АЭС для "чайников" Опции

[AtomInfo.Ru]

А вот кому дилетантский вопрос? Сколько пролетит нейтрон от Pu-Be источника в воде в статусе быстрого, а затем в статусе теплового? Если можно сошлитесь на первоисточник. Инженерная задача. Знаний нет.

А если по-тупому подойти? Допустим, источник точечный, а энергия нейтронов источника равна средней энергии нейтронов деления (это несколько меньше, чем от Pu-Be, если правильно понимаю).

Тогда надтепловым он пролетит корень из возраста, а тепловым он покроет расстояние, равное длине диффузии.

Чтобы далеко не рыться по учебникам, посмотрел в Яндексе. По ссылке Табл.2.2
http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-1

Длина диффузии в воде = 2,69 см.
Возраст в воде = 26,9 см.

Итого,

в статусе надтеплового = корень(26,9) = 5,19 см.
в статусе теплового = 2,69 см.

Но настаивать не буду.

Barvi7 можно спросить в украинской ветке. Человек разбирается

[alex_bykov]

"Быстрый" нейтрон - это всё-таки не надтепловой (грубо говоря, быстрый в водо-водяных и прочих установках на тепловом и промежуточном спектре он только до первого столкновения /если более точно, то до первого столкновения с ядром лёгкого элемента/ - Саша не зря написал про такой термин, как возраст - энергия теряется логарифмически).

[barvi7]

А вот кому дилетантский вопрос? Сколько пролетит нейтрон от Pu-Be источника в воде в статусе быстрого, а затем в статусе теплового? Если можно сошлитесь на первоисточник. Инженерная задача. Знаний нет.

Инженерная задача . . .
1. "Теорию" можно найти в разделах ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ и ДИФФУЗИЯ НЕЙТРОНОВ в любом "приличном" учебнике по физике реакторов.
2. Задача "сложная": во-первых, как уже указывалось, спектр нейтронов Pu-Be источника от 0 до 11 МэВ (учитывать обязательно);
Во-вторых, вопрос: сколько пролетит нейтрон? - "не корректен , - ответ лежит в диапазоне от 0 мм до 1 км и более - с "определенной вероятностью.
"Инженерно" можно охарактеризовать только средние "параметры" - это средний квадрат смещения нейтрона в процессе замедления и диффузии.
Средний квадрат смещения нейтрона в процессе замедления равен шести "возрастам" нейтрона (возраст зависит от начальной энергии нейтрона)
Средний квадрат смещения нейтрона в процессе диффузии равен шести "длинам диффузии в квадрате" нейтрона.
Примерные значения "возраста" нейтрона и "длины диффузии" нейтрона приведены в ответе AtomInfo.Ru
Таким образом,можно найти на сколько "в среднем" сместится от места "рождения" заданный нейтрон Pu-Be источника в процессе замедления и в процессе диффузии.
Задача решается "Точно" методами Монте-Карло в пакетах MCNP, Geant и/или др.

[AtomInfo.Ru]

2. Задача "сложная": во-первых, как уже указывалось, спектр нейтронов Pu-Be источника от 0 до 11 МэВ (учитывать обязательно);

Фига себе!

А у него там какого-нибудь ярко выраженного максимума в спектре нет? Иначе какую энергию считать начальной? Не брать же, в самом деле, интеграл от 0 до 11 МэВ.

[barvi7]

А у него там какого-нибудь ярко выраженного максимума в спектре нет? Иначе какую энергию считать начальной? Не брать же, в самом деле, интеграл от 0 до 11 МэВ.

Спектр Pu-Be (как и "аналогичных" - Po-Be, Ra-Be, . . .) очень "сложный" - несколько максимумов, у "нашего Pu-Be" наибольший на 4 Мэв, средняя энергия нейтронов - 4,5 МэВ. (lданные в литературе могут отличаться)
"Сложность" в том, что ~10 Мэв нейтроны, которых ~ 5-10% дают основную (~99% ) "дозовую" нагрузку на "больших" расстояниях.
Поэтому для инженерных, в т.ч. и радиационных расчетов, необходимо, в самом деле, брать нейтроны от 0 до 11 МэВ (точнее 10,74 МэВ) .

[kandid]

Мне показалось, что эта ветка как раз для таких вопросов, что я собираюсь задать. Если ошибся, то надеюсь на прощение.

Итак. Реактор, скажем, ВВЭР.
Подкладываем новенького топлива. Важно - не закладываем новое топливо, а именно подкладываем.
Треть из центра вынимаем. Промежуточные между центром и периферией ТВС перемещаем в центр. Периферию двигаем в промежуток. На периферию ставим СЯТ.
Такой метод организации градиента по выгоранию от центра к периферии чего-то важное как раз выравнивает. И потому все хорошо, все красиво. А вот если бы все ТВС имели бы одинаковое выгорание - например, когда все новье, - то чего-то важное было бы уже не таким ровным, уже не все было бы хорошо, не все красиво.

А как же с запуском нового реактора? Никогда не слышал о том, что для выравнивания чего-то важного на новый реактор завозят откуда-то ОЯТ. Сильно подозреваю, что не завозят. А как тогда?

Гипотеза у меня есть. Но не хочется выдумывать, когда есть возможнсть просто спросить.

СПАСИБО!

Сообщение отредактировал kandid - 2.7.2014, 22:20

[AtomInfo.Ru]

А как же с запуском нового реактора? Никогда не слышал о том, что для выравнивания чего-то важного на новый реактор завозят откуда-то ОЯТ. Сильно подозреваю, что не завозят. А как тогда?

Используются кассеты с разным обогащением. Роль выгоревших кассет берут на себя кассеты с меньшим обогащением.

[kandid]

Используются кассеты с разным обогащением. Роль выгоревших кассет берут на себя кассеты с меньшим обогащением.

Ха! Это много проще того, что пришло в голову мне. И надежнее.

СПАСИБО!

[MVS]

Сорри, если где-то было, но не нашел.

Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании? Скажем, я слышал, что и в легководниках используется, а без него можно запустить?

[AtomInfo.Ru]

Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании?

В реакторах с урановым топливом.

Реактор на MOX можно пустить без источника, за счёт нейтронов спонтанного деления от изотопов плутония. В прошлой жизни в соседней комнате считали такой пуск для БН-800.

[инженер_Гарин]

Сорри, если где-то было, но не нашел.

Такой вопрос: для каких типов реакторов нужен пусковой источник нейтронов для первой кампании? Скажем, я слышал, что и в легководниках используется, а без него можно запустить?

Довелось запускать четыре новеньких реактора, на совершенно новой загрузке (440, 1000). Источник во всех случаях не понадобился, хотя был в наличии

[MVS]

Спасибо, но ответы несколько противоречат друг другу. Для чего же всё-таки нужен источник?

[MVS]

В БН-ах на уране, насколько я понимаю, источник нужен из-за меньшего содержания 238 в топливе...

[alex_bykov]

Спасибо, но ответы несколько противоречат друг другу. Для чего же всё-таки нужен источник?

Чтобы "поймать" выход в критику до того, как будет поздно. Если по простому, то АкЗ в подкритике - умножитель источника. Если источников достаточно, то АКНП начинает видеть нейтронный поток задолго до приближения к критике, т.е. зона управляема. Если источников в виде чётных плутониев в зоне нет, то остаётся спонтанное деление урана-8, а его, как источника крайне мало, старые АКНП его просто не видят. У новых АКНП чувствительность значительно выше, кроме того, сама процедура выхода в первую критику изменилась - стала значительно плавнее, поэтому источник в загашнике обычно есть, но не используется.

[LAV48]

В БН-ах на уране, насколько я понимаю, источник нужен из-за меньшего содержания 238 в топливе...

Может большего?

[инженер_Гарин]

...поэтому источник в загашнике обычно есть, но не используется.

использовали, но не по основному назначению. Источником проверяли работоспособность СКП перед загрузкой первой сборки

[AtomInfo.Ru]

Довелось запускать четыре новеньких реактора, на совершенно новой загрузке (440, 1000). Источник во всех случаях не понадобился, хотя был в наличии

Хе... А вот японцы до последнего пускали с источником.

[AtomInfo.Ru]

Может большего?

Именно меньшего. В тепловых реакторах 238U 95% и выше, в быстрых его 80-90% в зависимости от проекта.

[MVS]

Спасибо, понял. В реакторах с НОУ источник нужен (был) в основном в целях управления запуском. А вот для реакторов на ВОУ именно как пусковой?

[Pakman]

Вы как то странно это разделяете. Поясните.