Реактор весовая функция

Чтобы определить распределение температуры в действующем реакторе, необходимы детальные инженерные расчеты переноса тепла и движения теплоносителя. Затем результаты расчетов используются в уравнениях динамики реактора для определения эффектов обратных связей путем введения укрупненных параметров системы. Примерами таких параметров являются температура топлива , температура замедлителя , температура теплоносителя и связанные с ними коэффициенты реактивности. В принципе эти температуры должны быть усредненными величинами, основанными на действительном распределении температур, причем весовые функции при усреднении выбираются так, чтобы обеспечить правильные значения эффектов реактивности. Эффективные температуры для различных областей реактора связываются параметрами, получаемыми из инженерных расчетов. [c.390]

Приведем простой пример определения весовой, передаточной и переходной функций для простого химико-технологического объекта, описываемого одним обыкновенным дифференциальным уравнением. Пусть имеется реактор идеального перемешивания (рис. 2.5), в который с объемной скоростью L поступает жидкость с растворенным в ней трассером — веществом, которое химически не взаимодействует с другими веществами и используется при исследовании структуры потоков в аппарате. Обозначим концентрации трассера на входе в аппарат и на выходе из него, соответственно, через Сах(<) и Свых(0> объем жидкости в аппарате — через V. Расход жидкости L будем считать постоянным. [c.73]

Рис. 6.11. Весовые S(0 и переходные А (<) ff(t),b(t) функции проточного реактора идеального перемешивания при п >= 1.

Оба эти подхода имеют существенные недостатки при решении задач физики защиты. В первом случае выбор весовых функций зависит лишь от физической интуиции исследователя, и нельзя заранее оценить, насколько удачен такой выбор. Использование второго подхода в задачах физики ядерного реактора, где прямой и сопряженный источники распределены в самой зоне Vm, характеризуются примерно постоянным энергетическим распределением и где изменение ф(л) и ф (л) в пределах V , невелико, является обоснованным. В задачах же физики защиты выражения (3), (4) в общем случае малоприемлемы. Из-за ослабления излучения при прохождении в защите всегда можно найти такой (рис. 1), что [c.274]

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...