Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів
In the model of reactor kinetics based on the description of neutron transport in the two-group diffusion approximation, the number of equations describing the change in the concentration of delayed neutron precursors depends not only on the number of groups of delayed neutrons, but also on the numb...
Gespeichert in:
| Datum: | 2019 |
|---|---|
| 1. Verfasser: | |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | English |
| Veröffentlicht: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Online Zugang: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/149 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Institution
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-149 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1492019-03-21T10:07:12Z Mid-Weighed Kinetic Parameters for Use in the Two-Group Diffusion Model of Reactor Dynamics with Fuel Based on a Mixture of Fission Isotopes Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів Khalimonchuk, V.A. In the model of reactor kinetics based on the description of neutron transport in the two-group diffusion approximation, the number of equations describing the change in the concentration of delayed neutron precursors depends not only on the number of groups of delayed neutrons, but also on the number of fissile isotopes present in nuclear fuel. Since each isotope is characterized by six groups of delayed neutrons, the total number of differential equations describing concentrations of delayed neutron precursors is equal to the product of the number of fissile isotopes (M) and the number of groups of delayed neutrons for each isotope (i = 6). This is true provided that the decay constant of the concentrations of delayed neutron precursors that were formed from the division by fast or thermal neutrons can be taken in the same way. In fact, there is a difference, though small, in these values for the two energy groups. Therefore, the number of the corresponding equations is twice as high. In this paper, a mathematical expression is obtained for the weighted average decay constant of delayed neutron predecessors from fission by fast and thermal neutrons in a multiplying medium with several fissile isotopes. This, together with the conventional procedure of weighing the fraction of delayed neutrons from fission by fast or thermal neutrons in a similar multiplying medium, allows the two-group diffusion model of the reactor kinetics to be limited to only six equations for the concentrations of delayed neutron precursors and thus the kinetic model of the reactor to be simplified. У моделі кінетики реактора на основі опису транспорту нейтронів в двохгруповому дифузійному наближенні кількість рівнянь, що описують зміну концентрації попередників запізнілих нейтронів, залежить не тільки від числа груп запізнілих нейтронів, але і від числа подільних ізотопів, присутніх в ядерному паливі. Оскільки кожен ізотоп характеризується 6-ма групами запізнілих нейтронів, то загальне число диференціальних рівнянь, що описують концентрації попередників запізнілих нейтронів, дорівнює добутку числа подільних ізотопів (М) на число груп запізнілих нейтронів для кожного ізотопу (i = 6). Це є справедливим за умови, що постійні розпаду концентрації попередників запізнілих нейтронів, які утворилися від ділення швидкими чи тепловими нейтронами, можна прийняти однаковими. Насправді має місце, хоча і невелика, відмінність в цих величинах для двох енергетичних груп. Тому число відповідних рівнянь збільшується ще в 2 рази. У даній роботі отримано математичний вираз для середньозваженої постійної розпаду попередників запізнілих нейтронів від ділення швидкими і тепловими нейтронами в розмножуючому середовищі з декількома подільними ізотопами. Це разом з загальноприйнятою процедурою зважування часток запізнілих нейтронів від ділення швидкими або тепловими нейтронами в аналогічному розмножуючому середовищі дозволяє в двогруповій дифузійній моделі кінетики реактора бмежитися всього шістьма рівняннями для концентрацій попередників запізнілих нейтронів і, таким чином, спростити кінетичну модель реактора. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-03-12 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/149 10.32918/nrs.2019.1(81).10 Nuclear and Radiation Safety; No 1(81) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 58-61 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(81) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 58-61 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/149/152 |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| baseUrl_str |
|
| datestamp_date |
2019-03-21T10:07:12Z |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Khalimonchuk, V.A. |
| spellingShingle |
Khalimonchuk, V.A. Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| author_facet |
Khalimonchuk, V.A. |
| author_sort |
Khalimonchuk, V.A. |
| title |
Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_short |
Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_full |
Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_fullStr |
Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_full_unstemmed |
Середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_sort |
середньозважені параметри кінетики для використання в двогруповій дифузійній моделі динаміки реактора з паливом на основі суміші подільних ізотопів |
| title_alt |
Mid-Weighed Kinetic Parameters for Use in the Two-Group Diffusion Model of Reactor Dynamics with Fuel Based on a Mixture of Fission Isotopes |
| description |
In the model of reactor kinetics based on the description of neutron transport in the two-group diffusion approximation, the number of equations describing the change in the concentration of delayed neutron precursors depends not only on the number of groups of delayed neutrons, but also on the number of fissile isotopes present in nuclear fuel. Since each isotope is characterized by six groups of delayed neutrons, the total number of differential equations describing concentrations of delayed neutron precursors is equal to the product of the number of fissile isotopes (M) and the number of groups of delayed neutrons for each isotope (i = 6). This is true provided that the decay constant of the concentrations of delayed neutron precursors that were formed from the division by fast or thermal neutrons can be taken in the same way. In fact, there is a difference, though small, in these values for the two energy groups. Therefore, the number of the corresponding equations is twice as high. In this paper, a mathematical expression is obtained for the weighted average decay constant of delayed neutron predecessors from fission by fast and thermal neutrons in a multiplying medium with several fissile isotopes. This, together with the conventional procedure of weighing the fraction of delayed neutrons from fission by fast or thermal neutrons in a similar multiplying medium, allows the two-group diffusion model of the reactor kinetics to be limited to only six equations for the concentrations of delayed neutron precursors and thus the kinetic model of the reactor to be simplified. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/149 |
| work_keys_str_mv |
AT khalimonchukva midweighedkineticparametersforuseinthetwogroupdiffusionmodelofreactordynamicswithfuelbasedonamixtureoffissionisotopes AT khalimonchukva serednʹozvaženíparametrikínetikidlâvikoristannâvdvogrupovíjdifuzíjníjmodelídinamíkireaktorazpalivomnaosnovísumíšípodílʹnihízotopív |
| first_indexed |
2025-07-17T12:04:29Z |
| last_indexed |
2025-07-17T12:04:29Z |
| _version_ |
1837895642197786624 |