A reaktorokban a nukleáris üzemanyag-reprodukciók paramétereinek gyors meghatározása
A PARAMÉTEREK KÍSÉRLETI MEGHATÁROZÁSA
§11.1 BEVEZETŐ MEGJEGYZÉSEK
Az energiaprobléma megoldásának egyik legérdekesebb módja a nukleáris üzemanyag-reprodukciók gyorsítása a gyors neutronreaktorokban. Van most épített gyors reaktorok plutónium üzemanyagot, amelyben néhány, a neutronok által abszorbeált sejtmagjában 238 U (izotóp urán betöltve a mag és képernyők), ami a kialakulását egy mesterséges üzemanyag-szemek 239 Pu:
Ezért egy ilyen reaktorban, két folyamat egyidejűleg megy végbe: az eltűnése a magok 239 Pu miatt hasadási és neutron sugárzásos leválasztás és képződését magok 239 Pu a felszívódását neutronok által atommagok 238 U. Ha az egység idő nagyobb alkotnak magok 239 Pu, mint „beégés” akkor a reaktorból többet lehet a 239 Pu magokból eltávolítani, mint amennyit betöltöttek. Ennek eredményeképpen az üzemanyagciklus 238 U-t tartalmaz és nyereségessé válik, hogy viszonylag szegény az uránérc tartalmában. A nukleáris energia fejlesztése a gyors neutron reaktorok használatával legalább több száz éven keresztül képes az emberiség energiaforrásainak biztosítására.
Elvben lehetséges a nukleáris üzemanyag reprodukálására egy másik módszer, amelyben a 232 Th-ben a neutron felszívódása következtében 233 U mag keletkezik:
Gazdasági szempontból fontos tudni, hogy milyen sebességgel alakulhat ki az üzemanyagciklus üzemanyag-szaporodással működő zárt energia-rendszer. Ha jelenleg W telepített kapacitások vannak, és ha a nukleáris üzemanyag P (t / MW) egy teljesítményegységet kell ellátnia, akkor egy olyan egyenlet írható le, amely a beépített kapacitás növekedését a nukleáris üzemanyag túltermeléséhez kapcsolja:
ahol r a nukleáris üzemanyag fajlagos felesleges termelése, teljesítményegységre és időegységre normalizált, t / (MW * év).
Ennek az egyenletnek a megoldásából következik, hogy egy ilyen energiarendszer kifejlesztése egy exponenciális törvénynek megfelelően fog megtörténni, és a telepített kapacitás megduplázódási ideje
Az adott arány számlálója elsősorban az anyag technológiai oldalán múlik. A több energiát lehet vonni egy egységnyi tömegű üzemanyag a reaktorba betápláljuk, így nyilvánvalóan kisebb, mint P. száma származó energia egységnyi tömegű tüzelőanyag tulajdonságaitól függ a hűtőfolyadék használt szerkezeti anyagok, az üzemanyag típusa, kialakítása az üzemanyag rudak és fűtőelemek, stb A nevező elsődlegesen meghatározza a fizikai jellemzői a mag: dúsítási üzemanyag, annak szerkezete, a térfogathányada a tüzelőanyag, neutron-fizikai jellemzői a hűtőfolyadék és a szerkezeti anyagok, a kémiai összetétele az üzemanyag, stb
Az egyik probléma a reaktor fizika - meghatározott érték r előre meghatározott pontossággal, amely alapján kiválasztott technológiai és gazdasági szempontokat. A becsült bizonytalanság r értéke miatt, egyrészt, hibák a nukleáris adatok, a másik, - az elkerülhetetlen közelítések a számítás egy adott reaktor leírja, hogyan geometriája, és a folyamatok előforduló ott.
Nézzük meg a kapcsolatot a nukleáris fűtőanyag és a nukleáris adatok meghatározott túltermelése között. Így jobb a kapott reaktorfizika dimenziómentes mennyiség - felesleges reprodukciós ráta (SCR), amely úgy definiálható, mint a tömeg közötti különbség rakodni, és a reaktorba betápláljuk tüzelőanyag nuklidok (a kampány során) rendelt száma hasadások előforduló a reaktorban az időben. Az SCR dimenzió nélküli nagysága az r értékével egy konverziós tényezővel függ össze
ahol ℋ = 3,94 * 10 -4. ha [r] = t / (MW * év).
Hogy kifejezze a SCR keresztül nukleáris adatok, szükség van abban, hogy milyen nuklidok lásd az üzemanyagot a reaktorban van kialakítva nemcsak 239 Pu, de más plutóniumizotóp észrevehető mennyiségben. A legáltalánosabb megközelítés az, hogy figyelembe veszik a plutónium összes izotópját, de különböző qi súlyozási együtthatókkal. amelyek figyelembe veszik az izotóp multiplikációs tulajdonságait a 239 Pu-hoz viszonyítva. Figyelembe véve ezt a megjegyzést, a felesleges reprodukciós együttható formában van feltüntetve
Ahol С i - 1 - a neutrón capture teljes száma a nuklidban (i - 1) a teljes reaktorban a kampány során, i.e. a képződött nuklidok száma (i); A i a neutronok teljes száma (befogások és fúziók) a nuklidban (i) a teljes reaktorban a kampány során, azaz. az eltűnt nuklidok száma (i); F i a kampány során a teljes reaktorban lévő összes nuklid teljes bejutási számát;