- •Физическая теория реакторов Курс лекций
- •Содержание
- •Введение
- •0000Основные понятия теории реакторов
- •0000Простейший ядерный реактор
- •Задачи теории ядерных реакторов:
- •Топливо ядерных реакторов
- •0000Коэффициент воспроизводства
- •Классификация ядерных реакторов
- •Ядерные процессы в реакторах
- •Механизм ядерных реакций
- •Ядерные уровни энергии
- •0Резонансное поглощение
- •Рассеяние нейтронов
- •Рассеяние и замедление нейтронов
- •Нейтронные поперечные сечения
- •Выход нейтронных реакций
- •Основные свойства реакции деления
- •Испускание нейтронов
- •Механизм деления ядер
- •3333Продукты деления
- •Баланс освобождающейся энергии
- •Условия поддержания стационарного течения реакции деления ядер
- •Цепная реакция деления
- •Коэффициент размножения реактора бесконечных размеров
- •Величина обогащения, необходимая для поддержания стационарной цепной реакции
- •Возможность расширенного воспроизводства делящихся изотопов
- •Утечка нейтронов
- •Действие запаздывающих нейтронов
- •Распределение нейтронов в реакторе
- •Замедление нейтронов в бесконечных средах
- •Упругое рассеяние нейтронов
- •Логарифмический декремент энергии
- •Летаргия
- •Энергетический спектр замедляемых нейтронов
- •Замедление в водороде без поглощения
- •Плотность замедления
- •Замедление без поглощения в неводородных средах
- •Замедление в бесконечных средах при наличии поглощения
- •Вероятность избежать резонансного захвата в средах с массовым числом больше единицы
- •Эффективный резонансный интеграл
- •Эффект Доплера
- •Диффузия нейтронов
- •Введение
- •Плотность тока нейтронов. Закон Фика
- •Уравнение диффузии
- •Граничные условия:
- •Точечный источник в бесконечной среде
- •Бесконечный плоский источник
- •Длина диффузии
- •Альбедо
- •Односкоростной реактор без отражателя
- •Теория возраста
- •Модель непрерывного замедления
- •Уравнение диффузии с учетом замедления
- •Предположения и ограничения теории возраста
- •Точечный источник быстрых нейтронов в бесконечной среде
- •Физический смысл возраста
- •Время диффузии и время замедления
- •Гомогенный реактор без отражателя на тепловых нейтронах
- •Условие критичности. Геометрический и материальный параметр
- •Вероятность избежать утечки
- •Геометрические параметры для реакторов, имеющих размеры и форму в виде сферы и цилиндра.
- •Большие реакторы
- •Экспериментальное определение критического размера реактора
- •Гомогенный реактор с отражателем
- •Свойства отражателя
- •Распределение нейтронов и критические размеры реактора с отражателем
- •Эффективная добавка отражателя
- •Временной режим работы реактора без отражателя на тепловых нейтронах
- •Период реактора
- •Уравнение диффузии с учётом запаздывающих нейтронов
- •Малые реактивности
- •Большие реактивности
- •Тепловой взрыв
- •Управление реактором
- •Нарушение нейтронного баланса
- •Регулирующие стержни
- •Изменение изотопического состава ядерного горючего
- •Отравление реактора продуктами деления
- •Зашлаковывание
- •Последовательное поглощение нейтронов.
- •Изменение реактивности при выгорании горючего и его воспроизводстве.
- •Глубина выгорания топлива
- •Об атомной бомбе
- •Температурный коэффициент реактивности
- •Измерение запаса горючего по мере выгорания горючего
- •Теория возмущений
- •Теория возмущений в одногрупповом эффективном приближении
- •Эффективность регулятора в зависимости от глубины погружения для цилиндрического реактора
- •Гетерогенные реакторы Введение Введение
- •Особенности гетерогенного реактора
- •Главные эффекты размещения урана в виде блоков
- •Вычисление коэффициента размножения для гетерогенных систем
- •Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
- •Вероятность избежать резонансного захвата
Коэффициент размножения реактора бесконечных размеров
Для реактора бесконечных размеров коэффициент размножения должен быть больше 1, чтобы его запустить. Для тепловых реакторов можно решить задачу о нахождении коэффициента размножения. Пусть имеем равномерно размешанную смесь горючего U235 + U238, замедлителя и конструкционных материалов. Тогда поток нейтронов в таком бесконечном реакторе не зависит от координат и однороден. Это позволяет рассматривать в задаче произвольную единицу объема. Пусть в момент t в единице объема произошло Q поглощений нейтронов в горючем, которые вызовут Qη рождений нейтронов с энергией 2Мэв. Нейтроны поступают в среду с U238. При встрече с ядром U238 быстрые нейтроны вызывают реакцию деления на U238, которые приводят к некоторому увеличению числа быстрых нейтронов. Чтобы учесть это увеличение, вводят ε - коэффициент размножения на быстрых нейтронах. ε равен отношению общего числа делений (U235+U238) к числу делений на U235.
Таким образом, число нейтронов,
вступающих в процесс замедления при
E<Eпорог, равно Qηε
. Для тепловых реакторов отношение
макросечения рассеяния (ΣS)
и поглощения (Σa)
таково, что
.
Поэтому процессом поглощения нейтронов
при замедлении пренебрегают. По достижении
Е~100эв поглощение заметно возрастает
из-за резонансов. Для учета поглощений
в резонансах вводят коэффициент
вероятности избежания резонансного
захвата р. Тогда число нейтронов,
доходящих до тепловых энергий равно
Qηεр. Необходимо еще учесть, что
в тепловой области энергий рассеяние
не конкурирует с поглощением, так как
рассеяние здесь не выводит нейтроны из
тепловой группы. Число нейтронов,
поглощающихся в горючем во втором
поколении равно Qηεрf, где f-
коэффициент теплового использования
(отношение числа нейтронов, поглощающихся
в горючем, к общему числу поглощающихся
нейтронов).
Это формула четырех сомножителей. В ней коэффициенты перемножаются в явном виде, так как эти события независимы из-за того, что каждое событие происходит на различных участках энергий, которые нигде не пересекаются. Для реакторов на тепловых нейтронах:
η - зависит от обогащения, ε = 1¸1.05, р = 1¸0.8, f = 1¸0.8.
Для быстрых реакторов ситуация несколько изменится. В этом случае формула четырех сомножителей работает плохо и используется только как оценочная. Для быстрых реакторов
,
то есть поглощение нейтронов происходит не в определенной области энергий, так как в быстрых реакторах отсутствует замедлитель и
В быстрых реакторах замедление
и поглощение происходят одновременно.
Нейтроны захватываются, не успев
замедлиться до тепловых энергий. Остается
неясным, что взять за среднюю энергию.
Состав реактора определяет распределение
нейтронов по энергии U, следовательно,
определяет
.
Расчет
сложен и производится на ЭВМ. Число
нейтронов на один акт поглощения нейтрона
в горючем
,
где n - среднее число нейтронов, приходящихся на 1 акт деления
-
вероятность деления при поглощении
нейтрона в горючем
Очевидно, h является функцией энергии. Для тепловых реакторов берется тепловая энергия, для быстрых - средняя.
Коэффициент теплового использования
,
где
- число нейтронов, поглощенных в горючем,
- число нейтронов, поглощенных в материалах
реактора.
Тогда
Это произведение играет
основную роль в формуле для
.
