- •Оглавление
- •1.1. Основы ядерной физики.
- •1.1.1 Атом. Ядро. Понятие «элемент», «нуклид». Свойства ядерных сил.
- •1.1.2 Дефект массы и энергия связи. Зависимость удельной энергии связи от массового числа
- •1.1.3 Модели ядра. Эффект парности. Энергетический спектр ядер. Изомеры
- •1.1.4 Радиоактивность и ее виды. Закон радиоактивного распада. Альфа-, бета- и гамма-распады и их особенности.
- •1.2. Основы теории переноса нейтронов
- •1.2.2. Цепная реакция деления и ядерные реакторы
- •1.2.3. Характеристики нейтронного поля. Макроскопическое сечение и его обратная величина
- •1.2.4 Диффузия и диффузионное приближение. Уравнение диффузии.
- •1.2.5. Рассеяние (замедление) нейтронов на ядрах среды.
- •1.2.8 Возраст нейтронов. Уравнение возраста, граничные и прочие условия для
- •1.4. История развития ядерной энергетики.
- •Часть 2. Ядерные реакторы
- •2.1. Составляющие активной зоны яр
- •2.1.1. Ядерное топливо. Мокс-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл
- •2.2.1 Мокс топливо
- •2.3.1 Урановый и ториевый топливные циклы
- •2.1.2 Замедлители
- •2.1.3 Теплоносители
- •2.1.4 Поглотители.
- •2.1.5. Конструкционные материалы
- •Классификация ядерных реакторов и аэс.
- •Реакторы на тепловых нейтронах.
- •Реакторы на быстрых нейтронах.
- •По способу размещения топлива и замедлителя в активной зоне:
- •Гетерогенный реактор
- •2.3 Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении.
- •2.4. Проблемы аэ
- •Часть 3. Теория критических размеров гомогенного реактора
- •3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе
- •3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе
- •Часть 4. Многогрупповое приближение
- •4.1 Одногрупповое диффузионное приближение.
- •Бесконечная однородная среда.
- •Конечная однородная среда.
- •При взаимодействии со средой быстрые нейтроны замедляются с переходят в следующую условную энергетическую область промежуточных нейтронов. Замедляющиеся нейтроны описываются спектром Ферми
- •3. Энергетическое распределение тепловых нейтронов описывается спектром Максвелла.
- •Часть 5. Теория решетки
- •5.1. Коэффициенты формулы четырех сомножителей для гомо- и гетерогенного ядерного реактора. Физические особенности гомо- и гетерогенных ядерных реакторов
- •Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.2 Вероятность избежать резонансного поглощения
- •5.3.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •5.3.4 Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон
- •5.4. Расчет активной зоны ядерного реактора
- •5.4.1 Расчет ячейки
- •5.4.2 Расчет ячейки твс в приближении ячейки твэЛа
- •Расчет ядерных концентраций элементов активной зоны.
- •Вычисление макроскопических нейтронных сечений
- •Оценка температуры нейтронного газа
- •Верхняя граница тепловой группы
- •Усреднение сечений в тепловой области
- •Учет распределения потоков тепловых нейтронов в гетерогенных ячейках
- •Константы для нейтронов надтепловой области
- •Коэффициент размножения бесконечной среды
- •Вычисление среднего числа вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в u235 -
- •Вычисление коэффициента, учитывающего добавочное умножение количества быстрых нейтронов в результате деления ядер u238 под действием быстрых нейтронов ε.
- •Вычисление вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов в процессе замедления φ
- •Вычисление коэффициента использования тепловых нейтронов θ.
- •Коэффициент размножения в среде конечных размеров.
- •Реактор с отражателями
- •Определение размеров активной зоны
- •Подбор оптимального шага решетки твэЛов.
- •5.6 Программы применяемые при проектировании аэс
- •5.6.1 Нейтронно-физические программы
- •5.6.2 Теплогидравлические программы
- •5.6.3 Программы связанного нейтронно-теплогидравлического расчета
- •5.6.4 Полномасштабные моделирующие комплексы
- •Часть 6. Эффекты реактивности
- •6.1. Температурные эффекты в реакторах
- •10.1 Температурные эффекты в гомогенном реакторе
- •Зависимость от температуры
- •10.2 Температурные эффекты в гетерогенном реакторе
- •Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •6.2. Мощностной эффект реактивности. Эффект Доплера
- •6.3. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •6.1.1. Основные понятия
- •6.1.2. Ядерный температурный эффект реактивности
- •Плотностной температурный эффект реактивности
- •6.4. Барометрический и паровой эффект реактивности
- •Часть 7. Кинетика ядерного реактора
- •7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи.
- •7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны
- •7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов
- •7.4. Получение уравнений кинетики.
- •7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение
- •7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
- •7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
- •7.8. Определение реактивности и периода ядерного реактора на основе обращенного решения уравнений кинетики.
- •7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов.
- •7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора
- •7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности.
- •7.13. Тепловые эффекты в реакторах.
- •Часть 8. Изменение нуклидного состава топлива
- •8.2. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •8.3. Отравление ядерного реактора ксеноном-135
- •8.3.1. Стационарное отравление ксеноном
- •8.3.2. Нестационарное отравление ксеноном
- •8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием
- •8.4.2. Нестационарное отравление самарием
- •Часть 9. Регулирование ядерных реакторов
- •9.1. Общие подходы к управлению цепной реакцией деления в ядерном реакторе
- •9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность
- •9.3. Борное регулирование
- •9.4. Выгорающие поглотители и их размещение
- •9.5. Нейтронно-физические измерения. Общая методика определения критической загрузки по кривым обратного счета
- •9.6. Методы градуировки органов регулирования системы управления и защит (ор суз) реактора, краткий обзор и их характеристика
- •9.7. Общая методика построения интегральной и дифференциальной характеристик поглощающего стержня
- •9.8. Общая методика определения мощностного и температурного эффектов и коэффициентов реактивности
- •9.9. Общая методика определения отравления реактора ксеноном
- •9.10. Аварийные режимы работы ядерных реакторов
- •Часть 10. Нейтронно-физические особенности реакторов
- •10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ввэр
- •10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов рбмк
- •10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов
- •10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов
- •10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов
- •10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на мокс-топливе
Вычисление макроскопических нейтронных сечений
В этом разделе находим макроскопические сечения реакций поглощения Σa замедляющую способность среды ξΣs, транспортное сечение рассеяния Σtr и сечение деления Σf.
При условии теплового равновесия со средой в ячейке устанавливается спектр нейтронов, называемый спектром Максвелла с температурой нейтронного газа Tн. Для усреднения сечений тепловых нейтронов по спектру Максвелла необходимо определить эту температуру.
В первом приближении будем считать ячейку гомогенной. Для гомогенных смесей и гетерогенных сред, рассматриваемых как гомогенные, все макроскопические сечения вычисляются по общему правилу
Где σi – микроскопическое сечение элемента для того же процесса, что и Σ.
Сечения поглощения тепловых нейтронов даны для энергии E=0,025 эВ, что соответствует температуре 293 К (микроскопические сечения ai в области тепловых энергий при температуре Т = 293 К выбираются из прил.1).
Макроскопическое сечение поглощения необходимо пересчитать для температуры замедлителя
Сечения рассеяния σs считаем независимыми от энергии и равными их значениям при E=1 эВ.
Рассчитывают
замедляющую способность
Оценка температуры нейтронного газа
Считают,
что в пределах тепловой группы нейтроны
распределены по спектру Максвелла:
,
где E
- энергия нейтронов; A
-
нормировочный коэффициент, k
= 8.6210-5
эВ/К - постоянная Больцмана, Тн
- температура нейтронного газа в К. Все
сечения усредняют в пределах тепловой
группы с весом этого спектра.
Необходимо усреднить сечения по спектру Максвелла. Для этого найдем температуру нейтронного газа.
Для каждой зоны ячейки требуется определить свою температуру нейтронного газа. Но для упрощения работы над проектом примем приближение, согласно которому она одинакова во всех зонах. Самая простая формула оценки:
здесь Т0 - температура замедлителя, Σa - сечения поглощения, ξΣs - замедляющую способность среды.
Верхняя граница тепловой группы
Для реакторов на тепловых нейтронах (иногда промежуточных) границей тепловой группы условно считается точка пересечения спектров Максвелла и Ферми. Строго говоря, ее надо определять как решение трансцендентного уравнения по отношению к безразмерному параметру xгр=Eгр/(kTн). Однако из опыта известно, что для уран-графитовых реакторов он примерно хгр=5, а для водо-водяных хгр=6. Для курсового проекта этого достаточно.
Следовательно,
Егр
будет равно
Усреднение сечений в тепловой области
Конечной целью вычислений в тепловой области является получение усредненных по спектру сечений как в каждой из зон ячейки, так и по гомогенированной ячейки в целом.
Результат усреднения сечений по спектру Максвелла будет зависеть от температуры нейтронного газа и параметра xгр. Общая формула усреднения микроскопических сечений (поглощения, деления) от температуры нейтронного газа Тн и граничной энергии для i-го нуклида
,
Где
- функция, учитывающая усреднения по
спектру Максвелла с границей xгр;
gi(Tн)
-
фактор Весткотта, учитывающий отклонение
хода сечения от закона 1/v.
Фактор Весткотта g(T)=1 для нуклидов, сечения которых подчиняется закону 1/v. Однако для 233U, 235U, 239Pu, 240Pu, 135Xe, 149Sm учет отличия от 1/v обязателен.
Транспортное сечение также необходимо посчитать для температуры нейтронного газа Тн по формуле:
Где
- микроскопическое сечение замедления
температуры
нейтронного газа Тн;
ai(Tн)
- микроскопическое сечение поглощения
температуры нейтронного газа Тн;
Ai
– атомная масса i-го
элемента.
