DETERMINAREA EXPERIMENTALĂ A PARAMETRILOR
§11.1 OBSERVAȚII INTRODUCTIVE
Una dintre cele mai practice modalități de rezolvare a problemei energetice constă în reproducerea expandată a combustibilului nuclear în reactoarele de regenerare rapide. Există acum construite reactoarele rapide cu combustibil plutoniu, în care unele dintre neutroni absorbite de nuclee de 238 U (izotopul uraniului încărcate în miez și ecrane), ceea ce conduce la formarea unui combustibil artificial sâmburi de 239 Pu:
Prin urmare, într-un astfel de reactor, două procese au loc simultan: dispariția nucleelor 239 Pu din cauza de fisiune și de neutroni de captare radiativ și formarea lor nuclee 239 Pu în absorbția neutronilor prin nucleele 238 U. Dacă unitatea de timp este mai mare pentru a forma nuclee de 239 Pu decât „arde“ reactorul poate fi descărcat miezuri 239 Pu mai mult decât este încărcat. Ca rezultat, ciclul de combustibil a inclus 238 U și este relativ slabă utilizare rentabilă a conținutului de uraniu al minereului. Dezvoltarea energiei nucleare, cu utilizarea de reactoare rapide reproducători poate oferi omenirii cu energie pentru cel puțin câteva sute de ani.
În principiu, este posibilă o altă modalitate de reproducere a combustibilului nuclear, în care, ca urmare a absorbției de neutroni în 232 Th, se formează nucleele de 233 U:
Din punct de vedere economic, este important să se știe în ce rată se poate dezvolta un sistem închis de energie care utilizează ciclul combustibilului cu reproducerea combustibilului. În cazul în care în prezent există o capacitate instalată W și dacă pentru a furniza unitatea de alimentare necesară încărcare P (t / MW) combustibil nuclear, putem scrie o ecuație privind creșterea capacității instalate cu producerea în exces de combustibil nuclear:
unde r este producția excesivă specifică de combustibil nuclear, normalizată pe unitate de putere și unitate de timp, t / (MW * an).
Din soluția acestei ecuații rezultă că dezvoltarea unui astfel de sistem energetic va avea loc conform unei legi exponențiale, iar timpul dublării capacității instalate va fi
Numerotatorul raportului dat depinde, în principal, de partea tehnologică a problemei. Mai multă energie poate fi extrasă dintr-o unitate de masă de combustibil încărcat în reactor, deci, evident, mai puțin de P. Numărul de energie dintr-o unitate de masă de combustibil depinde de proprietățile agentului de răcire materialelor de construcție utilizate, tipul de combustibil, proiectare de bare de combustibil și a ansamblurilor de combustibil etc. Numitorul este determinată în primul rând de caracteristicile fizice ale miezului: combustibilul îmbogățire, structura acestuia, fracția de volum a combustibilului, caracteristicile neutronilor fizice ale agentului de răcire și materiale structurale, compoziția chimică a combustibilului, etc.
Una dintre sarcinile fizicii reactorului este determinarea valorii r cu o precizie predeterminată, care este aleasă pe baza considerentelor economice și tehnologice. Incertitudinea estimată la valoarea r se datorează, pe de o parte, erori în datele nucleare, pe celelalte, - aproximările inevitabile în calcularea unui anumit reactor în care descrie modul în care geometria și procesele care apar aici.
Să găsim relația dintre producția specifică excesivă de combustibil nuclear și datele nucleare. Astfel, este mai bine să se folosească fizica reactorului au primit cantitate adimensională - exces rata de reproducere (SCR), care este definită ca diferența de masă dintre descărcate și încărcate în nuclidele de combustibil a reactorului (în timpul campaniei) atribuite numărului de fisiuni care apar în reactor pentru același timp. Dimensiunea fără dimensiuni a SCR este legată de valoarea r printr-un factor de conversie
unde ℋ = 3.94 * 10 -4. dacă [r] = t / (MW * an).
Pentru a exprima SCR prin intermediul datelor nucleare, este necesar să fie de acord asupra a ceea ce nuclide se referă la combustibil, în reactor se formează nu numai 239 Pu, dar alți izotopi de plutoniu în cantități apreciabile. Abordarea cea mai comună este de a ține cont de toți izotopii plutoniului, dar cu greutăți diferite qi. care iau în considerare proprietățile înmulțite ale acestui izotop în comparație cu 239 Pu. Ținând cont de această observație, coeficientul de reproducere în exces este scris în formular
Unde Ci - 1 - numărul total de captură de neutroni în nuclid (i - 1) în întreg reactorul în timpul campaniei, i. E. numărul de nuclei formați (i); A i este numărul total de neutroni (capturi și fise) din nucleul (i) din întregul reactor în timpul campaniei, adică numărul de nuclide disparute (i); F i este numărul total de fissionuri ale tuturor nuclizilor din întregul reactor în timpul campaniei;
Articole similare
Trimiteți-le prietenilor: