Часы-браслет Pandora    + серьги Dior

Часы-браслет Pandora + серьги Dior

Заработок для студента

Заработок для студента

 Заказать диплом

Заказать диплом

 Cкачать контрольную

Cкачать контрольную

 Курсовые работы

Курсовые работы

Репетиторы онлайн по любым предметам

Репетиторы онлайн по любым предметам

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Выполнение дипломных, курсовых, контрольных работ

Магазин студенческих работ

Магазин студенческих работ

Диссертации на заказ

Диссертации на заказ

Заказать курсовую работу или скачать?

Заказать курсовую работу или скачать?

Эссе на заказ

Эссе на заказ

Банк рефератов и курсовых

Банк рефератов и курсовых

Быстрый реактор Российская программа по быстрым реакторам Курсовой проект реактор ВВЭР Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика в мире Основы физики ядерных реакторов Воспроизводство ядерного топлива

 Расчёт кампании водо-водянного реактора

Изменение концентрации топливных компонент в реакторе

Во время работы в реакторе непрерывно протекают процессы, приводящие к изменению нуклидного состава. С течением времени постепенно выгорают ядра загруженного в реактор топлива и образуются новые. Среди последних следует выделить делящиеся ядра . Процесс накопления этих ядер принято называть воспроизводством делящегося материала.

Поглощение нейтронов теми ядрами, концентрация которых довольно быстро достигает равновесного значения, называют отравлением реактора. К этой группе относятся .

Все остальные новые ядра называют шлаками, а поглощение нейтронов этими ядрами - шлакованием реактора.

Для решения задачи используем ряд упрощений:

не будем учитывать ядра   ввиду малости их времени жизни;

  считаем  и  шлаками из-за малости их сечения поглощения нейтронов;

  пренебрегаем радиоактивным распадом всех изотопов урана и плутония и изменением во времени ядерной плотности ;

 не будем учитывать поглощение нейтронов в области замедления, кроме радиационного захвата ядрами ;

предполагаем отсутствие пространственной зависимости потока нейтронов , то есть учитываем только среднее значение потока нейтронов в топливе;

рассмотрение процесса изменения нуклидного состав для элементарного объёма;

все величины, относящиеся к различным ядрам, будем записывать с соответствующими индексами: - 5, - 8, - 9, - 0, - 1.

Тогда система дифференциальных уравнений изменения во времени ядерных плотностей компонентов реактора имеет вид:

, (3.29)

где последнее слагаемое в уравнении для  описывает прибыль  за счёт резонансного радиационного захвата нейтронов ядрами .

Вводя величину - безразмерное время, которое представляет собой относительную убыль ядерной плотности  и связанное с реальным временем  отношением: , для  можно записать так:

, (3.30)

где -начальное значение ядерной плотности ; величина в секундах.

Расчёт временных зависимостей ядерных плотностей возможен, если известна зависимость потока нейтронов во времени. Если считать неизменной во времени мощность  реактора, то значение  в любой момент времени можно определить так:

  , (3.31)

где - тепловая мощность реактора, Вт;  - объём топлива в активной зоне реактора, см3.

  Задавая различные интервалы времени и подставляя значения микроконстант в уравнениях (3.30) и (3.31) можно построить зависимость изменения ядерных плотностей рассматриваемых изотопов как функции времени.

 Оценка отравления реактора

Отравление реактора практически полностью определяется ядрами  и . Предположим, что  возникает лишь при делении . Если пренебречь также из-за малости его времени жизни и поглощения нейтронов нуклидом  ввиду малости его сечения поглощения, то дифференциальные уравнения изменения ядерных плотностей  и  во времени имеют вид:

 , (3.32)

где - вероятность выхода  на один акт деления ;  и - постоянные радиоактивного распада  и ; барн- сечение поглощения тепловых нейтронов ядрами .

 В состоянии равновесия , тогда

 , (3.33)

где ;

 Перейдём к оценке отравления . Если пренебречь в цепочке образования , то для ядерных плотностей и  можно записать:

  (3.34)

где - вероятность выхода  при делении ; барн.

Подобно , для самария наблюдается насыщение при

  (3.35)

Полагая, что насыщение достигается для каждого значения , можно рассчитать изменения равновесных концентраций и при различных временах работы реактора.

Один из наиболее острых и волнующих сегодня общественность аспектов ядерного топливного цикла - это вопросы размещения и хранения радиоактивных отходов. Наиболее трудный из них - это вопрос о высокоуровневых отходах, в работе с которыми имеются два различных стратегических подхода: первый заключается в переработке исчерпанного топлива с целью отделения высокоуровневых отходов с их последующим остекловыванием (или битумированием) и захоронением, а второй заключается в прямом захоронении исчерпанных тепловыделяющих элементов вместе с содержащимися в них высокоуровневыми отходами.
Перспективы развития быстрых реакторов