Научная литература
booksshare.net -> Добавить материал -> Физика -> Белл Д. -> "Теория ядерных реакторов" -> 97

Теория ядерных реакторов - Белл Д.

Белл Д. Теория ядерных реакторов — Москва, 1974. — 494 c.
Скачать (прямая ссылка): teoriyayadernihreaktivov1974.djvu
Предыдущая << 1 .. 91 92 93 94 95 96 < 97 > 98 99 100 101 102 103 .. 264 >> Следующая


Хорошее согласие между расчетными и измеренными данными зависит не только от точности используемых методов решения уравнения переноса, но также и от наличия достоверных нейтронных сечений. Поэтому будут рассмотрены некоторые проблемы, касающиеся оценки применимости тех или иных ядерных данных для реакторных расчетов. Имеется несколько библиотек сечений в виде, пригодном для использования в машинных расчетах [30]. Одна из них, обеспечивающая необходимые входные данные для многогруппового расчета методом дискретных ординат, и используется в данном исследовании.

Настоящее обсуждение относится главным образом к сравнительно простым системам с металлическим делящимся веществом, которые характеризуются высокими энергиями нейтронов в них. В быстрых реакторах, содержащих заметное количество элементов с низким атомным номером, таких, как натрий, используемый в качестве теплоносителя, и кислород или углерод в составе окиси или карбида урана или плутония, спектр нейтронов смещается в область более низких энергий. В этих условиях становится важным поглощение нейтронов в резонансной области (этот вопрос обсуждается в гл. 8). Однако для тех сборок, которые рассматриваются в настоящем разделе, резонансное поглощение несущественно.

Для всестороннего и надежного сравнения экспериментальных и расчетных данных расчеты проведены для быстрых критических сборок, имеющих простые геометрию и состав. К ним относятся сферические* сборки: «Годива»,

* Выбранные здесь сборки не являются строго сферическими, и поэтому делаются небольшие поправки для того, чтобы определить критические размеры сферической сборки.

191
в которой отсутствует отражатель и используется металлический уран с обогащением 93,9% по урану-235 [31], «Джезебел» также без отражателя с металлическим плутонием-239 (95%) [32] и «Топси» с металлическим ураном 94%-ного обогащения и толстым отражателем из естественного урана [33].

Очень немногие сечения в выбранной библиотеке сечений известны с погрешностью ±1%- В действительности даже наиболее важные сечения для быстрых нейтронов имеют экспериментальные неопределенности в несколько процентов. Поэтому не следует ожидать, что согласие между экспериментальными значениями коэффициента размножения или критических размеров и рассчитанными с использованием библиотеки сечений будет лучше, чем несколько процентов. Тем не менее для установления точности расчетных методов и особенно для оценки точности сечений желательно, чтобы все приближения в расчетах переноса нейтронов давали неопределенности, не превышающие нескольких процентов.

Расчеты методом дискретных ординат. Упомянутые выше быстрые критические сборки содержат высокообогащенное делящееся вещество, поэтому они имеют небольшие размеры.

Очевидно, диффузионное или Р^приближение в этом случае неприменимо и необходимо использовать более точное решение уравнения переноса. Чтобы определить, каким может быть это решение, рассмотрим для простоты односкоростное приближение. Так как среднее число нейтронов с, возникающих при столкновении, равно примерно 1,3 для урана-235 и 1,5 для плутония-239, то из табл. 2.7 видно, что даже P5-приближение будет давать погрешности в критическом размере около 1 %. Для рассматриваемых здесь случаев использовались расчеты многогрупповым методом в Sg-приближении. В соответствии с данными табл. 5.3 в результате таких расчетов можно найти для односкоростной задачи значения критических радиусов, отличающиеся от значений, полученных точным решением уравнения переноса, не более чем на 0,3%. Соответствующая погрешность в коэффициенте размножения k составляет примерно 0,15%. Следует ожидать, что подобные заключения относительно точности 58-приближения применимы и при многогрупповом описании [34].

При расчетах прежде всего необходимо определить, с какой точностью нужно учитывать угловое распределение рассеянных нейтронов, т. е. какое количество членов разложения требуется оставить в разложении потока в ряд по полиномам Лежандра в уравнении (5.34). На основании формы зависимости дифференциальных сечений упругого рассеяния от угла рассеяния для нейтронов в представляющем интерес интервале энергий [35] можно заключить, что вполне достаточно ограничиться несколькими членами разложения в ряд по полиномам Лежандра. Типичные кривые зависимости от энергии дифференциального сечения рассеяния урана для нейтронов более высоких (2,5 Мэе) и более низких энергий (0,65 Мэе) приводятся на рис. 5.5.

Изучая зависимость результатов от числа членов разложения, можно показать, что очень точные результаты получаются при использовании Р2-или Рд-приближения для описания анизотропного рассеяния. В действительности даже обобщенное транспортное приближение cL = 0 (см. разд. 5.4.2) оказывается вполне приемлемым для многих быстрых критических сборок. То, что это действительно так, видно из представленных в табл. 5.4 значений критического радиуса сборки «Годива», рассчитанных в Sg-прибли-жении для различных представлений

T а б л и ц а 5.4 Критический радиус сборки «Годива» для различных приближений при описании рассеяния [36], см
Предыдущая << 1 .. 91 92 93 94 95 96 < 97 > 98 99 100 101 102 103 .. 264 >> Следующая

Реклама

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed

Есть, чем поделиться? Отправьте
материал
нам
Авторские права © 2009 BooksShare.
Все права защищены.
Rambler's Top100

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed