Dyfuzja i spowalnianie neutronów
Artykuł: Termiczna dyfuzja neutronów.
Ten kalkulator pokazuje, jak neutrony rozprzestrzeniają się i tracą energię w moderatorze. Ważne jest to, że neutron powstały w rozszczepieniu jest zwykle szybki, a wiele reaktorów potrzebuje spowolnienia go do energii termicznej. Narzędzie porównuje moderatory przez liczbę zderzeń, długość spowalniania, dyfuzję i prawdopodobieństwo nieucieczki z układu. Pomaga zrozumieć, dlaczego woda lekka, ciężka woda i grafit prowadzą do różnych rozmiarów i własności rdzenia. Model jest jednorodnym przybliżeniem dyfuzyjnym, więc nie obejmuje heterogenicznej siatki paliwowej ani pełnego widma neutronów.
✓ Model zweryfikowany — szczegółowa walidacja
Wyniki dla Grafit reaktorowy
| Letargia do energii termicznej | 18,186 |
|---|---|
| Średnia liczba zderzeń | 115,1 |
| Średnia droga swobodna rozpraszania | 2,48 cm |
| Długość spowalniania | 10,84 cm |
| Długość dyfuzji termicznej L | 52,57 cm |
| Długość migracji M | 55,96 cm |
| Prawdopodobieństwo nieucieczki w sferze | 66,91% |
Model jest jednogrupowym szkicem dyfuzji. Nie liczy rezonansów,
heterogenicznej siatki paliwowej, anizotropii rozpraszania ani widma energii;
pokazuje tylko, dlaczego ciężka woda i czysty grafit tak mocno zmieniają
bilans neutronów.
Dane źródłowe i granice precyzji
Aktywacja, łańcuchy i przekroje neutronowe
| Co-60 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
|---|---|
| Mn-56 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Na-24 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Cs-137 | ENDF/B: tak; JEFF: tak; FISPACT: tak |
| Co-59 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=0.0062 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Mn-55 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=0.0031 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Na-23 (n,gamma) | selektywna baza ENDF/B MF=3: σ(1 MeV)=2.300e-4 b; termiczne wartości presetów pozostają osobnym źródłem |
| Przekroje grupowe | JEFF-4.0 293 K: Co-59 MT=102 σ(1 MeV)=0.0063 b; FISPACT ENDFB81 293 K: Co-59 MT=102 σ(1 MeV)=0.0063 b; parser TAB1/MF=3 jest gotowy do audytu, ale nie wykonuje kondensacji widmowej |
| Materiały presetowe | nie powinny być rozszerzane ręcznymi stałymi, dopóki dostępne źródła przekrojów nie są zaimportowane i testowane |
Co to wnosi: już teraz można walidować rozpady produktów aktywacji między ENDF/JEFF/FISPACT. Nowe materiały i widma neutronowe wymagają osobnego importu przekrojów grupowych.
Audyt modelu: Dyfuzja i spowalnianie neutronów
Kalkulator porównuje moderatory przez liczbę zderzeń, długość spowalniania, długość dyfuzji i prawdopodobieństwo nieucieczki.
Najważniejsze uproszczenia
- To jednorodny model dyfuzyjny.
- Nie liczy rezonansów ani heterogenicznej siatki paliwowej.
- Przekroje są wartościami efektywnymi, a nie funkcją energii.
Co można liczyć dokładniej
- Dodać dwugrupowe przekroje i sprzężenie z k_eff.
- Dodać absorpcję w zanieczyszczeniach grafitu lub moderatora.
- Dodać geometrię walca i stosu z reflektorem.