Расчёт отравления ядерного реактора ксеноном
Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | контрольная работа |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 10.01.2014 |
| Размер файла | 150,7 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Размещено на http://www.allbest.ru/
Задание
Используя данные курсового проекта определить:
1) Равновесные концентрации Xe135 и I135;
2) Динамику изменения концентраций Xe135 и I135;
3) Потери реактивности при отравлении.
Определение исходных параметров
Параметры ядерного реактора, рассчитываемого в курсовом проекте, сведены в таблице 1.
Таблица 1 - Параметры ЯР
|
Параметр |
Величина |
|
|
Тип ЯР |
Уран-графитовый с жидкометаллическим теплоносителем |
|
|
Тепловая мощность, МВт |
1800 |
|
|
Топливо |
UC |
|
|
Обогащение, % |
2 |
|
|
Объем активной зоны, м3 |
188,8 |
В таком реакторе средняя плотность потока тепловых нейтронов определяется по формуле
где N - тепловая мощность ЯР, кВт, ?f - микроскопическое сечение деления U235 (=582 барн), Vа.з. - объем активной зоны, м3. Подставляя известные значения получим
Начальные концентрации Xe135 и I135 принимаются равными 0, постоянные распада и сечения поглощения приведены в таблице 2.
Таблица 2 - Ядерно-физические характеристики Xe135 и I135
|
I135 |
Xe135 |
||
|
?, с-1 |
2,8*10-5 |
2,1*10-6 |
|
|
?а, барн |
- |
2,65*106 |
Равновесные концентрации Xe135 и I135
Равновесная концентрация I прямо пропорциональна мощности ЯР (плотности потока нейтронов)
Стационарная концентрация Xe определяется равновесием между скоростью прибыли Xe из распадающегося I и непосредственно как осколка деления и скоростью убыли при поглощении нейтронов и радиоактивном распаде
Подставляя значения среднего потока получим:
Динамика изменения концентраций Xe135 и I135
Изменение концентраций Xe135 и I135 описывается системой дифференциальных уравнений. Решение этой системы позволяет определить концентрацию нуклида в любой момент времени.
Решение системы выглядит следующим образом:
Графики изменения концентраций Xe135 и I135 изображены на рисунках 1 и 2.
Потери реактивности
Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном рассчитывается по следующей формуле:
Используя закон изменения концентрации Xe получили график потери реактивности (рисунок 3).
Рисунок 1 - Изменение концентраций Xe135 и I135 в течение суток
Рисунок 2 - Изменение концентраций Xe135 и I135 в течение недели
Рисунок 3 - Изменение потери реактивности в результате отравления Xe135 в течение первых двух суток
Вывод
ядерный реактор нейтрон ксенон
В ходе выполнения индивидуального домашнего задания были определены концентрации равновесного отравления Xe135 и I135. На основании решения системы уравнений, описывающих цепочку распада I135 построены графики изменения концентраций Xe135 и I135 и потерь реактивности в результате отравления. Из графиков видно, что концентрация ксенона, и соответственно величина потери реактивности, достигают стационарного положения через 105 секунд после начала работы ЯР на мощности. Максимальное значение потери реактивности составляет 0,04.
Размещено на Allbest.ru
Подобные документы
Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.
реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.
курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.
реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Теоретические и технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Классификация реакторов по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, конструктивному исполнению.
реферат [181,6 K], добавлен 11.05.2011Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде.
курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.
контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012
