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
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.