- •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
1.2.5. Рассеяние (замедление) нейтронов на ядрах среды.
Основным процессом, приводящим к замедлению нейтронов, является упругое рассеяние. Потеря энергии при упругом рассеянии зависит от массового числа ядра замедлителя, начальной энергии нейтрона и угла рассеяния.
При столкновении с ядром нейтрона с энергией в несколько электрон-вольт (эВ) происходит передача части кинетической энергии нейтрона ядру (энергия отдачи). В первом приближении, даже ядра, связанные в молекулах и/или в твердых телах, можно считать свободными и применять методы классической механики, например, рассматривать упругий удар двух тел.
Исходя
из нерелятивистских соотношений
(скорость нейтрона
,
где с
– скорость
света) - закона сохранения энергии и
импульса, записанные в лабораторной
системе координат,
легко получить связь между скоростью (энергией) нейтрона после рассеяния со скоростью (энергией) до рассеяния:
Здесь
-
скорость и энергия нейтрона до рассеяния;
-
после рассеяния;
-скорость,
приобретенная ядром после рассеяния;
- угол рассеяния нейтрона, А – массовое
число ядра. В приведенных выше
кинематических соотношениях использованы
два приближения: 1) ядро до взаимодействия
с нейтроном покоится (учет теплового
движения и химических связей является
отдельной сложной задачей); 2) масса ядра
полагается равной сумме масс внутриядерных
нуклонов (здесь разницей между массами
нейтронов и протонов пренебрегается,
т.е.
.)
Максимальное
уменьшение энергии нейтрона для всех
ядер-мишеней, кроме водорода происходит
в случае лобового удара (
):
Видно, что потери энергии нейтроном в одном акте рассеяния тем больше, чем легче ядро-мишень. Отсюда же видно, что в случае водорода (А=1)
,
а
предельный угол рассеяния нейтрона
равен
.
При рассеянии на угол
нейтрон останавливается, передавая
ядру водорода всю энергию. Таким образом,
водород является самым эффективным
замедлителем нейтронов.
Диапазон энергий, в котором будет находиться энергия нейтрона после рассеяния можно записать в виде
,
(4.21)
где
параметр
определяет максимальную долю потерю
энергии при упругом рассеянии. Диапазон
энергий (4.21), в котором находится энергия
нейтрона после единичного акта упругого
рассеяния, называют ступенькой
замедления,
.Чем
тяжелей ядро (чем больше А),
тем меньшая часть энергии теряется
нейтроном, тем меньше ступенька
замедления.
Закон упругого замедления нейтронов: в результате однократного упругого рассеяния нейтрон с равными вероятностями приобретает любую энергию в пределах ступеньки замедления. В качестве характеристики потерь энергии нейтрона в одном столкновении принято использовать величину, называемую средней логарифмической потерей энергии, которая определяется как
.
(4.41)
где
E`,E
– энергия нейтрона до и после взаимодействия
соответственно. Среднелогарифмическая
потеря энергии
не зависит от начальной энергии нейтрона.
Значение средней
логарифмической потери энергии для
водорода равна 1, с увеличением А
быстро падает. Для расчета
обычно используется формула:
Для удобства вычислений вводится еще одна безразмерная величина – летаргия – величина, увеличивающаяся при уменьшении энергии нейтрона в процессе замедления
.
(4.45)
Удобство использования летаргии заключается в том, что при уменьшении энергии нейтрона в процессе замедления:
- ширина ступеньки замедления Е по шкале энергии уменьшается:
;
- ширина ступеньки и по шкале летаргии не изменяется (постоянна):
.
(4.46)
Используя среднее логарифмические потери энергии на одно столкновение, можно легко посчитать число столкновений (n), необходимое нейтрону, чтобы замедлиться от энергии Енач до Екон:
Используя введенную выше энергетическую переменную – летаргию, полное число столкновений нейтронов в интервале энергий от Енач(uнач) до Екон (uкон), можно записать как
Очевидно, зная можно легко решить и обратную задачу – определить энергию нейтрона (Еn) после n-го столкновения:
Знания
среднелогарифмических потерь энергии
в одном столкновении недостаточно,
чтобы судить о качестве материала как
замедлителя. Значительно полнее
характеризует замеляющие свойства
вещества параметр, учитывающий наряду
с потерями энергии в столкновении и
среднее число столкновений нейтрона
на единице пути. Таким параметром
является произведение
.
Величина
определяет среднюю логарифмическую
потерю энергии нейтрона при прохождении
им 1 см пути в веществе - Замедляющая
способность.
Замедляющая способность [см-1] является величиной, полностью характеризующей замедляющие свойства среды (вещества).
Замедляющую способность сплавов или химических соединений рассчитывают по формуле
.
Коэффициентом замедления называется безразмерная величина, равная отношению замедляющей способности среды и эффективного макросечения поглощения среды (вещества):
Коэффициент замедления служит показателем соотношения замедляющих и поглощающих свойств.
Оптимальный замедлитель должен обладать следующими ядерными свойствами:
большим сечением рассеяния (Σs);
небольшим сечением поглощения (Σа);
способностью максимально уменьшать энергию нейтрона в одном столкновении.
