- •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
1.2. Основы теории переноса нейтронов
1.2.1 Ядерные реакции. Виды нейтронных реакций
Ядерными реакциями называется изменение ядра в результате взаимодействия между ядрами (или ядром и частицами), в том числе спонтанный распад ядра.
Стандартная запись ядерной реакции
или
Ядерные реакции подразделяются на:
- идущие с образованием промежуточного, составного или компаунд-ядра;
- прямые взаимодействия (при больших энергиях бомбардирующих частиц или при их касательном проходе идет взаимодействие только с периферийными нуклонами ядра-мишени, потенциальное рассеяние).
Нейтронные реакции - это процесс и результат взаимодействия свободных нейтронов с атомными ядрами.
Нейтроны, входящие в состав атомных ядер, называют связанными, в отличие от нейтронов, перемещающихся в объёме среды вне ядер атомов, которые называют свободными. Свободные нейтроны, сталкиваясь в процессе своего пространственного перемещения с ядрами атомов среды и взаимодействуя с последними, вызывают различного рода нейтронные реакции.
Лёгкая осуществимость подавляющего большинства нейтронных реакций обусловлена электронейтральностью нейтронов, благодаря которой они имеют возможность легко преодолевать энергетический барьер электростатического поля заряженного ядра, попадать в сферу действия его ядерного притяжения и взаимодействовать с нуклонами ядра, вызывая его кардинальную перестройку. Это и составляет суть нейтронных ядерных реакций.
Протекание той или иной ядерной реакции зависит от попадания нейтрона в сферу действия ядерных сил, связанную с эффективным микросечением реакции данного вида .
Под воздействием частиц с веществом в реакторной физике понимают их столкновение с ядрами вещества. Вероятность реакции частицы с ядром (будем рассматривать, в основном, только нейтрон-ядерные взаимодействия) характеризуется величиной, называемой микроскопическим сечением (или эффективным сечение, или просто сечение) данной реакции.
Единицей измерения микросечения в системе СИ является м2, но чаще пользуются внесистемной единицей – барн: [] = 1 б = 10-24 см2. Величина микросечения зависит от энергии нейтрона и свойств ядра.
Микросечение имеет простую геометрическую трактовку – это площадь поперечного сечения некоторой пространственной области взаимодействия нейтрона с ядром.
Сечение
часто определяется геометрическим
размером ядра πR2ядра
≈
2 б, где радиус ядра с хорошей точностью
,
где А
– масса атома [а.е.м.]. Зависимость сечения
от энергии нейтрона приобретает
резонансный характер.
Для нейтронов малых энергий для многих элементов сечение мало и лежит в пределах до 10 б (исключения есть, например, водород в несвязанном состоянии – 20 б). С ростом энергии нейтронов поперечные сечения несколько уменьшаются и стремятся к значению геометрического размера ядра πR2ядра ≈ 2 б.
В итоге, вероятность образования составного ядра S есть произведение вероятностей протекания трех следующих последовательных процессов:
1) вероятности А попадания нейтрона в сферу действия ядерных сил, связанную с эффективным микросечением реакции данного вида ;
2) вероятности проникновения нейтрона сквозь потенциальный барьер внутрь ядра W;
3) вероятности захвата ядром нейтрона Р.
Характерная особенность реакций под действием заряженных частиц – наличие кулоновского барьера, препятствующего как влету, так и вылету частицы. Кроме прохода частицы сквозь потенциальный барьер, возможны подбарьерная реакция (туннелирование) и надбарьерное отражение.
Туннелирование – вероятностный процесс прохождения частицы сквозь препятствие без изменения её параметров, даже если энергии частицы недостаточно для этого (как будто частица прошла под препятствием по воображаемому туннелю). Вероятность этого процесса тем меньше, чем больше высота барьера и его ширина и чем меньше энергия налетающей частицы.
Надбарьерное отражение – вероятностный процесс отражения частицы от препятствия (барьера), даже если энергии частицы предостаточно для его преодоления.
Сечение зависит от сорта ядра и энергии налетающего нейтрона. В зависимости от типа взаимодействия сечения обозначают так: σа (absorption) – сечение поглощения, σс (cepture) – сечение радиационного захвата (n,γ), σel (elastic) – сечение упругого рассеяния (n,n), σin (inelastic) – сечение неупругого рассеяния (n,n`), σs (scattering) – сечение рассеяния, σf (fission) – сечение деления (n,f), σt (total) - полное сечение.
Сечение рассеяния. К рассеянию относятся все те взаимодействия нейтрона с ядром, в результате которых образуются нейтрон и ядро, отличающиеся от первоначального только энергией (кинетической или внутренней). Рассеяние бывает двух видов:
упругое рассеяние (s ) – в результате реакции образуется нейтрон и ядро отдачи с той же внутренней энергией, что и в начальный момент;
неупругое рассеяние (in ) – в результате реакции образуется нейтрон и ядро отдачи с более высокой внутренней энергией.
Сечение рассеяния есть сумма сечений упругого и неупругого рассеяния:
σs = σel + σin
Сечение поглощения. Поглощение включает все те взаимодействия нейтрона с ядром, результатом которых не являются первоначальное ядро и нейтрон. К поглощению относятся следующие процессы:
захват нейтрона – поглощение нейтрона без деления, например, радиационный захват (n, ), реакции с образованием заряженных частиц (n, ), (n, ) и т.д. (а );
деление (f ).
Поэтому фактически это захват с делением и радиационный захват:
σа = σf + σс
Полное сечение есть сумма сечений всех процессов:
σt = σа + σs
Изотопные
источники нейтронов
– устройства, в которых идут ядерные
реакции с образованием нейтронов. При
этом излучение, испускаемое радионуклидом
(например, α-частицы) вступает в ядерную
реакцию со специально подобранным
веществом (например, бериллием), в
результате которой образуются нейтроны
.
Наиболее известными ампульными источниками являются радиево-бериллиевый и полониево-бериллиевый. Полоний-210 – это практически чистый -излучатель с энергией 5,3 МэВ и периодом полураспада 138,4 сут.
В настоящее время самыми распространёнными нейтронными источниками являются Pu-239-Be источники. Они не имеют недостатков полоний-бериллиевых и радий-бериллиевых источников, которые остались в прошлом.
