Будем понимать процесс образования новых ядер вне зависимости от сорта загружаемых и образующихся ядер.
На 1кг делящегося материала нарабатывается
1+КВ+КВ2+КВ3+…+КВn=1/(1-КВ)
ряд сходится, если КВ<1. Формула справедлива, когда изменением 238U можно пренебречь.
Баланс нейтронов в реакторе (для стационарного реактора): скорость генерации тепловых нейтронов=скорости исчезновения нейтронов (поглощения и утечки).
где 
- скорость реакции деления, дел/сек;
-скорость захвата, дел/сек
-скорость поглощения нейтронов в любых
средах(в СУЗ, конструкционных материалах и пр.)
-скорость утечки нейтронов за
активную зону
Согласно определению (без учета 241Pu)
,
где
, 
После математических преобразований получим
,
где 
-
соотв-ет загружаемому в ядерный реактор делящемуся нуклиду;
-
соотв-ет воспроизводящемуся топливу;
-
соотв-ет поглощению нейтронов продуктами деления ядер (шлаками, органами СУЗ,
конструкционными материалами).
31. Избыток массы. Энергия связи ядра.
Избыток массы равен массе покоя ядра минус масса продуктов деления.
Важнейшей характеристикой (энергетической) является энергия связи. Так для всех стабильных ядер энергия связи: Есв < Zmр +Zmn - Мя
При этом если расщепить ядро на составляющие.
Удельная энергия: ε = Есв /А, где А – количество нуклонов.
ε , МэВ Nс
9 до 62 элемента выгоден
синтез ядер,
после него – распад ядер.
Чем больше Есв, тем устойчивее ядро
Ев =∆mС2
1 Ев
- выделившаяся энергия.
62 А
23592U → АхZхХ + АуZуY + ∂n
АхZхХ, АуZуY – осколки.
∆Едел = С2 [М(23592U ) - М(АхZхХ) – М(АуZуY) - νmn] при делении
∆m=[М(23592U ) - М(АхZхХ) – М(АуZуY) - νmn]
∆Есин = С2 [ М(Х) + М(Y) – М(Z)] при синтезе
Высвобождаемая при делении энергия представляет собой, как кинетическая энергия осколков и образовавшихся нейтронов (энергия осколков).
При высвобождении энергии синтеза ядер представляет собой кинетическую энергию продуктов синтеза, осколки сталкиваются с атомами в кристалле. Происходит рассеивание энергии осколков, вызывающее лавину реакции деления.
Рассеивание происходит за счет столкновения осколков с ядрами.
Процесс конструирования ядерного реактора можно разделить на несколько этапов, и каждому этапу соответствуют определенные цели и сложность расчетов.
На первом этапе осуществляется поиск и выбор основных конструкционных решений. На этом этапе известны тепловая мощность реактора, распределение мощности внутренних источников тепла по объему активной зоны, приблизительные объемные доли топлива, теплоносителя и конструкционных материалов, основные параметры теплоносителя, предельно допустимые температуры. В процессе поискового теплогидравлического расчета осуществляется выбор конструкции и размеров активной зоны, конструкции и размеров тепловыделяющих сборок и твэлов, скорости движения теплоносителя, его распределения по поперечному сечению активной зоны, определяются распределения температур во всех элементах реактора, гидравлическое сопротивление активной зоны.
На 2 этапе (конструирования) путем проведения достаточно большого числа вариантных расчетов выбирается оптимальный вариант рассматриваемой конструкционной схемы.
И применительно к выбранному оптимальному решению проводится так называемый поверочный теплогидравлический расчет. Задача такого расчета – с максимально возможной точностью определить все важнейшие параметры активной зоны. Поверочный расчет осуществляется на основе наиболее точных моделей процессов и расчетных соотношений с использованием достаточно сложных программ.
Рассмотрим основные этапы поискового теплогидравлического расчета.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.