- •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
Зависимость от температуры
В гомогенном реакторе dгом/dT =0 – определяется тем, что практически все сечения, входящие в зависят от температуры одинаково (1/ или 1/Е).
- характеризуется замедлением быстрых нейтронов и для этой области зависимость от температуры определяется только через концентрацию замедлителя (определяется коэффициентом объемного расширения )
;
;
;
-
всегда отрицателен при нагревании.
Уменьшение концентрации замедлителя при расширении активной зоны увеличивает утечку нейтронов из зоны. Для ВВЭР: Н2О=8*10-4 1/C.Если RАЗ=50см (Кэф/КэфТ)|=-2*8.10-4 1/C*(/60)*33 -2*10-4 1/0C.
Изменение
;
,где
tr
зависит от концентрации замедлителя
.
Таким образом
T – абсолютная температура. Так как а зависит от температуры по (1/)
всегда.
Оценка
для ВВЭР с радиусом зоны 50 см дает
,
т.е. меньше, чем составляющая возраста,
т.к. в основном утекают быстрые нейтроны.
Для реактора с твердым замедлителем
(графитовым) в Т
второе слагаемое больше. Поэтому Т
большее влияние оказывает изменение
вероятности избежать утечки тепловых
нейтронов. Для графитового замедлителя
: =2*10-5
1/С
- эффект определяется расширением зоны
как целого.
Зависимость -2г от температуры
-
расширение реактора приводит к увеличению
утечки. Расширение столба топлива
зависит от модели и от состояния реактора.
Таблетки разбухают, поэтому расширение
идет по оболочке при Тсрреактора
Тзам-ля
определяется главным образом L2.
Т.к. элементы реактора имеют разные температуры, то существует набор изотермических коэффициентов реактивности по реактору, что является основой для расчета мощностного коэффициента реактивности [N]; N<0 – должен быть отрицательным по требованиям ядерной безопасности.
10.2 Температурные эффекты в гетерогенном реакторе
,
–
коэффициент проигрыша. При росте
температуры, увеличивается длина
диффузии L2;
При уменьшении d, увеличивается ; Т2>T1; (Рис. 6.2)
Рисунок 6.2
всегда
расчет, поэтому имеет особую важность.
гет - вероятность избежать резонанасного поглощения в U8. Температурный эффект зависит от изменения Iэф(T). Увеличение Тгор приводит к измерению резонансных пиков и снижению их высоты, вследствие этого снижает эффект самоэкранирования U
В гетерогенном реакторе этот эффект является одним из самых важных: Определяется Доплер–эффектом, положительное качество Доплер-эффекта проявляется в том, что он мгновенно следует за возмущением нейтронной плотности, до того, как установилось новое распределение температуры, связанное с изменением мощности. Доплер-эффекту уделяют особое внимание в целях ядерной безопасности. При авариях избыточно большой Доплер-эффект неблагоприятен для конструкции реактора. Чем большеДоплер-эффект, тем реактор безопаснее.
,
где Iм-массовый, IS – поверхностный резонансные интегралы. Этот эффект существенно не линейный. Сростом температуры соседние резонансы перекрываются.
3) - так же, как для гомогенного реактора.
4)
- эта зависимость проявляется через
вероятность Р1
(вероятность нейтрону, рожденному в
блоке испытать там 1-е соударение).
С ростом Т, растет Р1, растет . Поэтому dгет/dT>0, но чувствительность к температуре – слабая, поэтому ему не придают значения.
5) Зависимость для аналогична гомогенному реактору. d/(dT) =2
6) С ростом температуры – увеличивается L2.
На температурный коэффициент оказывает влияние теснота решетки. Сложно вычислить температурный коэффициентТ; температурный эффект <0 , мощностной эффект <0. Поэтому, когда собирают реактор, в него закладывают определенный запас реактивности, скомпенсированный органами управления (часть реактивности). Основная часть запаса реактивности нужна для обеспечения кампании реактора, которая определяется глубиной выгорания топлива. В РТН выгорание ведет кснижению Кэф.
Реактивность () описывает поведение реактора при изменении размножающих свойств активной зоны в результате воздействия различных материальных и геометрических факторов, например:
увеличение температуры,
тепловое расширение материалов активной зоны,
извлечение регулирующих стержней и т.д.
Полный эффект реактивности - это величина отклонения реактивности в ответ на комплексное изменение параметров активной зоны.
