A szöveg csak Firefox böngészőben jelenik meg helyesen. Használja a fenti PDF file-ra mutató link-et a letöltésre. 3. feladat. Nukleáris reaktor tervezése (összesen 10 pont). Az urán a természetben formájában fordul elő, és az uránatomoknak csupán 0,720%-a . Neutron hatására az könnyen elhasad, melynek során 2-3 nagy mozgási energiájú hasadványneutron is kibocsátódik. Ennek a hasadásnak a valószínűsége megnő, ha a hasadást kiváltó neutronok mozgási energiája kicsi. Tehát a hasadványneutronok mozgási energiájának csökkentésével az magok hasadási láncreakciója idézhető elő. Ez képezi az energiatermelő nukleáris reaktor (NR) elvét. Egy tipikus NR egy magasságú, sugarú hengeres tartályból áll, ami az ún. moderátoranyaggal van feltöltve. Ebben tengelyirányban hengeres csövek, az ún. üzemanyag-kazetták helyezkednek el négyzetrácsba rendezve, melyek belsejében magasságú, szilárd állapotban lévő, természetes üzemanyagrudak találhatók. A kazettából kilépő hasadványneutronok ütköznek a moderátorral, így energiát veszítenek, hogy aztán a környező kazettákat a hasításhoz szükséges kicsi energiával érjék el. A 6. ábrán csak a feladat szempontjából releváns alkatrészek láthatók (pl. a szabályozórudak és a hűtőközeg nem). A hasadás miatt az üzemanyagrudakban fejlődő hő a hosszirányban áramló hűtőközegnek adódik át. Ebben a feladatban az üzemanyagrudakban (A rész), a moderátorban (B rész) és a hengeres geometriájú NR-ben (C rész) zajló fizikai folyamatokat tanulmányozzuk.
![](upload/abr86/ab86947.png) 6. ábra. A nukleáris reaktor (NR) vázlatos rajza. (a) Egy üzemanyag-kazetta nagyított képe (1 ‐ üzemanyagrúd). (b) Az NR képe (2 ‐ üzemanyag-kazetta). (c) NR felülnézetben (3 ‐ az üzemanyag-kazetták négyzetrácsba rendezve; 4 ‐ tipikus neutronpályák).
A rész. Az üzemanyagrúd adatai: móltömege ; sűrűsége ; olvadáspontja ; hővezetési tényezője . A.1. Tekintsük a következő hasadási reakciót, melyben egy álló 235U elnyel egy elhanyagolható mozgási energiájú neutront: | 235U+1n→94Zr+140Ce+21n+ΔE. | Becsüljük meg a hasadás során felszabaduló teljes ΔE energiát MeV-ben! Az atommagtömegek: m(235U)=235,044u; m(94Zr)=93,9063u; m(140Ce)=139,905u; m(1n)=1,00867u és 1u=931,502MeVc-2. A töltés megmaradásával ne foglalkozzunk. (0,8 pont) A.2. Adjunk becslést a természetes UO2-ban lévő 235U atomok térfogategységre eső N számára! (0,5 pont) A.3. Tegyük fel, hogy a neutronfluxus-sűrűség az üzemanyagban homogén, nagysága φ=2,000⋅1018m-2s-1. Egy 235U atommag hasadási hatáskeresztmetszete (a céltárgy atommag effektív keresztmetszete) σf=5,400⋅10-26m2. Határozzuk meg az üzemanyagrúdban térfogategységenként fejlődő hő Q keletkezési ütemét (W m-3-ben), ha a hasadásból származó energia 80,00%-a alakul hővé! 1MeV=1,602⋅10-13J. (1,2 pont) A.4. Az üzemanyagrúd közepének (Tc) és felületének (Ts) hőmérséklete közötti különbség állandósult állapotban Tc-Ts=kF(Q,a,λ) alakban írható fel, ahol k=14 egy dimenziótlan állandó, a pedig az üzemanyagrúd sugara. Határozzuk meg F(Q,a,λ)-t dimenzióanalízissel! Itt λ az UO2 hővezetési tényezője. (0,5 pont) A.5. A hűtőközeg kívánt hőmérséklete 5,770⋅102 K. Adjunk becslést meg az üzemanyagrúd a sugarának au felső határára! (1,0 pont)
B rész. A moderátor Tekintsünk egy kétdimenziós rugalmas ütközést egy 1 u tömegű neutron és egy A⋅u tömegű moderátoratom között. Az ütközés előtt mindegyik moderátoratomot tekintsük nyugvónak a laboratóriumi vonatkoztatási rendszerben (LR). Jelölje vb→ és va→ a neutron sebességvektorát rendre az ütközés előtt (before) és után (after) az LR-ben. Legyen vm→ a tömegközépponti (TKP) vonatkoztatási rendszer sebességvektora az LR-hez képest, ϑ pedig a neutron szóródási szöge a TKP rendszerben. Az ütközésekben résztvevő összes részecske nemrelativisztikus sebességgel mozog. B.1. A 7. ábrán látható az ütközés vázlata az LR-ben, ahol ϑL a szóródási szög. Vázoljuk fel az ütközést a TKP rendszerben!
![](upload/abr86/ab86948.png) 7. ábra. Az ütközés a laboratóriumi rendszerben. 1 ‐ a neutron az ütközés előtt; 2 ‐ a neutron az ütközés után; 3 ‐ moderátoratom ütközés előtt; 4 ‐ moderátoratom ütközés után Tüntessük fel a részecskék sebességvektorát az 1-es, 2-es és 3-as állapotokban vb→, va→ és vm→ segítségével! Jelöljük be a ϑ szóródási szöget is! (1,0 pont) B.2. Adjuk meg a neutron v, illetve a moderátoratom V ütközés utáni sebességét a TKP rendszerben A és vb segítségével! (1,0 pont) B.3. Fejezzük ki a G(α,ϑ)=Ea/Eb mennyiséget, ahol Eb és Ea a neutron LR-beli mozgási energiája rendre az ütközés előtt és után, valamint B.4. Tegyük fel, hogy az előző kifejezés érvényes D2O molekulára is. Számítsuk ki a neutron lehetséges legnagyobb relatív energiaveszteségét, az fl≡Eb-EaEb mennyiséget, D2O (20 u) moderátor esetén. (0,5 pont)
C rész. A nukleáris reaktor Ahhoz, hogy az NR-t állandó ψ neutronfluxussal működtessük (állandósult állapot), az elszökő neutronokat a reaktorban keletkező többletneutronoknak pótolniuk kell. Egy hengeres geometriájú reaktornál a neutronok szökési üteme k1[(2,405/R)2+(π/H)2]ψ, a többletneutronok keletkezési üteme pedig k2ψ. A k1 és k2 állandók az NR anyagi tulajdonságaitól függenek. C.1. Tekintsünk egy NR-t, melyre k1=1,021⋅10-2m és k2=8,787⋅10-3m-1. Figyelembe véve, hogy adott térfogat mellett szeretnénk minimalizálni a szökési ütemet a hatékony üzemelés érdekében, határozzuk meg az NR méreteit állandósult állapotban! (1,5 pont) C.2. Az üzemanyag-kazetták négyzetrácsba vannak rendezve (6/c. ábra), a legközelebbi szomszédok közötti távolság 0,286 m. Az üzemanyag-kazetták effektív sugara (mintha tömörek lennének) 3,617⋅10-2m. Becsüljük meg az üzemanyag-kazetták Fn számát a reaktorban, valamint az NR állandósult állapotban történő üzemeltetéséhez szükséges UO2 anyag M tömegét! (1,0 pont) |