф(r,z) для «холодного» и «гарячого» реактора.

 

. (251)

а) б)

Рисунок 6.1 – Демонстративні графічні залежності потоку від координати радіусу (а) та висоти (б) для реактора в «холодному» і «гарячому» стані

Додатки

 

Таблиця Д1 - Перерізи та резонансні інтеграли взаємодії нейтронів з нуклідами (при Е0=0,0253 еВ), 10-24 см2

 

Нуклід   Позначення   Мікроскопічні перерізи Резонансний інтеграл поглинання
радіаційного захвату розсіювання повне
Водень* 0,3220 20,400 20,730 -
Бор   * 759,00 3,6000 762,60 341,00
3837,0 2,2300 3839,2 1722,0
Кисень 0,00027 3,7600 3,7600 0,0003
Залізо 2,5500 10,900 13,500 1,4000
Цирконій 0,1850 6,4000 6,5900 1,1000
Ніобій 1,1500 5,0000 6,1500 8,5000
Уран 2,7000 8,9000 11,600 275,00
Плутоній   289,50 1,5400 291,10 8013,0
18,500 8,0000 26,500 1130,0
               

* - переріз реакції

 

Таблиця Д2 – Основні параметри нуклідів, що діляться (при n0=2220 м/с)

 

Параметр Нуклід
Мікроскопічній переріз, 10-24 см2:  
- радіаційного захоплення, 95,300 97,400 267,20 363,00
- ділення, 529,90 583,50 744,00 1015,0
- поглинання, 575,20 680,90 1011,2 1378,0
- розсіювання, 8,2000 13,800 7,7000 11,000
- повне, 583,40 694,70 1018,9 1389,0
Альфа, 0,0855 0,1670 0,3590 0,3570
Кількість нейтронів ділення, 2,4790 2,4160 2,8620 2,9240
2,2830 2,0710 2,1060 2,1550
Резонансні інтеграли, 10-24 см2:  
- радіаційного захоплення, 140,000 144,000 200,000 162,000
- ділення, 764,000 275,000 301,000 570,000
- поглинання, 904,000 419,000 501,000 732,000

Таблиця Д3 – Чотирьохгрупова система констант

Чотирьохгрупова система констант для розрахунку реакторів на теплових нейтронах (група І Е=10…0,821 МеВ; ІІ група Е=821…5,53 кеВ; ІІІ група Е=5530…0,625еВ; IV група Е=0,625…0 еВ), константи IV групи беруть з Д1та Д2 при енергії 0,0253 еВ

 

Нуклід Позначення Номер групи   Переріз Кількість нейтронів ділення νf
транспортний, σtr= σs(1-μ0) поглинання, σа зсуву, σR потенційного розсіяння, σs ділення, σf
Водень 1,5584 0,0000 1,4492      
2,5803 0,0002 2,2138      
6,3428 0,0142 2,2540 20,73    
Кисень 1,6850 0,0430 0,3198      
4,2330 0,0000 0,0344      
4,0272 0,0220 0,0478 3,8    
Цирконій 3,7407 0,0633 0,7070      
7,7493 0,0214 0,3400      
6,8447 0,0661 0,0149 6,2    
Ніобій 1,8906 0,0000 0,0823      
7,4082 0,0000 0,0318      
10,003 0,0077 0,0183      
Залізо 2,4500 0,0000 0,2341      
3,8200 0,0000 0,0548      
9,8716 0,2345 0,0443 11,4    
Уран 4,8856 1,2484 1,6905   1,1688 2,7110
7,9500 2,0913 0,0134   1,6688 2,4330
6,6438 * 0,0063 8,7 * 2,4260
Уран 4,7453 0,4282 1,9116   0,3883 2,7300
8,0292 0,2694 0,0145   0,0000 0,0000
7,8876 * 0,0073 8,7 0,0000 0,0000
Плутоній 4,9721 3,4886 1,8073   1,9341 3,1970
9,3300 3,3323 0,0155   1,8903 2,8920
13,650 * 0,0125   * 2,8920
Плутоній 4,3856 0,1230 1,7024      
8,9926 0,6320 0,1933      
10,000 * 0,0092      
Плутоній 4,9721 3,4886 1,8073   1,9602 3,3060
9,3300 3,3323 0,0155   1,9090 3,0000
17,252 * 0,0158   * 3,0000

 

* - для кожної конкретної задачі переріз розраховується за спеціальними формулами


ПЕРЕЛІК ПОСИЛАНЬ

 

1 Широков С.В. Физика ядерных реакторов. Изд. 2-е. – К., 1998.

2 Бать Г.А. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. – М.: Энергоиздат, 1982.

3 Методические указания к курсовому проекту по курсу «Ядерные энергетические реакторы». Раздел «Нейтронно-физический расчет» / Сост. Широков С.В., Шараевский И.Г. – К.: КПИ, 1990. – Ч.1.

4 Методические указания к курсовому проекту по курсу «Ядерные энергетические реакторы». Раздел «Нейтронно-физический расчет» / Сост. Широков С.В. – К.: КПИ, 1990. – Ч.2.

5 Методические указания к практическим занятиям по курсу «Теория ядерных реакторов» / Сост. Неделин О.В. – К.: КПИ, 1991.

 




©2015 studopedya.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.