IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
25 страниц V  < 1 2 3 4 5 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Чернобыль, взрыв, РБМК и другое, Из ветки про Фукусиму
Theoristos
сообщение 25.7.2011, 21:11
Сообщение #41


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 115
Регистрация: 24.4.2011
Пользователь №: 33 257



Цитата(kisa_co @ 24.7.2011, 19:46) *
Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Зашлаковывание, мне кажется, скорее относится к осколкам с не слишком большими сечениями поглощения нейтронов.
Самарий стабилен, но довольно быстро выгорает.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Theoristos
сообщение 25.7.2011, 21:16
Сообщение #42


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 115
Регистрация: 24.4.2011
Пользователь №: 33 257



Цитата(AtomInfo.Ru @ 24.7.2011, 21:53) *
Меньше, да. Но Вы не поверите, как бету в MOX-топливе повышает уран-восьмой. О котором почему-то все забывают wink.gif


Не интерисовался, а каким методом он её повышает? Он разве там делится? Или разговор про быстрые реакторы?

ps: а... bravi7 уже обратил внимание
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 21:17
Сообщение #43


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:11) *
Зашлаковывание, мне кажется, скорее относится к осколкам с не слишком большими сечениями поглощения нейтронов.


Так и есть. Причём тут радиоактивность осколков, совершенно не понял.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 21:18
Сообщение #44


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:16) *
Не интерисовался, а каким методом он её повышает? Он разве там делится?


Разумеется. Уран-238 хорошо делится быстрыми нейтронами, а они в спектре деления есть.
Первый множитель в формуле четырёх сомножителей, собственно, и описывает деление на 238U.

QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:16) *
Или разговор про быстрые реакторы?


Про любые.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Theoristos
сообщение 25.7.2011, 21:24
Сообщение #45


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 115
Регистрация: 24.4.2011
Пользователь №: 33 257



Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 20:18) *
Разумеется. Уран-238 хорошо делится быстрыми нейтронами, а они в спектре деления есть.
Первый множитель в формуле четырёх сомножителей, собственно, и описывает деление на 238U.
Про любые.

Разве доля делений 238-го в тепловых реакторах существенна?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 21:30
Сообщение #46


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:24) *
Разве доля делений 238-го в тепловых реакторах существенна?


Уважаемый Barvi7 как раз про это писал.
Пост №32 в этой ветке.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Theoristos
сообщение 25.7.2011, 21:46
Сообщение #47


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 115
Регистрация: 24.4.2011
Пользователь №: 33 257



Теперь понял, что имелось в виду. Да, 0.3 максимально получается. Хотя это для одного плутония с 238-ым.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 22:03
Сообщение #48


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:24) *
Разве доля делений 238-го в тепловых реакторах существенна?


Theoristos,

сделал тупейшую проверку.

Взял первую попавшуюся ячейку теплового реактора (урановый твэл + окружающая вода). Посчитал K-inf. Получил 1,34.

Теперь принудительно занулил в расчётах микросечения деления урана-238. Пересчитал. Получилось Kinf = 1,24.

Делим 1,34/1,24 = 1,08.
Вот Вам вклад, который даёт деление урана-238 в коэффициент размножения для реакторов на тепловых нейтронах. Что хорошо соответствует всяким классическим определениям из учебников (вплоть до 1,05-1,10).

Так что уран-238 даже в тепловом реакторе отнюдь не только годное сырьё smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
сергей
сообщение 25.7.2011, 22:11
Сообщение #49


Эксперт
*****

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 1 331
Регистрация: 24.4.2008
Из: украина
Пользователь №: 1 043



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 22:03) *
Theoristos,

сделал тупейшую проверку.

Взял первую попавшуюся ячейку теплового реактора (урановый твэл + окружающая вода). Посчитал K-inf. Получил 1,34.

Теперь принудительно занулил в расчётах микросечения деления урана-238. Пересчитал. Получилось Kinf = 1,24.

Делим 1,34/1,24 = 1,08.
Вот Вам вклад, который даёт деление урана-238 в коэффициент размножения для реакторов на тепловых нейтронах. Что хорошо соответствует всяким классическим определениям из учебников (вплоть до 1,05-1,10).

Так что уран-238 даже в тепловом реакторе отнюдь не только годное сырьё smile.gif

Ага,не только годное сырье,но и возможная головная боль.И некоторые особенности протекания переходных процессов.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Theoristos
сообщение 25.7.2011, 22:27
Сообщение #50


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 115
Регистрация: 24.4.2011
Пользователь №: 33 257



Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 21:03) *
Делим 1,34/1,24 = 1,08.
Вот Вам вклад, который даёт деление урана-238 в коэффициент размножения для реакторов на тепловых нейтронах. Что хорошо соответствует всяким классическим определениям из учебников (вплоть до 1,05-1,10).
Так что уран-238 даже в тепловом реакторе отнюдь не только годное сырьё smile.gif

Да, спасибо. Немножко есть.


сергей: а в чём именно боль?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kandid
сообщение 25.7.2011, 22:56
Сообщение #51


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 582
Регистрация: 27.3.2011
Из: Петербург
Пользователь №: 32 918



Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 21:18) *
Уран-238 хорошо делится быстрыми нейтронами, а они в спектре деления есть.
Конечно, делится. Хорошо ли?
Быстрыми нейтронами 238U делится заметно хуже, чем 235U делится медленными нейтронами. Было бы не так, так чего бы играли в эти игры с замедлением нейтронов? Сразу бы делали все на быстрых. Да и обогащение зачем?
Но 238U в топливе много больше, чем 235U и/или 239Pu. Если иметь в виду только быстрые нейтроны (с энергией >1.4МэВ, а их ~60%), то получается, что хорошо.

А если смотреть на вклад 238U в образование запаздывающих нейтронов, то для быстрых реакторов он вроде как получается превалирующим. Но для тепловых реакторов (у меня, по крайней мере) так не получается. У меня получается, так, что в тепловых реакторах за запаздывающие нейтроны в основном отвечает все же 235U, 238U в этих делах так - с боку припека. Следовательно, вот это уточнение
Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 21:18) *
Про любые.
мне не совсем понятно.

Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 21:18) *
Первый множитель в формуле четырёх сомножителей, собственно, и описывает деление на 238U.
А вот это я совсем не понял. Может быть, у меня не та формула четырех сомножителей?
У меня такая: k = ηpfε. Даже не важно, что значат коэффициенты в "моей" формуле - ни один из них не соответствует специально делению 238U.

А у Вас какая формула?

Сообщение отредактировал kandid - 25.7.2011, 22:59
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kandid
сообщение 25.7.2011, 23:11
Сообщение #52


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 582
Регистрация: 27.3.2011
Из: Петербург
Пользователь №: 32 918



Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 22:03) *
Делим 1,34/1,24 = 1,08.
Вот Вам вклад, который даёт деление урана-238 в коэффициент размножения для реакторов на тепловых нейтронах. Что хорошо соответствует всяким классическим определениям из учебников (вплоть до 1,05-1,10).

Предыдущее сообщение писал. не видя этого.
1.08 как-то неожиданно много, честно говоря. Да еще ссылка на классику... То есть получается, что широко известное значение в узких кругах физиков-ядерщиков.
М-да, надо как-то осмыслить. Например, вот это:
Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 22:03) *
сделал тупейшую проверку.

Взял первую попавшуюся ячейку теплового реактора (урановый твэл + окружающая вода).
Если только одна ячейка, окруженная водой, то 235U вроде как работать не будет - ему же для работы нужны нейтроны после того, как они с водой "побеседуют". А в этой "тупой" проверке нейтроны, побеседовав с водой, тю-тю. Нет?

В данном случае я не спорю - просто указываю непонятный мне момент. Я же не знаю деталей Вашей "тупой" проверки.

Сообщение отредактировал kandid - 25.7.2011, 23:24
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 23:17
Сообщение #53


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(kandid @ 25.7.2011, 23:56) *
Быстрыми нейтронами 238U делится заметно хуже, чем 235U делится медленными нейтронами.


Только цифры. Источник здесь и далее - библиотека БНАБ-78.

Первая группа по энергии (6,5-10,5 МэВ).
Сечение деления 238U (sigma-f)= 0,9423 барна.
Сечение захвата 238U (sigma-c)= 0,0056 барна.
Вероятность деления при поглощении нейтрона в ядре sigma-f/(sigma-f+sigma-c) = 99,4%.

Тепловая точка.
Сечение деления 235U (sigma-f)= 583,5 барна.
Сечение захвата 235U (sigma-c)= 97,4 барна.
Вероятность деления при поглощении нейтрона в ядре sigma-f/(sigma-f+sigma-c) = 85,7%.

Таким образом, 238U быстрыми нейтронами делится заметно лучше, чем 235U тепловыми нейтронами.

QUOTE(kandid @ 25.7.2011, 23:56) *
Было бы не так, так чего бы играли в эти игры с замедлением нейтронов? Сразу бы делали все на быстрых. Да и обогащение зачем?


Из-за шутки природы. Неупругое рассеяние на 238U сбрасывает нейтрон по энергии ниже порога деления 238U. А оно велико для больших энергий. Поэтому, как ни удивительно, для быстрых реакторов требуется большее обогащение, чем для тепловых.

QUOTE(kandid @ 25.7.2011, 23:56) *
У меня такая: k = ηpfε. Даже не важно, что значат коэффициенты в "моей" формуле - ни один из них не соответствует специально делению 238U.


Тьфу! Второй, конечно! Первый - число нейтронов в акте деления, второй - размножение на быстрых на U-238, третий - вероятность избежать резонансного поглощения на U-238, четвёртый - вероятность деления тепловыми нейтронами.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 23:20
Сообщение #54


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(kandid @ 26.7.2011, 0:11) *
Предыдущее сообщение писал. не видя этого.
1.08 как-то неожиданно много, честно говоря. Да еще ссылка на классику... То есть получается, что широко известное значение в узких кругах физиков-ядерщиков.
М-да, надо как-то осмыслить.


Я написал цифирьки.

Уран-238 - отличное топливо при быстрых энергиях. Точнее, было бы отличным топливом. Нейтрон может взаимодействовать с ядром двояко - поглощаться в нём или сталкиваться и менять свою энергию. Один из видов столкновения (неупругое рассеяние) уменьшает чуть ли не с первого раза энергию нейтрона ниже порога деления на 238U. И всё.

И это хорошо. Иначе, подходя к гранитным стенам, человек рисковал осознать, что он является неплохим отражателем.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 25.7.2011, 23:34
Сообщение #55


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(kandid @ 26.7.2011, 0:11) *
М-да, надо как-то осмыслить. Например, вот это:Если только одна ячейка, окруженная водой, то 235U вроде как работать не будет - ему же для работы нужны нейтроны после того, как они с водой "побеседуют". А в этой "тупой" проверке нейтроны, побеседовав с водой, тю-тю. Нет?

В данном случае я не спорю - просто указываю непонятный мне момент. Я же не знаю деталей Вашей "тупой" проверки.


Это называется "расчёт элементарной ячейки". Берётся "повторяющийся" элемент активной зоны реактора и рассчитывается с большим количеством точек по энергии. В простейшем случае, ячейкой является топливная таблетка, зазор, оболочка и прилегающий к твэлу слой воды (с сохранением объёмных долей).

Это совершенно нормальный промежуточный шаг н-ф расчётов. Только в реальных проектах ячейки берут сложнее, например, кассету целиком. Шаг промежуточный, но под него есть готовые коды. И он позволяет попутно удовлетворять на качественном уровне любопытство из серии "А сильно ли изменится реактивность, если в ВВЭР оболочки твэла сделать не из циркониевого сплава, а из алюминиевого?".

Тупость проверки заключалась в том, что я взял не конкретную ячейку для конкретного ВВЭР, а первую попавшуюся ячейку реактора на тепловых нейтронах. Sorry, но я не конструкторское бюро smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
kandid
сообщение 25.7.2011, 23:45
Сообщение #56


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 582
Регистрация: 27.3.2011
Из: Петербург
Пользователь №: 32 918



Смилуйтесь великодушно, уважаемый AtomInfo.Ru - Вы же пытаетесь объяснить что-то не физику-ядерщику. По секрету, пока никто не слышит, - вообще не физику. Никакому.
Попробую медленно - не все сразу, а по частям.
Цитата(AtomInfo.Ru @ 25.7.2011, 23:17) *
Только цифры. Источник здесь и далее - библиотека БНАБ-78.

Первая группа по энергии (6,5-10,5 МэВ).
Сечение деления 238U (sigma-f)= 0,9423 барна.
Сечение захвата 238U (sigma-c)= 0,0056 барна.
Вероятность деления при поглощении нейтрона в ядре sigma-f/(sigma-f+sigma-c) = 99,4%.

Тепловая точка.
Сечение деления 235U (sigma-f)= 583,5 барна.
Сечение захвата 235U (sigma-c)= 97,4 барна.
Вероятность деления при поглощении нейтрона в ядре sigma-f/(sigma-f+sigma-c) = 85,7%.

Таким образом, 238U быстрыми нейтронами делится заметно лучше, чем 235U тепловыми нейтронами.

Что демонстрируют эти цифры дилетанту?
Что сечение деления 235U тепловыми нейтронами в 583.5/0.9423=619.2 раза больше, чем сечение деления 238U быстрыми нейтронами. Ну и какое влияние на это видение может оказать то обстоятельство, что в тех случаях, когда нейтрон как-то поглощается, а не отскакивает от, или проскакивает мимо ядра, доля деления у 238U выше, чем у 235U?
Съесть то она съест, да кто же ей даст?
Я не на то смотрю? Я не то вижу? Или где?

Сообщение отредактировал kandid - 25.7.2011, 23:51
Go to the top of the page
 
+Quote Post
сергей
сообщение 25.7.2011, 23:45
Сообщение #57


Эксперт
*****

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 1 331
Регистрация: 24.4.2008
Из: украина
Пользователь №: 1 043



QUOTE(Theoristos @ 25.7.2011, 22:27) *
Да, спасибо. Немножко есть.
сергей: а в чём именно боль?

То "железо",,что есть на блоках имеет свои характеристики + формула и закон регулирования ,реализованный для конкретного "регулятора".Я,когда то приводил пример по "особенностям" поведения топлива и реальным характеристикам некоторых основных "регуляторов",при переходных режимах .Т.е. ,насколько при изменении характеристик топлива (другой тип),при данных алгоритмах ,реализованных в системе регулирования и характеристиках отдельных элементов системы регулирования мы контролируем процесс и способны на него повлиять (управление)?Иногда,зазоры очень "эфимерны"(?).
Как бы это по простому?Попробую,при своей "косноязычности".Насколько ,мы учитываем реальные характеристики "элементов" систем регулирования ,законов регулирования (исходя ,из "старой" модели),реализованных в "железе"?Насколько ,при изменении "парка оборудования" необходимо вносить изменения?В алгоритмы,рассмотрение действий персонала?Изменение "вклада" (соответствующей доли) может повлиять на ход процесса и динамику протекания переменного режима.Отсюда ,и на необходимые и достаточные действия персонала.В принципе,по расчетам " на коленке", и проблемы решаемы.Вопрос в другом ,-насколько прописаны процедуры и отлажен процесс обоснования и внесения изменений(Ранее это называлось -сопровождение эксплуатации).
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 26.7.2011, 8:22
Сообщение #58


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 16 369
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(kandid @ 26.7.2011, 0:45) *
Что демонстрируют эти цифры дилетанту?
Что сечение деления 235U тепловыми нейтронами в 583.5/0.9423=619.2 раза больше, чем сечение деления 238U быстрыми нейтронами.


У всех изотопов - может быть, за редчайшим исключением - сечения взаимодействия нейтронов с ядрами намного выше для тепловых энергий, чем для быстрых. Это факт известный, на котором многие попадаются. Смотрят в таблицу и говорят "Вот!".

В реальности на реактивность, K-эфф, СЦР и всё такое и всё такое влияние оказывает отношение сечений деления и захвата нейтронов. Чем выше отношение, тем лучше изотоп как ядерное топливо. Абсолютные значения имеют другой смысл - чем выше абсолютное значение сечения деления, тем ниже поток нейтронов, который нам нужно создавать для снятия одной и той же мощности (и тем меньше повреждающее воздействие на конструкционные материалы!).

Так вот. U-238 для быстрых нейтронов - едва ли не идеальное топливо. У него отношение близко к единице. Коли так, то окружающие нас горные породы должны бы были фонтанировать вспышками энергии, потому что быстрые нейтроны в природе есть. А уран-238, соответственно, есть в горных породах с различными концентрациями. Но природа поставила ограничитель - придумала другую реакцию, которая очень скоро делает в уране-8 быстрый нейтрон небыстрым.

По физике всё. А по урану-238. Он успевает дать вклад в СЦР и общее число делений даже для теплового реактора, и этот вклад не пренебрежимо мал (несколько процентов). Учитывать его надо, хоть в реакторе, хоть в бомбе. Но сделать на нём живой аппарат (хоть реактор, хоть бомбу) нереально. Это как специи к пище - штука вкусная и полезная, но одним толчёным перцем сыт не будешь.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
XBOCT
сообщение 26.7.2011, 14:32
Сообщение #59


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 92
Регистрация: 1.4.2011
Из: Киев
Пользователь №: 33 024



Цитата(kandid @ 25.7.2011, 23:45) *
Что сечение деления 235U тепловыми нейтронами в 583.5/0.9423=619.2 раза больше, чем сечение деления 238U быстрыми нейтронами. Ну и какое влияние на это видение может оказать то обстоятельство, что в тех случаях, когда нейтрон как-то поглощается, а не отскакивает от, или проскакивает мимо ядра, доля деления у 238U выше, чем у 235U?
Съесть то она съест, да кто же ей даст?
Я не на то смотрю? Я не то вижу? Или где?


На всякий случай замечу, что 238-го в реакторе намного (?раз в 20) больше чем 235.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
eninav
сообщение 26.7.2011, 17:28
Сообщение #60


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 216
Регистрация: 1.4.2011
Из: Луховицы
Пользователь №: 33 030



Цитата(XBOCT @ 25.7.2011, 14:16) *
Но, вроде как есть реакторы и на быстрых нейтронах. Вот там по идее времена жизни нейтронов сопоставимы с бомбовыми. Но во всей красе должна вылазить разница между мгновенными и запаздывающими (которые вообщем-то тоже быстрые) нейтронами.

Даже в быстрых реакторах время больше на порядки.
Хотя бы из за разницы физических размеров реактора и ядра бомбы (метры и сантиметры - т.е. разница на 2 порядка).
Кроме того, в реакторе ниже обогащение, значит коэффициент размножения сильно ниже (значительная часть нейтронов поглощается ураном-238)
Ну и наконец, нейтроны даже в быстрых реакторах все-же не такие быстрые как в бомбе (десятки-сотни кэв, а не единицы мэв, в общем разница скоростей примерно порядок).
Если сложить все эффекты, то думаю разница постоянной времени нарастания реакции будет порядка четыре.



--------------------
Третий ангел вострубил, и упала с неба большая звезда, горящая подобно светильнику, и пала на третью часть рек и на источники вод.
Имя сей звезде "полынь"; и третья часть вод сделалась полынью, и многие из людей умерли от вод, потому что они стали горьки.
Go to the top of the page
 
+Quote Post

25 страниц V  < 1 2 3 4 5 > » 
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 26.4.2017, 9:07
Rambler's Top100