Файл: Федеральное агентство по образованию гоу впо Уральский государственный технический университет упи.doc
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 09.01.2024
Просмотров: 93
Скачиваний: 3
ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.
Удельная и полная - активность на конец выдержки
| Процесс | Aк, Ku/кг | А°уд, Ku/кг | АWуд, Ku/кг | А, Ku | А, Бк |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 |
| Выдержка ТВЭЛов | T’к =360 A’к =142,8 T”к =720 A” к =184,2 | 189,38 | 6,68·103 | 2,83·108 | 1,05·1019 |
-
Определение суммарной - активности продуктов деления с учетом короткоживущих радионуклидов.
2.4.2.1. К концу облучения (Тохл = 0).
Справочные данные для заданного реактора из [2] приведены в таблице 6.
Таблица 6
Удельная - активности (в кюри) смеси продуктов деления U-235 на 1 кг металла в зависимости от времени кампании tK и времени выдержки Тохл при мощности реактора W = 1 Вт/ U-мет
| Тохл, сут | tK, сут | |
| 360 | 720 | |
| 0 | 2211 | 2307 |
| 90 | 149 | 192 |
| 120 | 118 | 153 |
По данным таблицы 6, аналогично пункту 2.4.1.1. находим искомую величину активности для единичной мощности реактора, tK= 765 сут, Тохл= 0:
А°уд = 2,3·103 (Ku/кг)/(Вт/г).
Результаты расчетов - активности продуктов деления при Тохл = 0 представлены в таблице 7.
Таблица 7
Удельная и полная - активности продуктов деления на конец кампании
| Процесс | Aк, Ku | А°уд, (Ku/кг)/(Вт/г) | АWуд, Ku / кг | А, Ku | А, Бк |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 |
| Работа реактора – облучение ТВЭЛов | T’к =360 A’ к =2211 T”к =720 A” к =2307 | 2,3·103 | 8,1·104 | 3,44·109 | 1,27·1020 |
-
К концу выдержки (Тохл = 96 сут).
Значения - активности ТВЭЛов на конец выдержки с учетом короткоживущих радионуклидов совпадают с соответствующими значениями без их учета, т.к. за время охлаждения Тохл = 96 сут короткоживущие радионуклиды распадаются и не вносят вклад в значение активности.
-
Определение суммарного - эквивалента продуктов деления.
Для оценки - излучения продуктов деления воспользуемся величинами, характеризующими воздействие этого излучения, выраженными в г-экв Ra.
-
Определение суммарного - эквивалента продуктов деления без учета короткоживущих радионуклидов.
-
К концу облучения (Тохл = 0).
Справочные данные для заданного реактора из [2] приведены в таблице 8.
Таблица 8
Удельная - активность долгоживущих продуктов деления 235U (в г-экв Ra) на 1 кг металла в зависимости от времени кампании tK и времени выдержки Тохл при мощности реактора W = 1 Вт/г 235U
| Тохл, сут | tK, сут | |
| 360 | 720 | |
| 0 | 237 | 240 |
| 90 | 31,1 | 32,8 |
| 120 | 23,1 | 24,6 |
По данным таблицы 8, аналогично пункту 2.4.1.1. находим искомую величину активности для единичной мощности реактора, tK= 765 сут, Тохл= 0:
А°уд = 240,35 (г-экв Ra/кг)/(Вт/г).
Результаты расчета - активности продуктов деления для Тохл = 0 приведены в таблице 9.
Таблица 9
Удельная и полная - активность на конец кампании
| Процесс | Aк, г-экв Ra/кг | А°уд, (г-экв Ra/кг)·(Вт/г) | АWуд, г-экв Ra/кг· | А, г-экв Ra |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 |
| Работа реактора – облучение ТВЭЛов | T’к =360 A’ к =237 T”к =720 A” к =240 | 240,35 | 8,47·103 | 3,59·108 |
-
К концу выдержки (Тохл = 96 сут).
По данным таблицы 8, аналогично пункту 2.4.1.2., находим искомую величину активности для единичной мощности реактора, tK= 765 сут,
Тохл= 96 сут; А°уд = 31,36 (г-экв Ra/кг)/(Вт/г).
Результаты расчета - активности продуктов деления для Тохл = 96 сут приведены в таблице 10.
Таблица 10
Удельная и полная - активность на конец выдержки
| Процесс | Aк, г-экв Ra/кг | А°уд, (г-экв Ra/кг)/(Вт/г) | АWуд, г-экв Ra/кг· | А, г-экв Ra |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 |
| Выдержка ТВЭЛов | T’к =360 A’ к =29,50 T”к =720 A” к =31,16 | 31,36 | 1,1·103 | 4,69·107 |
-
Определение суммарного - эквивалента продуктов деления с учетом короткоживущих радионуклидов.
-
К концу облучения (Тохл = 0).
Справочные данные для расчета заданного реактора из [2] приведены в таблице 11.
Таблица 11
Удельная - активность смеси продуктов деления 235U (в г-экв Ra) на 1 кг металла в зависимости от времени кампании tK и времени выдержки Тохл при мощности реактора W = 1 Вт/г 235U с учетом короткоживущих изотопов
| Тохл, сут | tK, сут | |
| 360 | 720 | |
| 0 | 629 | 632 |
| 90 | 31,1 | 32,8 |
| 120 | 23,1 | 24,6 |
По данным таблицы 8, аналогично пункту 2.4.1.1. находим искомую величину активности для единичной мощности реактора, tK= 765 сут, Тохл= 0:
А°уд = 632,3 (г-экв Ra/кг)/(Вт/г).
Результаты расчета - активности продуктов деления для Тохл = 0 приведены в таблице 12.
Таблица 12
Удельная и полная - активность на конец кампании
| Процесс | Aк, г-экв Ra/кг | А°уд, (г-экв Ra/кг)/(Вт/г) | АWуд, г-экв Ra/кг· | А, г-экв Ra |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 |
| Работа реактора – облучение ТВЭЛов | T’к =360 A’ к =629 T”к =720 A” к =632 | 632,3 | 2,23·104 | 9,45·108 |
-
К концу выдержки (Тохл = 96 сут).
Значения - активности ТВЭЛов на конец выдержки с учетом короткоживущих радионуклидов совпадают с соответствующими значениями без их учета, т.к. за время охлаждения Тохл = 96 сут короткоживущие радионуклиды распадаются и не вносят вклад в значение активности.
-
Определение плотности потока нейтронов и количества образовавшихся Pu-239, 240, 241 с учетом всех путей их расходования.
-
Определение плотности потока нейтронов
ср = 2,2·1010 ·W / m(U-235) [1]
ср – средняя плотность потока нейтронов.
ср = 2,2·1010 ·1495/1,5052 = 2,185·1013 см-2·с-1.
-
Определение количества образовавшихся Pu-239, 240, 241 с учетом всех путей их расходования.
Цель этого пункта - дать оценку вклада образующегося плутония-239 в работу реактора и определить количество плутония-239 и его более тяжелых изотопов, накопившихся к концу кампании. Это позволит исправить степень выгорания U-235, полученную в п.2.1 по чисто формальному признаку (через энерговыделение), и получить более объективную оценку глубины выгорания.[1]
Рассмотрим цепочку превращений Pu в реакторе:
Эволюция Pu-239 в реакторе на тепловых нейтронах зависит от мощности W, потока нейтронов , времени кампании tK.
Пусть, W = const, то есть скорость поставки Pu-239 Р239 = const. При этом, = const, если загрузка U-235 постоянна.
Данные для расчета эволюции Pu представлены в таблице.
Таблица 13
Данные для расчета эволюции плутония-239
| Радио- нуклид | Т1/2, лет | , с-1 | д, барн | з, барн | *д, с-1 | *з, с-1 | , с-1 | Т, дни |
| 1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 |
| Pu-239 | 2,4·104 | 9,16·10-13 | 744 | 267,2 | 1,626·10-8 | 5,838·10-9 | 2,21·10-8 | 3,63·102 |
| Pu-240 | 6,54·103 | 3,36·10-12 | 0,03 | 290 | 6,555·10-13 | 6,337·10-9 | 6,341·10-9 | 1,265·103 |
| Pu-241 | 1,45·101 | 1,52·10-9 | 1009 | 368 | 2,205·10-8 | 8,041·10-9 | 3,161·10-8 | 2,538·102 |
Скорость деления Pu:
F = 3·1016·W = 3·1016·1495 = 4,485·1019 дел/с
Скорость поставки Pu:
P239 = F·KB·(1+з/д) = 4,485·1019·0,744·(1+ 97,4/583,5) = 3,894·1019 дел/с.
Общее количество наработанного за время кампании Pu-239:
N239 = P239 ·tK = 3,894·1019·765·86400 = 2,574·1027 ядер
m(Pu-239)=N239 ·M(Pu-239)/NA=2,574·1027·239,0522/(6,02·10-23·103)=1022 кг,
где М (Pu-239) = 239,0522 г/моль – молярная масса Pu-239[4].
Количество Pu-239, дожившего до конца кампании, определим по формуле, тождественной случаю накопления дочернего радионуклида при вековом равновесии. Вместо постоянной активности материнского нуклида используем постоянную скорость поставки Pu-239 при работе реактора с постоянной мощностью:
=1,353·1027 шт.
=537,3 кг.