IÍJV 2503-RJF
ČESKOSLOVENSKÁ
ÚSTAV
AKADEMIE
JADERNÉHO
VÉD
VÝZKUMU
ŘEŽ
J.ČERMÁK» I.TINKA E.QMITROVA
FYZIKÁLNÍ VÝPOČET AKTIVNÍ ZONV ČSL. ZKUŠEBNÍHO RYCHLÉHO REAKTORU ZRR
FNÍOtNACNl. HfclDISKO
NUCLEU RESEARCH INSTITUTE kit
-
CZECHOSLOVAKIA
INFOffMATIOtf C I N T I I
Fyzikální výpočst alrtivní son* čsl * sfcu§ebnlho rychlfho reskl^u 2KR
J 0 Čermák, I . ТШга, S. GmitroTé ÚJV - ČSAV - ŘeS
I- Popis reaktoru a jehG \rýpcč4ový тсчЗеЗ . § lc Pops гз reaktoři-. V tomto paragrafu av^ceice táaje iHr:.f?sb?i4 pro orovedeni fyzikálních výpočtu, Asti*Z!Í г.-:*»пв váicox^ho tvaru э boční reflektor JPOU sloř.snv :/. >ч»^д;ё jv5 stcjny-ih seStíhr-eanýcfc казег гог-г&геж pod k~.íč" 44 ш í krak-ir. С ш л Plocha hciví.j 2 je 17 «fH га , CeXkorý počet fcy^rt r эт*;1ип noné i r e f l e k t o ru byl stanoven předběhne ' ^ - V ; Рздгёг kese-a v akt i vsi ззЫ e reflektoru ře m&ií Í pr*-h*hú йаирьие reakUcru- Zdola а э^.-chc se při щука j i e s i á l n í >.чfle. z Usvj i ooi-:t^i4ho kysliČnDrj uranu, . t o i v n í зола je obkl.^^ л Ъссг/М i s-f .".«fctoreai k&££*o*é konstrukce* Jako sakladnH ^гЬлл'.ч by i. při:ia^ / 1 / g r a f i t e ^ r e f l e k t o r , na sékl&áe připr^ínvř: \r pr*b*h:< projektového f*sšení ZKR byly převeleny nčktcT-* ^fií,4-cty .* и;е:.:>гуа reflcskiořemРМраагёлше na totato ai-íete", ÍQ návrn ionst-ru-rise bočního r e f l e k toru se 40% g r a f i t u byl p^j.jst t onleieci na předpokládané umístění experimentálních smyčt-k v totsxo reflektoru.* &> Ьобыаь reflektorem kasetová konstrukce nésl-eduje p^oiiradieSrd окта на nádoby Tato vrtitva % hled i,«дЬ fyiikélníao výpočtu předbtf»vuje dalSÍ dodat!cový re-fleU.cv, Aktívní zonai bc&u »*rfla-;or Irasetiviré konstrukce i r>roti-« radiační ochrana jsou uíaístSr^ *;ъ 7él?Ové n-ódcoS, Mříi kazet aktivní яогу е. bočního r e f l e k t o r u je snézornSna na cbr&sku 1,1, Na titejn&c ;> brášku je rovněž vysnačer.G u a i s t e ní regulačního eysieau feydí, V#Ska aktivní acn/ Hfi
- 40 еж*
S 2 , \Týpo6tcvé scheme. Jako východisko výpočtů r e k t o r u 2Ш byl Tsat válcový reaktor, jehož složení je echot.av.i-'k^ ukázáno xm obr, 1.2*
Počty jader jednotlivých prrk^ рЫХе son X - VI jsou uvedeny v tabulce 1 , 1 . , оЪ^заютг* dí2y /hénotlivých prvkft pro některé význačné zóny v tebulce 1*2Tabulka XfjU
Роб ty jader jednotlivými komponent x 10 24/„,3 / «*•яг zona C235 U238 0 Fe Gr N1 Mo Na
В 10 В 11
с zona
I 0 0 0 0,0183 0,00471 0,00391 0,00048 0,00672 0,0259 0.00648 0 9 01083 Г/ » I I
It
1 II
0 С С 0^018? 0,00471 0,00391 0,00048 0,0067? G
P/0C69? p , 00175 ,0,01744 jO, 01314 |0V00346 b,00241 JO, 00021 p. 00687 ! 0
С
,j
Q
0
j
0
• !
vi
U235
0 i
U238
оi о!
0 Fe Ст N1 Mo Na
В 10 В 11 С
0,0243 ! 0,006491 0,00319!
o 0,0044 0 0 0,0321
III 0,00474 0,00119 0,01187 0,01479 0,00386 0,00289 0.000296 0,00689 0,0086 0,00216 0,003*1
lila 0,00474 0,00119 0,01187 0,01479 0,00386 0,00289 0,000296 0,00689 0 0 0
......
VI 0 0 0 0,0491 0,01335 0,00663 0 0,00474 0 0 0
-
Pokud ее týká тотЬЛ jednotlivých zor, poloměry зопу I (reap, la) je roven 2,3$ srn, tlouStka году И je 7,14 ев, воду X! (reep Ilia) 4,5 cm, radios celé aktivní году ее měnil v rozmez! 23,5 až 26,0 cm. Pro poleaSr zóny 24 ев činí tlouětka grafitoréb
•я»
т-
Ч
reflektoru 18 спи Яогтёх* pásma (году) VI пешо podstatný vliv ne charakteristiky cKtivaí seny, oyl proto vzat coaSkuá libo volně *^40 cm. ^ b i H r s I.:?
Objemové díly .fcč-netHvýeh *-аге>Л&.й i
I
•
hafteta 3
(g c a " )
—
Í
"
i
» i
i XTls
гзпа 11= IV aateriál
—
i i
E
i
VI v
0,905 7еЬ 1,6
UOp
Na ocel С
0,322 0,29 0,256
G ? 483 Oj 29 0,22?
t
i
i í
í
— - t ~
S
ii
cr-
0 í* 0,4 0,4
•
0,2 0,B -
1 1 i
ii ii i>
i
Složení ocelí podle použitých ocelí v ?е&к1з?и БОВ (ша,а odchylky ve složení nespusobí podstatné шепу ve rýoo6te'A\).
Ob:
1,2,
Výpočtové schema
"T ж Irofli. r&L
ж oo&L refl
-
4
"
Péaoa l f II, IIIj IV tvoři blasts^ aktiva? аопа s tim, že ve aloseaí pásma I resp XIX ssfees.4?.* ú^ehu přítomnost centrální kompenzační Ъ/ёъ (KCi) resp > áblšich b iyU (КО? ~ 3;} AJ& | 4 ) , Údaje p©3 la a l i l e cápovi da jí přVpactu že tyče jsou vytaženy. V tom případě tyč zasahuje do akt*'tni голу svou neabsolvujíc i cási-í ^ £:.*о *.уросе* vb^xenty -% CH5é.-G"-rya bocnia: rot >.e b:\o~em kasetové kosstrakso odrsdá pésaa V. v t ^г:<> *>řípt»d^ slu-zissv. pás5ia V podle obj6ffiov.ýc-i áílú odpovídá «icb^x passa VI,, •. j 0.2 Ks a 0,3 oeelí* Je sapctrebí dodat, &~ pf-i u?£ení kr?iick£h& polomě ru byl radius aktivní icny postupně měněn Czm-hcu tlouštky pássa IV) a s touto saunou byla ш^п§па odpovídajícím spftsobem i tlouStka sony Y\ Konstrukce regulačních tyčí зе předpokládá stejné jako u sovětského reaktoru ВШ [jQj (Лаке absorpční materiál ja použit karbid boru obohacený да 805ь -- 310) .
IX, Konstanty a metody výpočtu* Použité programy. Výpočty byly vesměs převáděny v чаше! amohagrupového difuš ního přiblížení» i když by relativně malá aktivní sona reaktoru 2RR vyžadovala přesnější .přístup. Na ^ékiscíe zkušeností ziskaných ve fy zlkéiná-energetiskem instít&ta v Gbninsku (nadále FSI) při výpočtech reaktoru BOR, z něhož projekt reaktoru 2RR s některými srénamí vycháaí / 1 / ^ usuzujeme, že zejména v tomto etadiu projektu je mnohagrupové difuaní přiblížení zcela uspokojivá, V* souvislosti $ mnobagrupovým přiblížením vzniká v první řadě otázka vhodného systému mnohagrupových konstant» Pro naše výpočty jame použili systému gumových konstant abuinského ko lektivu autorů Abegjan, Basesjane. Bondarenko, Nikola jev (stručně АШ) / 2 / . A t o nejen г toho důvodu, že ее dalo očekávat, Že tyto konstanty jsou nesporně pro výpočet 2Ш e ohledem na velkou podobnost reaktoru BOR, který byl rovněž počítán a projektovati ve 181 Obninsk, nejvhodnější, šl& i proto, Že syetéa ABS Ле natolik
-
s .-
universální, že rn^ře být použit pro celou řadu úloh fyziky rychlých reaktov*
provésti na základe i menšího počtu grup, konkrétně 1 8 - t i , které získáme prostým vynecháním nejnižších energetických grup* Tato skutečnost je ostatně zřejmá з pohledu na tvar spektra v r e a k t o r u ZRR, ve kterém téměř nefigurují neutrony nízkých e n e r g i í , Výpočty byly prováděny jednorozměrně ve vélcové geometrii, Unik v axiálním směsou byl zahrnut zavedením vhodného efektivní ho přídavku na čelné reflektory-, Jinými slovy e předpokladem kosinového prYcěfcu po výšee| coegjč* kde
Ад +Zi&rt s výškou aktivní zóny H * 40 cm a efektivním přídavkem na čelné reflektory
universální j £e atfže být použit pro celou řadu úloh fyziky rychlých reaktora Je nakonec i Gostatečně гшашо. že systém А Ш je Široce používán a že s něho vychází celé řada světových center pracujících v oblasti rychlých reaktora« S ohled em-Jia naSe výpočtové možnosti (obsah paměti, rychlost počítače) se však ukázalo, že počet grup použitý v systému ABN-26, je relativné velký, zejména když se jedné o vétěí počet variantních výpočtu-. Ze stejných důvodu byly ve FEI pro výpočty rychlých reaktoru používány 13-ti gruporé konstanty sí skané atředováníai z 26-tí grupového eystsou &БЗ,, S těmito konstantami jsme ve spolupráci s FEI Obninsk provedli výpočet jedné varianty ZRF, které nám posloužila jako základ pro výpočet spektra i adjungováného spektra neutronu, vývinu tepla ze štěpeni v aktivní asonš a hodnot integrálních reaktivit pro jednotlivé prvky vystupující" v reakto ru (z teorie poruch)o Na základe zkušeností zíakaných ve FEI Obninsk se ukázalo. Se určení к ^« a tím i kritické hmoty lze provéeti na základS i menšího počtu grup, konkrétně 18-ti, které ssí skáme prostým vynecháním nejnižších energetických grupo Tato skutečnost je ostatně zřejmá з pohledu na tvar spektra v reakto ru 25Ш, ve kterém téměř nefigurují neutrony nízkých energií, Výpočty byly prováděny jednoroza£rn5 ve válcové geometrii• Ďnik v axiálním směru byl zehrnut zavedením vhodného efektivní ho přídavku n& čelné reflektory. Jinými slovy s předpokladem kosinového proběhu po výSce* cos j£& .,, kde
„
&
e výškou aktivní году H _ « 40 cm a efektivním přídavkem na čelné reflektory d£tr. • Hodnota delta (efektivního přídavku) byla yybrána po koneultaci в odborníky FEI na základe jejich zkušeností в výpočtem reaktoru ВОЙ. Je samozřejmé, že s ohledem t» složitou konfiguraci reaktoru ZRR bude v budoucnu zapotřebí prové eti upřesnění na základě dvourozměrného výpočtu- Nicméně, máme-li důvěru v odhad efektivního přídavku deltě, lze tvrdit, že pro určení k e f f v aktivní boně je pro tuto fázi projektu jelnorzzašrný výpočet dostačujícím TVeáme na tomto místě příjemnou
- 6 okolnost, že ječnoroamšrné výpočty oproti dvourozmxrným na základě podobných výpočtů pro sovHeký reaktor BOR dávají větěí hodnotu pro kritickou hmotu, což i v naěem případě zkracuje jistou rezerva. Pro г£8еч í maohagrupových rovni*- difuzního přiblížení byly používány programy vypracované v &ЛГ ČSAV /3/, /4/. Ve spolu práci s FEI tyla je3aa varianta spočtena jak našimi programy tak v Obninsku (FSI) a byla zjíStena uspokojivá sho^a, Protože příprava konstant pro soustavu mnohagrupových rov nic na zakladS sy 3tému mikrodai ABN je ваша о sobě obtížnou tflohou9 řešíme tuto náležitost též e ohledem na dostupnost výpočet» nich prostředků samostatným programed, který byl pro tyto dčely vypracován rovněž v UJV / 5 Л Jedné se o zcela obecný program* který zejména bere v úvahu resocančp.í samostínení s pomocí koefi cientů samostínení uvedených v / 2 / э Pro určení koeficientů resonenčního samostínení je důležitý parametr 6@ (je to totální makroskopický účinný průřez věech isotope prostředí příeluěné zóny kromě uvažovaného, vztažený na jedno jádro isotope» uvažovaného - viz /2/ ) , při výpočtu kterého se mohou, nebo nemueí koeficienty samostínení uvažovat. *
Pro zhodnocení v e l i k o s t i tohoto efektu byly nrovedeny někte rá výpočty ( / 6 / } s prvními 18-ti grupami 2 6 - t i grupového systému % (a) (b) (c)
s koeficienty samostínení u 6& bez koeficiente eamoetínění u $$ bez uvažování samostínení r^bec
Zatímco u případu (b) byl oproti (a) zaznamenán velmi malý r o z d í l v fcéff» P^P 8 * 3 *•) ^ a l zmenSení $? 1,5 % v к + ~ oproti ( c ) . Podstatné rozdíly byly i v neutronových spektrech mezi (a) a (e)« Podobným způsobem byl sledován v l i v počtu grup a počtu harmonik ( / 6 / ) - nejdůležitější výsledky jsou uvedeny • tabulce I I . 2 , kde
- 7 & k~** tento význam i
má
4
** ~
4™
.$0
Index 26 značí 26-ti grupový výpočet se 6 , t i harmonikami; při středování z 26«ti na menší počet grup bylo používáno spektrum podle obr, III,1 (získané pro případ, kdy centrální kompenzační tyč nahrazuje palivo)*
Tabulka XX«2
mi
i
k
1 2 3 4 5
+ + *
-i
eff M 0S9 0,01b 0?56 0,6 056
charakteristika výpočtu prvních 18 grup 26-ti grup*soust«s 6 harmonik 18 grup, 6 harmonik 6 grup, 6 harmonik 6 grup, 10 harmonik' 6 grup,16 hsrnonik
и
Z uvedeného je zřejmé^, že pre variantní výpočty na keff je možná i použití malogruoových jednodimenzionálních výpočtu, přitom zvětSovéní počtu harmonik nemá podstatný vliv o Pro jiná výpočty (závislá na tocích a spektrech) je použití vícegrupových výoočta nutné, proto byl ja^o přijatelný volen počat grup 18, a to buá prvních 18 z 26-ti grupováho systárnu, nebo 18 z tohoto systému &tředováných„ Připomeňme nakonec, že pro výpočty ZRR jsme použili oproti knižnímu vydání eyetámu ABN / 2 / opravených údajů, která jeme získali osobními sděleními při vzájemných konsultacích s odborní ky Ш .
3 ,.
V tsbulce I I Д jsou měněny h^ardee energetických grup IB-ti grupovéfc© геб okovaného ^yetétmb
16~ií grupový kon<3enaovaft,ý s^stéa '"!
T grupa I
ASN
2
1 2
3
3
4
4
6 1 8 9 10 11 12 JL«ř
14 15 16 1?
5 6 ? 8 9 10 •A. A.
12*13 14+15 16*17 18*1$ 20+21+22 23+24+25
£ ř - -1С *» 4 ? 0-6 ? í>
v
l«4-2- ; f 0,6-
IfeV 0,2 -Qe 4 IfeY 0 Д Oř2 nf>*-46ff5 10,0-^1,5 2Д5-10..0 0,465-2 ; 2.5 100-46? £1 .,5-100 0,2X5-2 ДЗ Os 0252
ke? keV
kev
«v «V
- 9 -
III, Charakteristiky kritických stavů, § i. Popis počátečního Ptavu, Pod počátečním stavem se chápe kritický © tav reaktoru s čerstvým palivem při teplotě !*a 200°C před dalším ohře vem a výstupem ne výkon, centrální koapensační tyč gesunute (uspořácání 1,11, IIIa,r/pV\VI)e Spolu e touto variantou byly počítány varientys kde byla г usně volena pásma I, Iap reap» XII, lila s ohledem na přímé určení účinnosti regulačního systému, § 2« Výpočet kritičnosti, toku a spektra neutronu v počátečním stavu* % l y provedeny jednorozměrná výpočty ve válcové geometrii a radiálním průběhem neutronového toku, vyjádřeným jako rozvoj pomocí Beeselovy funkce (v k-té grupě)
fa*)* E ^ J* (&0 kde c Q značí kořeny Besselovy funkce je extrapolo vaný poloměr reaktoru, Únik ve směru osy z Сpo výšce reaktoru) byl uvařen jak bylo podrobněji uvedeno v kap. II. pomocí laplasiánu tfŽ» 0,0024, Výsledky výpočtů к .>. pro počáteční uspořádání v závislosti na radiu aktivní «oay < e použitím prvních 18-ti grup 26-ti grupového eyetému) Radius aktivní «ony СШ k
aff
24 0,99524
24,5 1,00705
25 1,01849
26 1,04031
Interpolací dostaneme ki\ii:y.ky ::I,::KUÍJ ikti^ni sony v podátečnía stavu ; 24*2 соь 2© p f ^ - t c ^ u j - ' ^ 9 : Í paiiv'jYy-ch kazet. Pomámka i &»ltiek;£ гог^ёг pře •' 'ЛИЛ;- •-r^t.AW'ahu reflekto r a kasetové konstrukce o s o l e n y vt^'.-.:/:•:: ^ v J s ;ji-UÁfe stejné uspořádání sazovna 24 ř ? сжг «o;' p;<:-C. avn-.-. -v^'.O* palivových kaset , Neutronová spektra bj/la u;---ao'«•••'•.: -::-y r--.-Mi'."!i-§^tti tey-alné « a t í žení nejexponovanější kasety 1 Э *V'• ., .7 Tedy
\
:
m - A, f - -
kde ft (i*) osou získána £ туросм5 / i / .*. *л'лх. л!.:.т^п^ konstanta
' 'i * fib .' 7f .'• í
р£1$еш£ Щ(А) značí aaxiaaáXní бо-'оХзг.^ t*pu;:.;u£ satí*aní palivové kasety ? H charakter!suje její p luh t í: >*•; *и*г$1* uvolněné při 1 štěpení a konstanta 0,035 -juárá с-:>аЯ fer^-rsie t J^-^adisčrdbo záchytu, j e s t l i ž e předpokládáme то1п^ ví r w .&i\f ,na ječeo sáchyt* Maxiaiáiní hodnota integrálcího m e t r смотало it;ku- oak bude
a pomocí něho yyjádřec
* / ^
,»•..
\
ř rif'
Re obr- I I I . 4 je py$beh Integracíh& toká p**o počáteční a vyhořelý eta^ (10 %-td vyhořen*' iíér-rJbv w:it№i&lvL r centru aktivní 3&ony)B v tabulce I I I Л jsou uěfcu-rš ávp:J,i^íci hai-akterietiky»
Je třeba poznamenat, $э při normování toku byla použita hodnota E ^ 190ftleV/Stěp*a nebyly uvažovány zdroje tepla z radiačního záchytu (jejich příspěvek do calkové hodnoty je menSÍ než 1 %), Tato fakte nají ovEem га následek poněkud vet&i hodno ty maximálního integrálního toku* IVo úplnost je na obr» III,1 uvedeno spektrum neutronu (integrováno pres příslušnou sonu) г 26-ti grupového výpočtu s poloměrem aktivní sony 24 «ms Jde cr?Sem ý relativní jednotkya Adjungované spektrum bylo normováno na 1 v centru aktivní zóny
a pro nškteré body je vyneseno na obr. III.2 - jeho původ je v 18-ti grupovém výpočtu se 6-ti harmonikami a s palivovou kaze» tou v centru aktivní zóny.
§ 3- Vývin tepla ze Stéoeni v aktivní zone v počátečním stavu* Analogicky jako neutronové toky byly normovány i zdroje tepla ze Štěpení, V tabulce IIIЛ jsou uvedeny příspěvky do cel kového výkonu od jednotlivých částí aktivní zóny (viz obr. 1*2), přičemž byly použity výpočty s prvními 18?tl grupami 26-ti grupove* soustavy*
- 12 -
Tabulka III Л (výkon v ЯК) . .
. . , • • • —
celá A2
^"Vpáemo varianta-v
II
III.a
a)*
9,9
7,0
33 g 5
50 ? 4
З^хЮ 1 5
1,023
b;
9S6
7,6
39,6
56,8
з^ю 3,5
1,007
C/
9,8
8,0
49,1
66,8
4,2x1c*15
0,993
cc)
8,8
7,2
44,1
60,0
З^хЮ15
0,993
IV
W
S výjimkou případu a) jde o varianty se ze sunutou centrální kompenzační tyčí, která je u a ) * nahrazena palivovou kazetou, To znamená pro b), e ) , cc) hodnotu R « 2,36 cm (ekvivalentní poloměr centrální kazety) a pro a ) * R = С «?i- VnějSí pološery aktivní zóny byly pro а ) * Н д 2 « 24 ca, pro b) R^g « 24,5 сю, pro c), cc) R
AZ ~ 2 б
сю
Počáteční eta v je tedy charakterizován variantou b), konečný variantami c), cc) e tím, že u c) byly zdroje normovány na maximální tepelná zatížení 1100 k*/l A Z • R * 2 i36 cm, kdežto u cc) na maximál ní výkon celé aktivní zóny 60 W - Podotýkáme? že při normalizaci na maximální výkon 60 Mf ae dosáhne maximálního tepelného zatížení v případe cc) pouze 986 kW/lAZe Proběh zdroje tepla ze štěpení v závlalostl na poloměru je uve den na obr o III.3. Tady je třeba ei uvědomit, že zona Х П а byla homogenizována, to znamená tepelné zatížení na 1 litr jejího objemu? bez ohledu na to, zda se jedná o palivovou kazetu nebo neabeorbující část regulační tyče»
§ 4. Výsladky výpočtů na k _ ^ pro rV^ié koabinaca iimístěni regulačních or^áná a maxiaáluí v;/hořel.<ř stav. S ohledem na určení ťč L a p a t i ^щиЫ^'ЛсЬ. oceánu au sékl&de přímýeh výpočtu (lsa je ovšsa počítá 1 i да základě fC24r.uXí poru chové t e o r i e , jak bode uvedeno v nes:, ecu j í c í kapitole) uvedeme v tomto paragrafu výsledky rípcSta pvu г^;а$ ;£!)2:ЫГЛСЙ umístěni regulačních orgánů. Pásma IVř Vs VI (víz obr, 1*2 5 ^ í t š ; v £ j í ve všech výpočtech stejná, ©Sní ae роизе kombinace I ř II? v XIT Výsledky jsou zpraco* vány v tabulce I I I . 2 .
Tabulka UI.,2 "T kombinace
*AZ Cc*lI
4-
Х,Х1,ХПа 2,IX,III XX,XI,IIXa 1а,И?П1а
24 24 24
k
к eff 1 HAZ Í H ! *"eff _Г
0,995 í 0,933 l 1,023
»._™. J _
24;5
1,00?
24,5
' 0,945
24; 5 24,5
I о*эб
K
a
AZ Í? J
w
«ff
: » » •
l a 04 Oř955
3fc
0,993
L_L
Ve všech případech jde o výpočet э pyvními 18-ti grupami 2 6 - t i grupového systému se 6-t: па*доз±кап1-. *J pásem I . I I I značí index a vytažené regulační t-убе, jín&fc jeou sasunuty. Výpočet a ( * ) je pro 10 %~ní vyhoření v centru aktivní голу ív připadej že by tam bylo palivo), ostatní pro čerstvé palivu.
™ 14 -
§ 5» Popis vyhořelého stavu a kritický rozměr při mrJnálnirb vyhoření* V procesu prá^e reaktora na výkonu vyhořívé palivo a dochází к isotopiekým změnám a t i a i směně kritičnosti, Fřesné ře§*»*í problému vyhoření v reaktoru 3RR představuje velmi náročnou úloha. Proto jsme se cmezili ve shodě в výpočty, které byly prováděny ve FEI Obninsk pro reaktor ЗОН, ш zjednodušený výpočet, který bere v úvahu pcuze zbytek >MJ3 a UŽJČ a vznik Ш36, Pu239 a zbytku po dělesil * Předpokládané doba kampaně se určuje z podacinky, Se na konci kampaně aé *ýt 7 centru reaktoru 100 kg zbytku n& 1 tunu paliva (XO«ti % vyhoření), Integrální neutronový tok 0Q v centru reaktoru byl určen з předpokladu, Že 0~ ее v čase nesení. Výsledky výpoČtS jsou ujedeny v tabulce III.3* V tabulce IIIe3 Je váha v kg jednot livých izotopu na konci kampaně v jednotlivých kazetách aktivní zóny dále те věech kazetách na určitém poloměru a nakonec součet pro ^elou aktivní zónu. Hodnoty jsou vzaty в výpočtů provedených Ing, li, Bucínsfcým z EGU,. iC výpočtu je třeba zdůraznit, Ы nebylo uvažováno roz5i*ování aktivní zeny přikládání© čerstvého paliva, o čemž v ťiisto saadlu úvah nelze ř í c i nic určitého •> Isotopl^kó složení při maximálním vyhoření odpovídá tedy počtu 100 kazet v aktivní zóně. Pro úplnosx dodejme, že váha U02 7 jedné kazetě je na oočátku 2 г 71 kg« Pro přibližné určení kritického rozměru při maximálním vyhoře ní a tím 1 určení počtu kazet aktivní zóny na konci kampaně bylo použito praštěme isotopické složeni na základě tab. 1X2.3» Jak bude ukázáno v dalěí kapitole, účinnost dodané kazety palif» пв okraj aktivní zóny (záměnou za kazetu grafitového reflek toru) představuje na základě přísaho výpočtu 0,26 %, na základě poruchové teorie 0,27 %; změna reaktivity po dosažení 10 %-ního
Tabulka XXX.3. Váha hlavních isotopu v palivo vám článku po doaažaní 10 % vyholení pološer
1
г 3 4 5 6 7 8
9 10 11 22 13
vaáálenoet od atřadu
počet č i . na poloměru 6 6 6 6 6 12 6 6 12 12 6 4 12
4,45 8,9 7,73 11,8 13,33 16,05 15,44 17,8 19,42 20,35 22,25 23,17 23,53 Celkam
U 235
U 218 Pu 239 Zovtky U 236 váha v kg •* vlach článcích (kázatách)
na torto poloměru
9,66 9,75 9,72 9,06 9,89 20,01 9,95 10,10 20,42 20,55 10,40 6,97 20,96
0,251 0,251 0,251 0,232 0,232 0,459 0,217 0,194 0,179 0,171 0,149 0,095 0,284
2,839 2,842 2,839 2,847 2,847 5,705 2,850 2,853 5,723 5,730 2,870 1,915 5,756
0,0399 0,0399 0,0399 0,0399 0,0342 0,0684 0,0342 0,0299 0,0542 0,0527 0,0228 0,0142 0,0427
168,25
2,96
47,617
0,513
1,263 1,204 " 1,221 1,120 1,103 2,032 1,050 0,946 1,736 1,647 0,725 0,465 1,344 15,857
*
Х м •=»
vyhoření v centru aktivní zóny je 3,6 % podle teorie perech, přímým výpočtem byla spočítána pouze pro vyhořelý stav ve Uč a IV- pásmu, který dal dobrou shoda s poruchovou teorii pro tato dvě pásma. To znamená, že pro kampaň reaktoru bude zapotřebí dodání A/20 palivových kaset na okraj aktivní zóny*
XV. Efekty reaktivity a účinnost regulačních orgánů. Pokud nebude řečeno jinak, vSechny výpočty této kapitoly byly prováděny 8 18-ti grupovou soustavou konstant, získanou pomocí spektra obr» IIIЛ z 26-ti grunováho systému ABR, pe 6-ti harmonikami v г o svoji toků i adjungovaných toků, s kosinovým prů během po výšce aktivní zóny. Centrální kompenzační tyč byla -^«mrazena palivem, poloměr aktivní «ony 24 cm. „==-. § 1. Efekty reaktivity různých materiálu, V tabulce IV. 1 Jsou uvedeny hodnoty integrálních reaktivit pro nejrůznější isotopy prostředí reaktoru (počítáno poruchovým formalismem) při umístěni 10 24 jader do kmědého сшг příslušné zóny» Je vidět, Se vneseni kteréhokoliv г uvedených isotopů do aktivní zóny má za následek kladný příspěvek к reaktivitě, což je příznačné pro malé soubory se značným dnikem neutronů. Pro zhodnoceni efektů lokálních poruch mohou posloužit reaktivity sloupce uvazovaného materiálu o průřezu 1 cm a výšky H a 8 umístěného ve vzdálenosti r od centra aktivní sony» Ke obráz ku IVл • ml IV,8. jsou vyneseny tyto závislosti pro nejďMetitější prvky* Reaktivity jsou opět vypočteny pro koncentraci 3 T 1 ем .
Tabulka I? Л., Integrální efekty reaktivit razných materiále při umístění 30* 4 jader dc každéfto кт* odpoví lají eí 30Г4?
Í80top —
.
U235
шзв o
! aktivní sona | j _ i
.
erefitovr/ léflekto:-
i
73,17
X12s7 i
** 64
1
3se
!
Na
3,66
Fe
2,6
-• 38,2
| ceelorý | reflektor ! í ! 46,23 I | - 4 g 06
celý reflektor 232,1 -
i
3>32
1
34Э64 7,3
0,38
7,12 2S2
Í
5 f 24
0,24
i
Pu239
132
frakce U235
2,1
U236
3,4
- 1- 1 " i
-
i
-
§ 2* Zaéna reaktivity při úplstéa úniku sodíku, Z hodnot integrálních reaktivit lze vypočíati změnu reaktivity při úplné» úniku sodíku. Ha základe*tídajůuvedených v tabulce I V Л . doetaneee tyto sečny reaktivity při úplném úniku sodíkus s aktivní «ony s grafitového reflektoru (V)
*4l/k e £ f } ^d/k^)
- - 2 t 52 % * - 1,36 %
ж ocelového reflektoru (VI)
^i/keff)
s
a tedy в celého reaktoru
~ °'17 *
JCl/k^) » - 4,05 %
Tento údaj sá eiao jiné význaa pro stanovení krltičnoeti ench** ho reaktoru»
*-• Х в •*"
§ 3 » Účinnost tyčí regulačního systéau» Soustava regulace a ochrany (SUZ) musí zabezpečovat i vyvedení reaktoru г podkritického stavu, přechod z jedné úrovně výkonu na jinou, kompenzaci všech zm§n reaktivity vznikající v procesu práce reaktoru, plánované nebo havarijní zastavení reaktoruo Jako absorpční materiál je použit karbid boru obohace ný na 80 % В 10o Pohlcující část tyče se skládá z trubek z nere zavějící oceli vnějSího poloměru 12 um tlouštky stěny 0,4 srn, v jejichž nitru se nacházejí bloky г karbidu boří v průměru 10,8 mm* Hevelkou odchylku mají tyče AP, ve kterých se používají 4 pohlcu jící elementy místo 7 u ostatních tyčí,U tyčí AR jsou pro zmenše ní účinnosti tři pohlcující elemnty nahrazeny tyčemi z nerezavě jící oceli téhož průměru* V neabsorpční části tyčí chybí bloky z zarbidu boru, Účinnosti jednotlivých tyčí КС, AZ, AP pro počáteční stav byly spočteny jednak na základě výsledků pořuehové teorie uvede ných v paragrafu 1 této kapitoly (z efektů lokálních poruch), л jednak na základě přímých výpočtů uvedených v kap. XII. § 4 pomo cí vztahů
j(1/keff) , w - w k
eff 1 • k eff 2
U věech tyčí je chápána účinnost Jako a^MMml absorbující části tyče za neabeorbující Část. a) Centrální kompenzační tyč (KC1) Z přímého výpočtu (prvních 16 grup 2É»-ti докдегекэ myartéaaJ, kdy se KC1 uvažovala jako samostatná вшмцав1тепяа to**, +&% získána Její účinnost / v l , 6 %.
SC2
Z v?.^-i;-í еУ - ••".;ři-; v^'":. / *•• men ^нуа
vi/i-ir- • \r> g*u\iý ч h» т л п к . deformovaný tok v centra .."u.;r - t -. ••.•..t> ..iv>c^ia&jlci v s u n u t í ko&penz&áai *xokft" ne-uL-j': st "'^ :^ ž>. J*OI*OVÍV£PÍUÍ 6 "VpočifiS .? neaeťo.. = tokem doíitauea*» líoefi^.Sí.vfc Makování tyč* Y w
> Kompe uzemni tyče (K02ř KC.i.; e -yče havarijní ochrany < A2X ** AŽÍ) . ^G-.. ,,;jck.G ;'.!:• ifiri viie^h iScb/io ty či je s t e j n é jek-.* a £•?'• . ая^з^ецу jsc.: з.;':а€т;.'Лл. ky те vzuáISDuS'i;.i чгошшя &« L?trec! '-J^V-Í Рг*й.^' v/p.čtí'í u,c;.b... X'TT.
tyó učii-.доз': *-*>., г-;*%. '/ур^^ч '--Эчзк byl ргсл icci'.. otr fcafcLjttJtuu IC'"r í-ia '.-o&ui'i ы р;-ч-илc h c é t*áCi-Ác)<; K t ^ á ovlirru íieutro.uové l^*y áo sn&órié vbcá. noati- s p^.-rho^é teorie dot •taném© účinnost- ' Ь Х',94 %a; Tyče au;.offativk* veguJ-avfe ÍAP.>,? ДР2), J e j í c h uniietení - 22^ ш oá centra aktivní £ony - je к blaái-зka pouzíveného difuzníhc» p ř í b i í žení velmi nevýhodné Je^ftó se o rozhraní d~ou. »ýrasn£ odlišných prostředí 9 kde gejmér«a p ř í tomnost g r a f i t e v sousední soné podstatně změkčuje «spektru* neutronu v t é t o oblastjU Prato třeba zíekanou hoonotu xřX 35 (poruchové t e o r i e - přímý výpočet nebyl prováděn) - b r á t s j i s t o u reservou.* V kažuém případě t a t o hodnota upozorňuje na nutnost, uvažovat о годпЗеп! počtu abao?pčnlch elementů ~? t y čích» aby nemohlo d o j í t j e j i c h automatiekým zásahem ke k r i t i c kému stavu xm okamžitých neutronech, Z uvedených hddnofc ; bereme* n e j n i ž š í získané tzuy účinnost sy stepu Í regulačního kompenzačního havarijního
A^2ř2 % ^3ř48 % "*ЗД6 fc
ú č i n n o s t i ) máme
Áfetodí^ky «So tohoto poe&er&fo patři i výpočet tf6irir4ostí palivové kasety dodané m окгал a k i i / r i i soay k r i t i c k é h o reekioru (sesunou 4Й kazeti? grsďitovéfc;:» r s ^ l e š i ^ r u ) . , FfíjB.ýsE výpočte» (rospuštérnai mě hodnotu -*v*0,26 %э s poruchové plyaoeběr^ců KOI v сеасги e k t i v a í Леше přisip-veík к r « a k t \ v i t £ ^ 0 S 6
po okraji aktivní sony) cbdrSí t e o r i e л*0,г? %, Pro záměno &t»ay za pslnvevou k&zeiu dost-a5é,
§ 4 , Teplotní a výkonové koeficientyCe'kov* t e p l o t n í s-uésa r-aakt-h'-'S ty bi*ds charakterisovéem dveroa esymptoiickýKá .<:.c»Žkftroi - t e p l o t n í a (na 1°C) a výkonovým (ns 1MW) kosficíín.těSs přidems px*vni koeficient souvisí s rovno** агёгпуи ohřrrvea r e a k t o r * , druhý s ohfev^a nerovnoměrným ( t e p l o t n í pole) Dyppleruv koeficient xiífoyl uvs^Dvén (podle výpootft pro r e a k t o r BOR t v o ř i Kecslé 1 %
«
- (0,55-1-0,56) -££— ft
v gxialnizc soéru
/(l/k e ř f )
* - 0,61
-M_ li
kde 4 RE А Н jeoa гаёпу v poloměru а výšce aktivní голу. Рошегпе obtížné Jíe stanovení výkonového koeficientu»
- 21 -
Příkladně maximální teplota paliva oproti povlaku je téměř 3-násobně vySSí а je obtížné stanovit, zda se bude palivo rozta hovat 8 povlakem (zejména v axiálním směru) nebo samostatné a pod. Proto byla volena "střední cesta", t»j. roztahování palivo vého elementu jako celku se střední teplotou mezi palivem a povlakem. Navíc je výkonový koeficient závislý na způsobu chla zení (při stejném výkonu maže být jiné teplotní pole a naopak)* Výsledky těchto výpočtu jsou uvedeny v tabulce ГУ .2,
Tabulka IV.2* (počítáno pro poloměr aktivní zóny 24 cm)
složka efektu
teplotní 0*(l/keff)xl05/°C
výkonový ftl/k#ff)«10?/MI
prostorové rozěíření vSetně změny hustoty (bez sodíku)
- 2,12
-6,0
sodíkový efekt
- 0,97
- 1,91
celkový
- 3,1
- 7,91
rovnoměrný ohřev od 200 do 400°C náběh na výkon od 0 do 56 И*
_
- 620
- 443
Celkový teplotní efekt od ohřátí a náběhu na výkon činí-v - 1,06 %„
- 22
V, Rozdělení absorbce a Štěpení v aktivní zone»
Následující výsledky byly získány z výpočtu s palivorou kazetou • centru aktivní zóny a poloměrem R^g ~ 24 cme Získané hodnoty - viz tabulku V\l. -charakterizují do listé míry aktivní zónu po stránce složení i jaderných vlastnosti jejích komponent.
Tabulka V,l. pásmo veličina
ii
IJIa
IV
oC
ОД92
0,169
0,233
£
0 S 018
0,020
0,016
r
0,024
0,022
0,026
ck
0,001
0,001
0,001
0,028
0,026
0,031
0,234
0,226
0,278
3,23x1c) 17
2,22x10 х 7
1,05x10 х 8
M i Шр/ме
Význam jednotlivých veličin (rozumí se v každé zóně) je tento s ОС
£
=
*
počet radiačních záchytu v U 23? počet Štěpení v U 235 počet Štěpeni v U 238 počet Štěpení v U 235 * U 238
— с
í*
=
počet radia Čni с l šáchy •:. v <í 233 počet vSeeh ъы 1$ :& t 3"
ch -
počet radiační с V *éc a^; ^ X £ í / L — počet štěpení v V 2?ř - J 23 s
4l£ =s
počet radiačních šáchy i v ; £3§_ počet Štěpení TJ 23; U 2V3
^
počet raáiačnícr šáchy ů ce - =;m ^ počet Štěpení v U 235 li 2 ;-
~
Konečně je uvedena též absolutní hodn*4s štípení v jednotlivých oblastech aktivní zóny* Na ohr^ V Л je znázorněn pr-ib^ri rtěpsrí U 2j5 v závislosti na poloměru - zde se ovšem jedné o rclatrmí jelnotky*
VI- Doplňující výpočty. Pro reaktor ZRR byly proved sny některé výpočty ve FJfcI Obninsk* V tabulce VI«1, jsou to áčínn 58ti regulačního sy stémuг v tabulce VI92» teplotní a výkonové ko*ficiei:ty« -V obcu případech byl brán poloměr aktivní zóny 25 г 55 сш? použita teorie poruch v 18-ti grupovém dlfuzním přiblížení.
- 24 -
Tabulka VIЛ,
centrální kompenzační tyč (KC1)
1,35
kompenzační tyč CKC2, ЯСЗ)
1,06
účinnost kompenzačního systlmu
3,47
účinnost tyče havarijní ochrany (AZ)
1,06
účinnost systému havarijní ochrany
4,24
účinnost regulační tyče (AP)
0,84
Tabulka ¥1.2, teplotní alofek». efektu
^U/k^OxlO^C
výkonový «T(i/keff)xl05/IW
prostorové rozSíření vSetné směny hustoty (bez Na)
- 3,07
- 11,36
sodíkový efekt
- 1,05
- 2,0
celkový
-4,12
- 13,36
rovnoměrný ohřev od 300 do 400°C
- 412p
«!-
náběh na výkon od 0 do 50 Ш
гчт
— ODO|V
Celková «fine reaktivity od oořevu a nébShu пл výkon bude - 1,62 %.
vlužno розпагае^а, že t y t o туре? i ty nev?ah-í.ziúj s« stejných poČátacních paraiuětA^ jskc nsše Щ,'*ъ ji 4 "! чс Ъ:Л se jména i^nik v axiálním směru, ^harekt^Hacv;. ::; * U^ÚQ ,>i fpaáe ho-.1tiot-.-aa 4!* = 0,0028 (na r o z d í l oá nel?-:, :^ - -V->:24) . Vliv tobolo рагаmetru na ntSkcei* » veličiny byl д-ыполг?:•: over-, v prsce^h / 6 / -*- / 9 / a t ř e b a ř í c i , £ Í je d o s t i podstatný-. *:£ ct^kod,, ňo jaké míry se pi^ojerí použiti jiných konst.aú (му .>re D- 4^sleč;:$ p ř i d r ž o v a l i sborníku ASN}., Je známo, :>ь x\„ fys. i.élniv. Týpoíir- reakior-u 3CR byly některé ve-ičiny korigovány e&pí••riaerrhÁlriíai T<sledky } j i n é dávaly celkdffl dobrou shodu з зх perirat-tvteiř.-.?^otř> stezka dalšího zpřesnoTání uvedených výsledku ' z e j a e r a s v / c ž i t Í B sku-Šanoatí г provoz» reaktoru ВОН) 2$stá7£ i na0i3e ryv-uální»
26 Literatura. /1/
Z0 Tlučhoř i Projekční zadání a základní parametry ča. zkušebního rychlého reaktora ZRR, Materiál баКаВ Č,J. 303/1 - 1/69/Г1
/2/
L.P. Abagjan a dr.: Gruppovyje konstanty moekva 1964
, At omladat,
/3/ E . Gmitrová : Prograay pro výpočet mnohagrupových difusních rovnic "ORE** a "BUCK", vypracovány v Jazyku FORTRAN IV pro počítač IBM 7040. /4/
Y« Lelek : Metodika a program mnohagrupováho dlfuzního výpočtu reaktora.
/5/
I o Tlnka : Qrupové makrokonStanty pre výpočet Jádrových reaktor от, Zpráva ÚJV 2267-R, UJV-ÍSA?-ftea\
/6/
I. Tlnka : Použitie viacgrupových difiSznych konstant • •••, Zprára ÚJV 2408-R,ftež1970.
/7/
I. Tlnka % Vývin tepla" so Stiepenia *
,
Zprára ÚJV 2419-RF,ftež1970. /8/
I, Tlnka : Izotoplcké efekty reaktivity Zprára ÓJV 2398-HF, fiež 1970o
/9/
I* linka s Změny reaktivity edetavy ZRR, Zpráva ÚJV 2426-HF, Řež 1970,
/10/ A d o LeJpunaklJ a kolo * Flalčeekaja zapiaka, PEI-187, Obnlnek 1969.
,
-27 *
*
Obsah» I с Popis reaktoru a jeho výpočtový aodel. II. Konstanty a aetody výpočtu* Použité programy. Ш . Charakteristiky kritických stavo. IVo Efekty reaktivity a účinnost regulačních orgánu» V» Rostélení absorbce a 3t3pení v aktivní xooé. VI. Doplňujíc! výpočty*
- га Příloha. A* V n á s l e d u j í c í tabulce jaou uveíeny k o e f i c i e n t y A ^ ro?*oja pro neutronové toky z 2 6 - t i grup^4ho VjipcStu зе 6 - t i har-шоп'kaai p ř i extrapoiovanés poioffišru S £ IQ з&& (к •» grape. í - poř&li kořene funkce JAx) } з s palivovou kaseto.! v centru astiTní o třony. Qg*ups 1 2 3 4 $ 6 ? 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 "'23 24 25 26
^
0,141В Í" 0,184B 0 0,862B-1 ~0 ? 971E-2 -0,368B-1 ~0V13SB~1 0,865£ С 0Д12Е 1 0.524E С ~С-*9$£-1 ~0,231E 0 ~0 ? 611B-i 0,222E i 0,28Ш 1 0ДЗШ X ~0,225E О -0,6С0£ С -0,17IE О 0,486Б ; 0 , 5 6 $ ; i 0 , 2 Ш j - 0 , 4 б 4 £ О «0,911В 0 ~0 ? 22lE О 0?62CE Г 0,631В 1 0 S 217S i -Q ř 403E 0 .-0982CS 0 -0,217S 0 С,9б4Е л 0,8*ЯВ 1 0 ? 295£ 1 «0,428E 0 -0,10}.& I -0.222E 0 0,8?2E 1 0,6?6S 1 0,233S л -0,344E 0 -0,71BB О -0,115В О 0,696£ 1 0>45О$ i 0,S66E С -0,448Б О - 0 , 1 9 6 8 О 0.19СЕ О 0,526В I 0,223В 1 0 ? 397Б v ~0 } 36?Е О 0,269Е С Oř30OE О— 0,366В : 0,339£ О «0,959В О С5207Е О Of479E O Q,35ď О 0 3 255В 1 =0,4438 О ~0,122Е 1 ~€,Зб4Б-2 0 ? 60?Е О 0 , 2 3 9 О 0,160В ; -0,611Б О -0,11ЯВ л 0,134Б О 0,664Е С ОДСОЕ О 0,897В С -4,532В О -0,786В О СДвЗВ О 0,496В О 0,41СЕ-1 0,132В 3 ~0,105Б 1 -0,885В О СД66Б О 0,472Е О 0 ? 352Е-1 0Д01Е 1 -G,934E O -0,703В O 0.406E О 0,437В О -0 ? 673Б~1 0,аЗОБ О ~0,845Е О 0.531Е О Oř414E О 0,354Е О -С,127В О 0.695Е О ~0,759Е О -9,397В О С,394Б О 0,276Б О «0 9 152В О 0,581Е О -0,671В O ~Ot294E О 0,3613 О 0,213В О -0,162В О 0,479В О -О 9 570Б.О «0,221Е О 0,312Е С О,165В О -0,152В О 0,381В О -0,4*9В О ~0,171В О 0,256Б О 0Я130Б О -0,133В О 0,29СВ О -0,345Е О ~0,139Е О 0Д97В О 0Д04Е О -ОДОбВ О 0,211Е О «0,237Е О ~0,11№ О 0,135В О 0,842В-1 -О»707В£1 0,138Е О -0,147В О -O s 933E-l C f 923E-l 0,681В-1 -0,526В-1 О,797Е-0 -0,808Е-1 >0,652Е~1 С,58£В-1 0,493Б-1 - 0 , 4 0 0 8 - 1 0 ; 3$6Е-1 -0,381Е-1 -0,385Б-1 0.331В-1 0 , 3 0 0 8 - 1 - 0 , 2 7 3 8 - 1 0 , 3 8 3 E - J -0 ý 326E-l -0,42CE~i С,287Е*1 0,303S-1 -0,215B~1
- 29 <
, Vysvětlivky k sbréřkuffi. .'ÍÍ'
I J
С len* sčaí -лЫта rsaktor** £HF : AP r.,yč automatického regulátoru kZ *• tyč havarijní ochrany o?riSceni pésem podle ebív* I 2.
Cbr > ~?I ;.
ŠGfck-ti-u-ai neutronů v reaktoru ШВ. xmt^gr^vérií př«s přísl«iSi:cu zona), 2 6 - t i fipupový ?ypc**n 3 palivovou kesetcví * c e n t r a AZ, r e l a t i v n í je6nor.ky-
Дг.:-. XII -i * Ae£.2£go?ané spekttus rte.ítronťL Хв-лД Avízový výpočet в p a H v o ^ u ka-zetcu ^ centru Až; kri^sy j^ou or o r- - 0, 'c - 10 s r- -« 50 CK od ii^arre AZ; r e l a t i v n í jednotky, Obi* "XI,? • Vývin tep a se §t*p*?iu \- AZ
(?OTÍI»
£ - 0}
a) z psIiFOvOu карегоа v centru A~J tO s koospeu seéni tySí c e n t r a AZ^/ ' 5 e r s t v 4 P*iivo t ; « kSEpenaační tyeí У chátru A£5 10 %-ní yynjřsní v centru a k t i v n í гаи/ Obi^
I I I v4 * Eř-Sbšh. i n t e g r á l n í h o reatroncvého toku pr;> ft) pr>^át$6nl stav b/_ vyřiof elý s t a v (10 % v centru AZ; pM noiwXizaci • лз 1100 k » / I á 2 nfcJžstížeaSjSí kazety
Obr
1¥Л ; IV.S r Práběh r e a k t i v i t y ой sloupce příslušného isotopu. 2 plochy 1 ее a výšky aktivní, sony s s ko¢raei Jader
Obr *• v.X ; Roisáělerií Stepaní r závisíoeti яа 2^ £ $ ^ С * ) а З Д - r e l a t i v n í jednotky - pro a ) srariar.*u e grafitovým reflektorem o) variantu e ocelovýa r e f l e k t o r e *
^ - " *
flbrIM
Лит
|||»*««иму*|1|»11ИР»^*РТ«Я^'
am /? #Л * Ьжт
1
1 1 1 i
J.4íT ž -
t
\ \ I
«W
\
1 \ 1 1 I.4Ď"* 1 1 1
1
1 1 1 1
XiAf* \ -
•r
1 VI 4 'л L
•
rfrmj — _ < p »
5
•
. ..• „A-J*: >*>
wt№řA
ъ
•:\W*,í
О
L5*10
r%
- 2,
- ÍSniO
I
KU) -*,кг9
-
5
>Ф*1 •
JL.
Окг.Ж.9
90 Um.
ОЬпЖЛ
Jk
%
•
1
- 9K-4IÍ*
1
1 1
i
1 1
«ли
1 1
1
*
1
'
J
-2.(M
1 1 1 1
1 V 1 \l
1 1
1 1
m
i
iKmiň"3
i
/
———r&
5 1_
«
9 •
.
L.
,
„„!.
U ,,
.
i ,
1!! i
i !
i
-" £М .4Й*> J * TU ~H
i j f i
1
!
-
1
í
.
1:
1
i
. f Л» JIT* - J
1
i
li
í
1
I • •
—^^1
i
i
1
.
>^ X
•
\
1 i
i
-45.Л
%3
^
1
\
1 \
rftm] V
i L
1
._
JУ
L
Лг.Ж.7
p.
1
1$ L
!
\ í
i i
i i JU
Obr Ti
