- •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
9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность
Из уравнения нейтронного баланса видно, что в стационарном режиме (Кэф=1) генерация нейтронов уравновешивается их утечкой и поглощением:
Для изменения баланса нейтронов, т.е. управления ЯР, можно воздействовать на любой из 3-х процессов:
Изменение скорости генерации нейтронов.
Очень редко используется в гомогенных ЯР, т.к. изменения реактивности связаны с изменениями кол-ва топлива. Компенсация реактивности медленная, для быстрого регулирования не подходит.
Изменение скорости утечки нейтронов.
Такая система применяется в ЯР на БН, деформируется замедлитель или уменьшается эффективность отражателя.
Изменение скорости поглощения нейтронов.
Наиболее часто применяемый способ для ЯР на ТН, в а.з. вводят (или извлекают из него) поглощающие стержни (ПС), выполненные из материалов с большим сечением захвата нейтронов (бор, кадмий). На этом же принципе основано жидкостное (борное) регулирование и использование (само)выгорающих поглотителей (СВП или ВП).
Компенсирующие стержни (КС) предназначены для подавления начальной избыточной реактивности, компенсации ТЭР, отравления и шлакования накапливающимися продуктами деления. КС служат для компенсации сравнительно медленных, но больших по абсолютному значению изменений реактивности. Так как КС обладают реактивностью в несколько раз превышающей β, то единственный способ, гарантирующий выполнение требований ядерной безопасности (ЯБ) – очень медленное перемещение КС.
Регулирующие стержни (РС) предназначены для тонкого регулирования реактивности во время работы на мощности и в процессе пуска ЯР. В отличие от КС они работают в небольшом диапазоне при сравнительно быстром изменении реактивности, а также при переходе с одного уровня мощности на другой. Суммарная мощность их должна быть меньше β, чтобы даже при полном их извлечении из ЯР он не вышел на мгновенную критичность.
1 - регулирующий стержень ядерного реактора ; 2 - герметичная оболочка; 3 - столб поглотителя нейтронов с длиной L; 4 - часть столба 3, которая включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, например порошок карбида бора; 5 – часть столба 3, вводимая в активную зону (на чертеже не показана) первой, длина которой l, содержит материал, включающий гафний; 6, 7 - нижняя и верхняя концевые детали соответственно; 8 - полость для сбора газов; 9 - радиальный зазор; 10 - пробка из никеля; 11 - пробка-фиксатор.
Рис. Общий вид регулирующего стержня ядерного реактора
Аварийные стержни предназначены для останова ЯР в аварийных случаях. Физический вес выбирается из условия быстрого подавления ЦР и составляет ~3β.
Все виды стержней, имея разный физический вес, по сути, однотипно действуют на а.з. по нейтронному потоку и рассчитываются одинаковыми методами
Эффективность ПС зависит от:
доп. захвата нейтронов,
увеличения утечки нейтронов из а.з., обусловленного деформацией нейтронного поля самим ПС (Кэф↓).
Рис. Зависимость Ф(r) для цилиндрической а.з. Эффективность эксцентрично расположенного ПС
Используя закон Δk ~ Фo2V1, можно определить эффективность полностью погруженного ПС на расстоянии r от оси а.з. Его эффективность выражается через эффективность центрального ПС:
(9.2.2)
Отсюда
(9.2.3)
Если в а.з. имеется много ПС, находящихся на различном расстоянии от оси, то
(9.2.4)
Это выражение справедливо при малых возмущениях и вдали от границ а.з. Кроме того, здесь не учитывается интерференция ПС.
Оценку эффективности частично ПС проведем на основе теории возмущений, согласно которой
(9.2.5)
где Δko – эффективность полностью ПС; Н – высота ЯР. Вблизи конца ПС поток искажен, так что, строго говоря, длину ПС нужно увеличить на длину диффузии L, но при L<<H концевым эффектом можно пренебречь.
Δk меняется в зависимости от z по закону кубической параболы:
Зависимость эффективности ПС от глубины погружения в активную зону для реактора ВВЭР-1000
Рис. Интегральная эффективность управляющего ПС
Рис. Дифференциальная эффективность управляющего ПС
Видно, что эффективность на торцах а.з. минимальна и достигает максимального значения в центре. Ясно, что регулирующий ПС нужно располагать так, чтобы его конец находился посередине высоты а.з.
Эффективность ПС может быть увеличена, если наряду с ТН он поглощает и БН:
если ПС выполнить полым с оболочкой из сильного поглотителя, а внутри полости расположить хороший замедлитель, то БН, проходя сквозь оболочку, будут замедляться внутри ПС и поглощаться оболочкой;
при этом внутренний диаметр ПС должен удовлетворять условию Rвн > τ, где τ - возраст нейтронов.
Такие стержни применяются в водо-водяных ЯР, обладающих компактной зоной в силу сильного замедлителя – воды, потому и такой ПС будет компактным.
