- •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
7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
В процессе пуска ЯР и в процессе его перехода с одного уровня мощности на другой изменение реактивности происходит не скачком, а плавно, т.е. r≈k является функцией времени, на практике часто линейной:
Рассмотрим ЯР с сосредоточенными параметрами (“точечный” ЯР) с учетом одной группы ЗН
(3)
(4)
Записанную систему уравнений легко свести к уравнению второго порядка. Для этого сложим исходные уравнения (3)+(4):
(5)
а уравнение (3) продифференцируем по времени:
(6)
Для исключения dC/dt умножим уравнение (5) на λ и сложим с уравнением (6):
(7)
Нулевые условия имеют вид: t=0, N=N0, dN/dt=0. Последнее условие следует из того, что до переходного процесса ЯР считаем критическим и dC/dt = 0.
Отсюда из (4) (N0C0, k(0)0 и из (3) следует, что (dN/dt)00. Решение уравнения (7) находится методом вариации произвольной постоянной.
Приведем качественный анализ уравнения (5). Если бы отсутствовало слагаемое с dN/dt, то уравнение имело бы вид:
Решением такого уравнения, как известно, является экспонента. По аналогии с уравнением затухающих колебаний:
,
наличие в уравнении (5) слагаемого, содержащего dN/dt, играет роль тормозящей силы, если это слагаемое входит в уравнение с положительным знаком. Решение уравнения (5) будет близко к экспоненциальному:
7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
Для пуска холодного ЯР необходимы начальные нейтроны, чтобы запустить ЦР. Эти нейтроны могут появиться либо из космического излучения, либо из реакций спонтанного деления урана.
Известно, что 1 т природного урана дает около 1,5×104 нейтр/с. Если ЯР запускается после останова, то в нем есть уже свободные нейтроны. Их появление обусловлено фотонейтронными реакциями и излучением осколков деления.
На практике из соображений безопасности часто используют искусственные внешние источники нейтронов (Ra-Be, Po-Be, Pu-Be) мощностью q=106-107.
Рассмотрим пуск холодного ЯР в одногрупповом “точечном” приближении ЯР.
(8)
(9)
Здесь под1kэф – отрицательная реактивность, называемая подкритичностью ЯР; q – мощность источника нейтронов в ед. объема. При ρпод>>β ЗН можно не учитывать. В этом случае уравнения кинетики вырождаются в одно уравнение:
(10)
Решение уравнения (10) имеет вид
(11)
т.е. ЯР ведет себя как размножающая среда с коэффициентом умножения 1/rпод. Установившееся значение плотности нейтронов, мощности, нейтронного потока (все эти величины ведут себя одинаково) определяется выражением:
(12)
При достижении критического состояния (kэф=1) плотность нейтронов будет изменяться по линейному закону (в (4) второе слагаемое будет =n0)
При удалении источника нейтронов из критического ЯР он останется на том уровне мощности, который был достигнут в момент удаления.
При решении практических задач используют решение (11), заменив время жизни МГН на среднее время жизни поколения с учетом ЗН:
(13)
и
учитывая, что для МГН
Из уравнений (11), (12) следует, что скорость увеличения мощности в подкритическом состоянии определяется подкритичностью и скоростью ее изменения
(14)
Из уравнения (9) следует, что при постоянной скорости высвобождения реактивности скорость роста мощности обратно пропорциональна 2под. Основным условием обеспечения ядерной безопасности при пуске ЯР является выведение ЯР в контролируемое надкритическое состояние с допустимым периодом разгона и надежным исключением возможности высвобождения эф (разгон на МГН).
