Оглавление

ПРЕДИСЛОВИЕ …..................................................................................................	стр.
ЧАСТЬ 1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЭНЕРГИИ НА АЭС …...................................
1.1. Основы ядерной физики	4
1.2. Основы теории переноса нейтронов	9
1.4. История развития ядерной энергетики	25
ЧАСТЬ 2. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ	27
2.1. Составляющие активной зоны ЯР	28
2.1.1. Ядерное топливо. МОКС-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл	29
2.1.2. Замедлители	34
2.1.3. Теплоносители	34
2.1.4. Поглотители	37
2.1.5. Конструкционные материалы	39
2.2. Классификация ядерных реакторов и АЭС	42
2.3. Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении	45
2.4. Проблемы ядерной энергетики	53
ЧАСТЬ 3. ТЕОРИЯ КРИТИЧЕСКИХ РАЗМЕРОВ ГОМОГЕННОГО РЕАКТОРА	55
3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе	56
3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе	57
3.3. Критические размеры гомогенных голых реакторов различной геометрии, их геометрические параметры, распределение плотности потока нейтронов	63
3.4. Минимальный критобъем гомогенного голого реактора различной геометрии
3.5. Условие критичности гомогенного реактора с отражателем в одногрупповом приближении. Эквивалентный реактор	67
3.6. Условие критичности гомогенного реактора с отражателем в двухгрупповом приближении. Распределение тепловых нейтронов в отражателе	72
3.7. Коэффициенты неравномерности поля энерговыделения в ядерных реакторах. Способы выравнивания поля энерговыделения	74
ЧАСТЬ 4. МНОГОГРУППОВОЕ ПРИБЛИЖЕНИЕ	78
4.1. Одногрупповое диффузионное приближение (моноэнергетические тепловые нейтроны)	79
4.1. Выбор числа групп и особенности подготовки многогрупповых констант	100
4.2. Многогрупповое уравнение для плотности потока нейтронов и его решение	87
4.3. Свертка многогрупповых констант для малогрупповых приближений. Многогрупповое уравнение для ценности нейтронов и его решение	105

ЧАСТЬ 5. ТЕОРИЯ РЕШЕТКИ
5.1. Коэффициенты формулы четырех сомножителей для гомо- и гетерогенного ядерного реактора. Физические особенности гомо- и гетерогенных ядерных реакторов	108
5.2. Расчет гомогенизированных ядерных концентраций в ячейке (гомогенизация ячейки)	114
5.3. Основы метода вероятности первых столкновений
5.4. Применение метода ВПС для расчета параметров
5.5. Расчет активной зоны ядерного реактора	129
ЧАСТЬ 6. ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ
6.1. Температурные эффекты в реакторах	146
6.2. Мощностной эффект реактивности. Эффект Доплера	151
6.3. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности	154
6.4. Барометрический и паровой эффект реактивности	160
ЧАСТЬ 7. КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи	164
7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны	164
7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов	167
7.4. Получение уравнений кинетики из уравнения диффузии (уравнений переноса)	167
7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение	168
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	172
7.9. Кинетика реактора с обратной связи по температуре без учета запаздывающих нейтронов при скачке реактивности. Фазовая диаграмма системы и колебания мощности реактора
7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов	173
7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора	174
7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности	175
7.13. Тепловые эффекты в реакторах	175
ЧАСТЬ 8. ИЗМЕНЕНИЕ НУКЛИДНОГО СОСТАВА ТОПЛИВА
8.1. Выгорание топлива. Уравнения изотопной кинетики. Запас реактивности	178
8.2. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива	180
8.3. Отравление ядерного реактора ксеноном-135	182
8.3.1. Стационарное отравление ксеноном	183
8.3.2. Нестационарное отравление ксеноном	187
8.4. Отравление ядерного реактора самарием-149	190
8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием	190
8.4.2. Нестационарное отравление самарием	193
ЧАСТЬ 9. РЕГУЛИРОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
9.1. Общие подходы к управлению цепной реакцией деления в ядерном реакторе	198
9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность	202
9.3. Борное регулирование	206
9.4. Выгорающие поглотители и их размещение	209
9.5. Нейтронно-физические измерения. Общая методика определения критической загрузки по кривым обратного счета	213
9.6. Методы градуировки органов управления системы управления и защит (ОР СУЗ) реактора, краткий обзор и их характеристика	214
9.7. Общая методика построения интегральной и дифференциальной характеристик поглощающего стержня	220
9.8. Общая методика определения мощностного и температурного эффектов и коэффициентов реактивности	221
9.9. Общая методика определения отравления реактора ксеноном	223
9.10. Аварийные режимы работы ядерных реакторов	224
ЧАСТЬ 10. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРОВ
10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов	229
10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов	232
10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов	236
10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов	237
10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов	239
10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах	240
10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на МОКС-топливе	242
10.8. Аварии ядерных реакторов
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ