личина P, якщо врахувати, що таблетка не має внутрішнього отвору, дорівнює 0,1.
Тоді отримуємо
Розрахунок?
Якщо всі робочі канали містять збірки твелів, то можна використовувати метод гомогенізації, при якому всі матеріали робочого каналу вважають рівномірно перемішаними.
Реальна осередок замінюється еквівалентною осередком з одним фіктивним циліндричним блоком. Фіктивний блок утворюється шляхом гомогенізації всього вмісту робочого каналу (ядерне пальне, конструкційні матеріали, теплоносій).
Розрахунок? в цьому випадку ведуть в два етапи. Спочатку визначають величину? відношення числа теплових нейтронів, поглинених у фіктивному блоці, до загального числа поглинених теплових нейтронів:
де F - коефіцієнт екранування, який з хорошим наближенням визначається:
Зробимо розрахунок фіктивного блоку:
Порахуємо за відомою формулою:
Фактор, що враховує надлишкове поглинання нейтронів в сповільнювачі
Тоді
Звідси
Тепер визначимо величину
Остаточно маємо:
Розрахунок?
В енергетичних реакторах, як правило, застосовуються збірки ТВЕЛів, які складаються з декількох блоків ядерного пального.
Для осередку зі стрижневими блоками:
Знайдемо K т:
При отримаємо
Раніше була визначена пористість блоку
Підставами всі отримані дані у вихідну формулу:
Остаточно отримаємо:
2.3 Розрахунок ефективного коефіцієнта розмноження в холодному реакторі
Ефективний коефіцієнт розмноження реактора обчислюється за наступною формулою:
Де - довжина дифузії, яка з урахуванням гетерогенності визначається за формулою:
Знайдемо - вік нейтронів, що дорівнює:
Величина в чистому сповільнювачі, тобто в чистому реакторному графіті, дорівнює. Тоді:
Далі знайдемо величину - геометричний параметр, порахувавши кілька супутніх величин.
Довжина міграції у відбивачі, в УГР це графіт:
Товщина відбивача:
Ефективна добавка за рахунок відбивача для УГР:
Геометричний параметр для циліндричного ядерного реактора:
Еквівалентні розміри:
Знаючи всі величини, знайдемо геометричний параметр:
Усі величини знайдені, тому ефективний коефіцієнт розмноження дорівнює:
Висновок
В результаті виконаної роботи для заданого типу реактора вибрані оптимальні параметри елементів конструкції реактора і матеріалів, що входять до складу активної зони. На підставі цього проведено попередній тепловий розрахунок, що дозволив визначити геометричні розміри активної зони. Обчислені значення і.
При проведенні нейтронно-фізичного розрахунку критичного стану холодного ядерного реактора освоєні основні моменти визначення мікро- і макросеченій, ядерних концентрацій, а також коефіцієнтів формули чотирьох співмножників.
Список використаних джерел
1.Основи теорії і методи розрахунку ядерних енергетичних реакторів: Навчальний посібник для вузів/Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алтухов.- 2-е изд., Перераб. і доп.- М .: Вища, 1989.
2.Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманін І.В. Нейтронно-фізичний і теплогідравлічний розрахунок реактора на теплових нейтронах. Частина II. Навчальний посібник.- Томськ: Вид. ТПУ, +1997.
.Абагян Л.П., Базазянц Л.О., Бондаренко І.І. Групові константи для розрахунку ядерних реакторів.- М .: Атомиздат, 1964.
Додаток А
Конструкція осередку реактора .
Додаток Б
Вихідні дані для фізичного розрахунку .
Таблиця 1 - Вихідні дані для фізичного розрахунку
