![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() |
![]() ![]()
Сообщение
#1
|
|
Опытный ![]() ![]() Группа: Haunters Сообщений: 249 Регистрация: 12.10.2010 Пользователь №: 32 047 ![]() |
Пробую открыть тему.
|
|
|
![]() |
![]()
Сообщение
#2
|
|
Он знает ТОТ ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Patrons Сообщений: 2 451 Регистрация: 3.4.2011 Из: Питер Пользователь №: 33 050 ![]() |
Любой реактер?
|
|
|
![]()
Сообщение
#3
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 25 437 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
|
|
|
![]()
Сообщение
#4
|
|
Опытный ![]() ![]() Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 ![]() |
Тепловые вообще поначалу четырьмя сомножителями считали и не парились. Одногрупповая методика даёт приемлемые результаты для расчета графитовых и тяжеловодных реакторов на природном уране. Там наряду с тепловыми сечениями, для вычисления вероятности избежания резонансного захвата нейтронов в уране-238, используется резонансный интеграл. Который измеряется экспериментально для сборок со спектром, близким к спектру рассчитываемого реактора. Когда стали делать ЛВР на уране обогащения от 1,5 до 5%, оказалось что четырёхгрупповая система констант даёт хорошее совпадение с экспериментальными величинами ЛВР. Рискну утверждать, что формула четырёх сомножителей и сейчас не устарела. При оценке, например, критических параметров растворов перерабатываемых на радиохимическом заводе, с учетом запасов которые там делаются, если спектр реактора заведомо тепловой - она годится. Многогрупповые методы нужны, когда по мере диффузии происходит изменение энергетического спектра нейтронов. В случае теплового реактора с мягким спектром, спектр Максвелловский и не меняется по мере диффузии. Такой реактор можно рассчитать одногрупповой теорией, взяв из эксперимента усреднённые сечения. Ядерный заряд первого поколения тоже можно рассчитать пользуясь теориями одной-двух групп: спектр там быстрый, по мере диффузии он быстрым и остается. Иное дело, когда в АПЛ для продления топливной кампании выбираем топливо обогащением свыше 5% урана-235. Бесконечная среда урана-235 имеет К=1 при обогащении 5,6% а среда плутония-239 имеет К=1 при 4,5% в уране-238. То есть спектр при "средних" обогащениях, между 5% и 50%, заранее неизвестен. В случае замедления на водороде достаточно интервал летаргии разделить на ln[(2e6)/(0.0253)] = 18 групп. Если групп 28, корректно можно считать известный практически важный случай замедления 14-Мэвных нейтронов в дейтерии. Термоядерный заряд с дейтеридом лития-6, ведь не случайно (1/0.72)*ln(14100000/0.0253) = 28. Для более точного описания замедления нейтронов в натрии, железе, никеле, хроме, титане нужны те самые 299 групп. Однако само по себе увеличение числа групп может не увеличить точность вычислений. Одна из причин - погрешность в матрицах межгрупповых переходов неупругого рассеяния так же важна, наряду с погрешностью в сечениях. Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 26.10.2016, 20:13 |
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 10.8.2025, 16:04 |