Физический расчет ядерного реактора
Курсовой проект - Физика
Другие курсовые по предмету Физика
пектр нейтронов в ядерном реакторе представляет собой спектр нейтронного деления, смягченный эффектами неупругого и упругого замедления на тяжелых ядрах. Эффективным методом расчета спектра нейтронов является многогрупповой метод, основная идея которого состоит в том, что вся область энергий нейтронов делится на конечное число интервалов - групп. В пределах каждой группы сечения ядерных процессов считаются не зависящими от энергии нейтронов. Предполагается, что для каждой группы могут быть рассмотрено односкоростное кинетическое уравнение в диффузионно-возрастном приближении и сопряженное ему уравнение ценностей нейтронов, описывающее баланс нейтронов и ценностей в объеме реактора. Приведенный многогрупповой расчет спектра нейтронов позволяет в дальнейшем эффективные двухгрупповые константы.
В дальнейшем будет принята следующая система обозначений:общее число энергетических групп;, i, j- текущий индекс группы;
ej- доля нейтронов группы j в спектре деления ;коэффициент диффузии нейтронов, см;
a, f- макроскопические сечения поглощения и деления, см-1, причем для делящегося изотопа a=a+с ;
- транспортное сечение группы k, см-1;
- полное сечение замедления группы k во все нижележащие группы см-1;
- сечение замедления группы i в группу k см-1;
f- выход нейтронов на одно деление в группе j;- геометрический параметр, см-2.
Расчет спектров в активной зоне
Полный баланс нейтронов и ценностей в активной зоне реактора записывается для k-й энергетической группы в следующем виде:
=1, 2, …….. m.
где , - являются интегральными потоками и ценностями нейтронов k-й группы в рассматриваемом объеме активной зоны:
, - полные утечки нейтронов и ценностей из объема активной зоны, определяемые для эквивалентного голого реактора по соотношениям:
,
причем для цилиндрической активной зоны, имеем:=,см-2
где H=; R=.
Групповой коэффициент диффузии в активной зоне:
, см;
Полное сечение замедления за счет переходов в нижележащие группы из k-й группы:
Расчет потоков и ценностей в активной зоне производим по следующей схеме.
Предполагаем, что геометрический параметр B2 задан и воспользуемся соотношением:
Реши уравнение относительно Ik:
где полное сечение увода нейтронов из k-й группы. Вычисления производим начиная с k=1. При этом получаем уравнение с одним неизвестным I решением которого является:
, см-3
где Ni- концентрация данного вещества;его объем;яч - объем ячейки на 1см высоты;
4.1 Пересчет концентраций веществ в гомогенизированной ячейке реактора
реактор ядерный нейтрон
Пересчет концентраций для многогруппового расчета производится по формуле:
,
- доля j-го элемента в ячейке.
где Nj - концентрация элемента, без учета его доли в ячейке, - его объем,яч - объем ячейки на 1см высоты
Приведем доли элементов:
. Доля замедлителя:
. Доля топлива:
. Доля теплоносителя:
. Доля конструкционных материалов:
Тогда, с учетом долей всех составляющих ячейки, произведем расчет концентраций:
- концентрация ядер замедлителя;
- концентрация ядер конструкционных материалов;
- концентрация ядер U5;
- концентрация ядер U8;
- концентрация ядер кислорода в топливе;
- концентрация ядер теплоносителя;
4.2 Многогрупповой расчет
Для каждого элемента рассчитываем:
, см-1
где Ni - ядерная концентрация; sс - сечение захвата; sf - сечение деления;
, см-1
где - сечение неупругого рассеяния при переходе в k-ю группу; - сечение неупругого рассеяния не вызывающее ухода из этой группы;
, см-1
где - сечение упругого рассеяния; - средний косинус угла рассеяния;
см-1,
см-1,
см-1, при k = i + 1,
см-1, при k > i + 1,
где - сечение упругого замедления из i-й группы в k-ю;
Значения и берем из таблиц .
Кроме того учитываем поправку на самоэкранировку U238:
, бн.
где stm, Nmi - сечения и ядерная концентрация "m" элемента.
После определения s0e отыскиваем поправки к сечениям fi. С учетом поправок находим si =.
Все расчеты проведены с помощью программы Microsoft Excel. Результаты расчетов сведены в таблицу 3. (см. Приложение).
4.3 Определение параметров двухгруппового расчета
Рассчитанные спектры потоков и ценностей нейтронов в активной зоне позволяют составить константы для последующего расчета пространственного распределения нейтронных потоков.
При этом выделяется тепловая группа - последняя группа, а все остальные группы объединяются в одну группу быстрых нейтронов, т.е. соответствующие потоки и ценности определяются так:
и они составили:
Проверка потоков сводится к проверке условия
, т.е.
Усредненные константы рассчитываются по формулам:
; ;
;;
; ;
Заключение
В результате проделанной работы для заданного типа реактора (уран-графитовый с газовым теплоносителем) выбраны элементы конструкции и используемые материалы. На основании этого проведен предварительный тепловой расчет, позволивший определить геометрические размеры активной зоны.
В процессе проведения нейтронно-физического расчета критического состояния холодного ядерного реактор?/p>