Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Уравнения выгорания - Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Оглавление
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей
Физические принципы воспроизводства
Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Программы исследования быстрых реакторов
Принципы конструирования
Механическая конструкция и система теплопередачи
Выбор материалов и параметров активной зоны
Экономический анализ
Обращение с топливом
Выгорание топлива
Уравнения выгорания
Время удвоения
Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Конструкции твэла и сборки
Перестройка топлива
Выделение газа из топлива и длина газовой полости
Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
Конструкция тепловыделяющей сборки
Другие сборки
Поведение совокупности сборок
Факторы перегрева
Материалы активной зоны
Топливо на основе урана
Топливо, содержащее торий
Общее сравнение топлива
Оболочка и чехол
Материалы оболочки
Теплоноситель
Совместимость с оболочкой
Сравнение различных теплоносителей
Органы управления
Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов
Регулирование параметров технологической схемы АЭС
Основное оборудование натриевых контуров
Натриевые насосы
Парогенераторы
Нейтронная защита
Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа
Система транспортировки тепловыделяющих сборок
Измерительные системы
Контроль герметичности оболочек твэлов, течей
Вспомогательные системы
Общие вопросы безопасности реакторов БН
Многоступенчатая защита как концепция безопасности
Развитие методов исследования аварийных режимов
Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
Контролируемые переходные процессы
ффективность системы аварийной защиты АЭС
Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах
Вопросы надежности
Надежность системы аварийного расхолаживания реактора
Распространение локальных повреждений твэлов
Переходные процессы в объеме активной зоны
Другие аварийные режимы
Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнения сохранения
Аварийные режимы с повышением мощности реактора
Разрушение твэлов
Прочие факторы
Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя
Нарушение герметичности трубопроводов
Переходная стадия
Переходная стадия - расчет
Разрушение активной зоны
Защитная оболочка
Процесс расширения топлива
Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
Взрыв паров
Деформация элементов конструкции реактора
Охлаждение реактора после аварии
Аварийная разгерметизация бака реактора
Натриевые пожары
Конструкции защитных оболочек и локализующих систем
Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением
Системы реактора
Конструкция активной зоны
Конструкция твэла
Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов
Контролируемые аварии
Неконтролируемые аварии
Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением
Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP
Ядерная энергетика и быстрые реакторы

Расчетный анализ выгорания сводится к нахождению нуклидного состава облучаемого в реакторе топлива в зависимости от времени. Дифференциальные уравнения, учитывающие цепочки превращения нуклидов, называются уравнениями выгорания.


Таблица 7. 2. Нумерация нуклидов
Можно получить приближенное аналитическое решение либо решать уравнения численно, используя итерационную процедуру для нахождения ядерных плотностей. Аналитическое решение выводится в предположении, что нейтронные потоки и эффективные сечения неизменны в течение всего рассматриваемого промежутка времени. В подходе численного интегрирования аналогичное предположение относится только к временным интервалам, задаваемым расчетной сеткой на временной оси. Надо отметить, что предположение постоянства потока и сечений значительно лучше выполняется для условий быстрых реакторов, чем тепловых, из-за слабой чувствительности эффективных сечений быстрых нейтронов к изменению спектра и накоплению продуктов деления. В схеме итерационной процедуры решения уравнений выгорания (см. рис. 7.4) постоянство потоков и сечений предполагается во всем интервале времени топливного цикла.
Мы начнем с уравнений выгорания, а затем перейдем к методам решения (численного и аналитического). Две основные цепочки превращения нуклидов (U — Pu и Th — U) рассматривались в гл. 1. Для удобства записи введем нумерацию нуклидов согласно табл. 7.2. В действующих программах расчета содержится большой перечень нуклидов, включая такие, как 239U, 239Np, 237Np, 238Pu, 235U, 236U и изотопы америция и кюрия. Подробные схемы превращений показаны на рис. 7.2 и 7.3. Включение 239U и 239Nр не играет большой роли из-за сравнительно малых периодов полураспада (23,5 мин и 2,35 сут).


Рис. 7.2. Цепочка превращений 238U—239Pu

Рис. 7.3 Цепочка превращений 232Th—233U
Однако учет 233Ра с периодом полураспада 27,4 сут. в            U цикле оказывается существенным. Ниже мы рассмотрим типичный цикл, представляющий наибольший практический интерес.
В этом цикле участвует 238Pu (см., например, табл. 7.5). Данный нуклид возникает двумя способами:

  1. посредством захвата нейтронов ядрами 237Nр с последующим β-pacпадом 238Np;
  2. посредством α-распада 212Сm, образующегося после β-распада 24-Аm; последний в свою очередь является продуктом реакции захвата нейтронов ядрами 241Аm. Имеются еще два важных источника образования 237Np:
  3. реакция (n, 2n) на ядрах 238U с последующим β-распадом 237U;
  4. реакция (n, γ) на ядрах 235U и 236U также с последующим β-распадом 2378U.


 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Режим системы охлаждения генераторов на теплофикационных энергоблоках 250 МВт »
электрические сети