Чернобыль, взрыв, РБМК и другое, Из ветки про Фукусиму |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Чернобыль, взрыв, РБМК и другое, Из ветки про Фукусиму |
25.7.2011, 21:11
Сообщение
#41
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 116 Регистрация: 24.4.2011 Пользователь №: 33 257 |
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. |
|
|
25.7.2011, 21:16
Сообщение
#42
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 116 Регистрация: 24.4.2011 Пользователь №: 33 257 |
|
|
|
25.7.2011, 21:17
Сообщение
#43
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
25.7.2011, 21:18
Сообщение
#44
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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. Или разговор про быстрые реакторы? Про любые. |
|
|
25.7.2011, 21:24
Сообщение
#45
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 116 Регистрация: 24.4.2011 Пользователь №: 33 257 |
|
|
|
25.7.2011, 21:30
Сообщение
#46
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Разве доля делений 238-го в тепловых реакторах существенна? Уважаемый Barvi7 как раз про это писал. Пост №32 в этой ветке. |
|
|
25.7.2011, 21:46
Сообщение
#47
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 116 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.
|
|
|
25.7.2011, 22:03
Сообщение
#48
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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 |
|
|
25.7.2011, 22:11
Сообщение
#49
|
|
Эксперт Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 1 331 Регистрация: 24.4.2008 Из: украина Пользователь №: 1 043 |
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 Ага,не только годное сырье,но и возможная головная боль.И некоторые особенности протекания переходных процессов. |
|
|
25.7.2011, 22:27
Сообщение
#50
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 116 Регистрация: 24.4.2011 Пользователь №: 33 257 |
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 Да, спасибо. Немножко есть. сергей: а в чём именно боль? |
|
|
25.7.2011, 22:56
Сообщение
#51
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 582 Регистрация: 27.3.2011 Из: Петербург Пользователь №: 32 918 |
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 Про любые. мне не совсем понятно.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 |
|
|
25.7.2011, 23:11
Сообщение
#52
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 582 Регистрация: 27.3.2011 Из: Петербург Пользователь №: 32 918 |
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: сделал тупейшую проверку. 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?Взял первую попавшуюся ячейку теплового реактора (урановый твэл + окружающая вода). 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 |
|
|
25.7.2011, 23:17
Сообщение
#53
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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. 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. 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. |
|
|
25.7.2011, 23:20
Сообщение
#54
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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. |
|
|
25.7.2011, 23:34
Сообщение
#55
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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 |
|
|
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. 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 |
|
|
25.7.2011, 23:45
Сообщение
#57
|
|
Эксперт Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 1 331 Регистрация: 24.4.2008 Из: украина Пользователь №: 1 043 |
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). |
|
|
26.7.2011, 8:22
Сообщение
#58
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 038 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
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. |
|
|
26.7.2011, 14:32
Сообщение
#59
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 92 Регистрация: 1.4.2011 Из: Киев Пользователь №: 33 024 |
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. |
|
|
26.7.2011, 17:28
Сообщение
#60
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 501 Регистрация: 1.4.2011 Из: Луховицы Пользователь №: 33 030 |
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. |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 27.9.2024, 2:10 |