Предыдущая страница реферата | 1  2  3 | Следующая страница реферата

Для решения этой системы уравнений нужно задать начальные условия, знать схемы и константы всех радиоактивных переходов. Суммируя по группам изотопов, имеющих тот или иной тип радиоактивности, можно определить интенсивность радиоактивного распада в функции времени. В [3] представлены детали и результаты таких расчетов.

Наиболее значимые осколки деления - Kr, Cs, I, Xe, Ce, Zr и др.

В Таблице 1 [ ] даны некоторые характеристики осколков деления

Таблица 1. Характеристики некоторых радионуклидов и продуктов деления урана-235

Имя нуклида	Период полураспада Е , дни	Выход при делении, %	Количество радиоактивности в реакторе мощностью 3412 МВт, работавшего три года, млн. кюри
Изотопы иода
иод-131	8,04	2,88	87
иод-132	0,095	4,30	130
иод-133	0,866	6,70	180
иод-135	0,276	6,55	170
Благородные газы
криптон-85	3,95	1,30	0,66
криптон-85м	0,187	1,30	32
криптон-87	0,053	2,56	57
криптон-88	0,119	3,64	77
ксенон-133	5,25	6,7	180
ксенон-135	0,378	6,55	38
Изотопы цезия
цезий-134	753	7,81	13
цезий-137	11000	6,23	6,5
Другие осколки деления
стронций-90	10300	5,94

Для многих задач определенный интерес представляют данные об активности топливных элементов после некоторой выдержки их вне реактора.

Для нас важно отметить сейчас, что осколки деления обладают значительной радиационной способностью. Так 1 грамм осколков деления обладает активностью ~0,3 кюри. Эта активность медленно уменьшается по закону

E=2,66*t-1,2 MeV/дел.сек, где t - время в сек.

2 Элементы нейтронной физики 2.1 Ядерный реактор

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура. Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:

Реактор Теплообменник, парогенератор Паротурбинная установка Генератор Конденсатор Насос

2.2 Размножение нейтронов

Размножение нейтронов является основой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер.

Цикл размножения нейтронов начинается с акта захвата нейтрона ядром тяжелых (U-235, Pu-239 и других "делящихся") элементов. Интенсивность захватов, т.е. число актов захватов нейтронов в единице объема в единицу времени есть

где n - плотность нейтронов,
v - их скорость,
- плотность ядер поглотителя,
- вероятность поглощения нейтрона, т.н. сечение поглощения. Индекс c означает "capture", т.е. захват.
Величина nv= - называется потоком нейтронов,
- макроскопическим сечением поглощения.

При каждом акте деления ядер тяжелых "делящихся" элементов испускается 2-3 новых, "быстрых" нейтронов. Это число обозначают vf. Пересчитывая на один акт захвата нейтрона, это число следует умножить на вероятность деления относительно деления и радиационного захвата, т.е. отношение и . Произведение обозначают vc.

Это число вторичных быстрых нейтронов на один акт захвата нейтрона ураном-235, равно примерно 2. Учитывая что топливо реакторов содержит большую долю неделящегося изотопа урана-238, число новых нейтронов на один акт захвата в уране топлива составляет

Число новых нейтронов, родившихся в единице объема топлива в единицу времени есть

Эти нейтроны сталкиваясь с ядрами окружающего топлива могут произвести дополнительные акты деления ядер топлива, произвести как говорят "размножение на быстрых нейтронах". Это умножение поколения нейтронов обозначают буквой . Далее нейтроны, сталкиваясь с ядрами замедлителя,теплоносителя и конструктивных элементов теряют свою энергию, "замедляются". При этом некоторая их доля поглощается (без деления) на резонансах сечения поглощения тяжелых элементов и выбывает из игры, а некоторая диффундирует во внешнее пространство и тем самым также теряется.

Долю нейтронов "избежавших резонансный захват" обозначают через , а долю избежавших "утечку"при замедлении - через . Тогда число "замедлившихся" нейтронов в единицу времени в единице объема, ставших "тепловыми", т.е. потерявших свою энергию рождения (~ 2 Мev) есть

,

где - геометрический параметр, - "возраст" нейтронов.

Эти нейтроны, "дифундируя" в среде, могут потеряться за счет утечки и поглощения в материалах активной зоны. Долю нейтронов, избежавших утечку при диффузии в тепловой области энергии (~kT ev) обозначают через , а долю нейтронов поглощенных в тяжелых элементах относительно полного поглощения во всех материалах активной зоны через . Число нейтронов прошедших весь нейтронный цикл на один нейтрон, поглощенный в тяжелых элементах, т.е. прошедших цикл размножения, замедления, диффузии в тепловой области есть

= keff

Произведение называют коэффициентом размножения нейтронов в бесконечной среде - k "бесконечное", а - эффективным коэффициентом размножения нейтронов в конечной среде, k - "эффективное".

Реактивность

Реактор называется критическим, если число новых нейтронов при каждом акте их захвата ядрами урана, избежавших резонансный захват в уране-238 и утечку из реактора при замедлении и диффузии, точно равно числу поглощенных. Это состояние cоответствует равенству keff=1 Величина 1-keff/keff=r называется реактивностью. Эта величина определяет темп разгона реактора при r>0 .

Рекомендуем скачать другие рефераты по теме: сочинение по картине, курсовые.





Предыдущая страница реферата | 1  2  3 | Следующая страница реферата