- •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
5.6.2 Теплогидравлические программы
Эти программы можно условно разделить на три группы:
- программы моделирования динамики ЯЭУ в условиях аварий, не связанных с крупными течами из первого контура (например, программы ДИНАМИКА [12], МОСТ-7 [13], теплогидравлический модуль п/к РАДУГА, РАСНАР [14] и ряд других);
- программы расчета процессов в ЯЭУ в условиях течей из первого контура ЯЭУ (например, программы ТЕЧЬ-М [15], КОРСАР [16], RELAP-5 [17], TRACK [18], ATHLET [19], CATHARE [20]);
- программы моделирования процессов в условиях протекания тяжелых аварий с деградацией (расплавлением или разрушением) активной зоны (Программы MARCH или СВЕЧА [21]).
Кроме того, нестационарные теплогидравлические программы в настоящее время объединяются с трехмерными нестационарными нейтронно-физическими программами. В итоге получаются моделирующие комплексы полномасштабного моделирования динамики реакторных установок.
Для моделирования процессов в оборудовании турбинного контура, системах водообмена первого контура применяются, как правило, теплогидравлические программы, имеющие возможность задания гибкой расчетной схемы и специально разработанные для моделирования сложных разветвленных теплогидравлических контуров. Например, программа ТРР (Thermal Power Plant) [22] или КРЭБ[59].
5.6.3 Программы связанного нейтронно-теплогидравлического расчета
Для комплексного исследования динамических процессов в ЯЭУ используются программы связанного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета. Это программные комплексы, которые создавались путем объединения ранее разработанных программ гидродинамики и физики (программные комплексы ТИГР [23] (БИПР8-KN + РАСНАР), ATHLET/БИПР8КН [24]), либо программы, изначально предназначенные и разрабатывающиеся для связанного нейтронно-теплогидравлического расчета, например, "РАДУГА" [11].
При моделировании реакторной установки учитывается, как правило, все основное оборудование первого контура РУ, парогенераторы, паропроводы острого пара и питательной воды, а также основные системы безопасности.
На рисунке 5.3 представлена расчетная схема реакторной установки, применяемая в п/к РАДУГА.
Рисунок 5.3 схема реакторной установки, применяемая в п/к РАДУГА.
5.6.4 Полномасштабные моделирующие комплексы
Для полномасштабного моделирования динамики энергоблоков АЭС применяются специально созданные комплексы программ.
Учитывая, что на таких комплексах исследуются довольно продолжительные переходные процессы, длящиеся иногда десятки часов физического (модельного) времени, к программному обеспечению предъявляются требования весьма высокого быстродействия, желательна работа комплекса в реальном масштабе времени в интерактивном режиме, т.к. действия операторов моделировать довольно сложно. Приемлемого быстродействия удавалось достигнуть путем введения весьма существенных допущений в моделях оборудования на весьма дорогостоящих полномасштабных тренажерах АЭС.
В настоящее время применение достаточно дешевых многопроцессорных ЭВМ (а иногда и наиболее быстрых однопроцессорные ЭВМ с тактовыми частотами порядка 3 ГГц) или объединение нескольких ЭВМ в вычислительную сеть позволяет создавать полномасштабные моделирующие комплексы без введения серьезных допущений в модели оборудования.
Создание полномасштабных моделирующих комплексов ведется в настоящее время двумя путями:
- усложнение моделей тренажерных комплексов (например, тренажерного комплекса ВНИИ АЭС [25], тренажерного комплекса РНЦ “Курчатовский Институт” АИС-95 [26], тренажерного комплекса НИТИ им. Александрова ТЕРМИТ [27] и ряда других);
- объединение в полномасштабный моделирующий комплекс программ инженерной точности (например, программный комплекс РАДУГА-ЭУ [28] получен путем объединения в моделирующий комплекс программ РАДУГА-7 [11] , ТРР [22] и МВТУ [29]).
В настоящее время применение компьютерных моделирующих комплексов в процессе проектирования АЭС стало обязательным. В связи с этим, специалисты, занятые в проектировании атомных станций, должны быть знакомы не только с номенклатурой применяемых при проектировании АЭС программных продуктов, но и с их функциональными возможностями, областью применения и точностью моделируемых физических процессов.
