- •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
Часть 4. Многогрупповое приближение
4.1. Одногрупповое диффузионное приближение (моноэнергетические тепловые нейтроны)
4.1. Выбор числа групп и особенности подготовки многогрупповых констант
4.2. Многогрупповое уравнение для плотности потока нейтронов и его решение
4.3. Свертка многогрупповых констант для малогрупповых приближений. Многогрупповое уравнение для ценности нейтронов и его решение
4.1 Одногрупповое диффузионное приближение.
Распространение нейтронов в среде можно рассматривать аналогично
процессу диффузии газа в атмосфере и применять закон Фика и уравнение
диффузии.
Диффузионное приближение справедливо только при следующих условиях:
- нейтрон рассматривается как точечная частица и пренебрегается нейтрон-нейтронным взаимодействием, считается, что энергия тепловых нейтронов практически не меняется при столкновениях с ядрами среды;
- ядра среды должны быть достаточно тяжелыми для обеспечения
изотропного рассеяния (для поправки на анизотропность рассеяния вводят
транспортные величины);
- макроскопические сечения рассеяния должны быть неизменными
или, в крайнем случае, слабо зависеть от пространственных координат;
- среда не должна содержать сильно локализованных источников или
поглотителей нейтронов, поток нейтронов должен слабо меняться на длине
свободного пробега нейтрона, что часто выражается условием λ∇ф/ф<< 1
При решении уравнения диффузии всегда рассматривается «средний» нейтрон. Рождающиеся в реакциях деления свободные нейтроны двигаются хаотично, рассеиваясь на ядрах среды на произвольные углы и замедляясь. При этом расстояние между столкновениями, угол рассеяния, скорость, энергия являются случайными величинами, т.е. не являются постоянными и не могут быть выражены функцией от времени. Для того чтобы решить уравнение диффузии с коэффициентами, зависящими от этих случайных величин, вводят понятие нейтрона с усредненными параметрами. Такой нейтрон всегда имеет одну и ту же скорость между столкновениями (хотя реально скорость может и расти, и уменьшаться), проходит одно и то же расстояние между двумя последовательными столкновениями, одно и то же число столкновений в единицу времени, а также всегда имеет одинаковый угол рассеяния π/2 .
Плотность потока нейтронов Ф можно определить как число нейтронов ΔN пересекающих в единицу времени Δt единицу площади ΔS.
Ф = ΔN/(Δt* ΔS) [см-2*с-1] или [нейтр./см2*с]
Всегда имеет место направленное перемещение нейтронов из области с большей плотностью потока нейтронов Ф в область с меньшей плотностью потока нейтронов Ф. Это смещение описывается, векторной величиной называемое током нейтронов.
Результирующий ток нейтронов описывается законом Фика:
J = -D*gradn ,гдеD – коэффициент диффузии.
Баланс нейтронов в единице объема определяется тремя процессами
(4.1.1)
Скорость генерации нейтронов [нейтр./см3с] – число нейтронов, появляющихся(рождаемых) в единицу времени в единичном объеме 1 см3
– можно записать как функцию S(r,t).
Скорость поглощения [нейтр./см3с] – число нейтронов, поглощаемых в единицу времени в единичном объеме 1 см3среды – можно записать в
виде ∑a(r)Ф(r,t)
Скорость утечки описывается выражением P(x,y,z)= -DΔ Ф(x,y,z) (4.1.2)
Или
(4.1.3)
Подставляя в условие баланса нейтронов выражения для скоростей генерации поглощения и утечки нейтронов, получим уравнение диффузии нейтронов для среды, свойства которой изменяются плавно
(4.1.4)
При скачкообразном (резком) изменении свойств, например, на границах сред, необходимо для каждой среды записывать это уравнение с соответствующими граничными условиями. Для однородной среды, свойства которой не зависят от координат
(4.1.5)
Уравнение диффузии для стационарной задачи (нет переменной времени)
(4.1.6)
Граничные и прочие условия для нахождения решения уравнения диффузии для элементарных геометрий:
1) Условие на выпуклой границе среды с вакуумом для конечных или
полубесконечных сред;
2) условия на границе раздела сред с различными физическими
свойствами;
3) условие в окрестности внешних локализованных источников;
4) условие ограниченности и неотрицательности нейтронного потока;
5) начальные условия в нестационарных задачах (где есть зависимость
от времени по переменной t)
1) Условие на выпуклой границе среды с вакуумом для конечных или
полубесконечных сред.
Диффузионное приближение плохо описывает распределение плотности потока нейтронов в окрестностях границы среды с вакуумом, так как на границе резко меняются свойства сред. Строгая формулировка граничных условий в этом случае возможно лишь при решении газокинетического уравнения Больцмана методами теории переноса. В рамках диффузионного приближения можно задать граничные условия, при которых решение уравнения диффузии не будет приводить к существенным отклонениям от действительности.
Выпуклой называют такую границу среды с вакуумом (рис. 1, а), пересечение которой нейтроном по всем направлениям не приводит к возврату нейтрона обратно в среду при условии, что он движется все время
прямолинейно.
Рис. 1. Выпуклая (а) и невыпуклая граница (б)
Это можно сформулировать так: нейтрон, вылетевший в вакуум обратно не возвращается (воздух для нейтронов также считается вакуумом).
В связи с этим, односторонний ток нейтронов из вакуума в среду равен нулю. Обозначая через r0 вектор, определяющий положение пространственных точек выпуклой границы среды с вакуумом, можно записать в общем случае:
(4.1.7)
Это условие справедливо для «голого» реактора – реактора без отражателя.
С учетом длины линейной экстраполяции δ =2λtr/3 = 2/3Σtr эту функция можно записать в виде:
(4.1.8)
Из решения газокинетического уравнения Больцмана для сред слабо
поглощающих нейтроны следует, что δ = rэ–r0=0,71λtr.
Убывающую функцию в случае скачкообразного изменения в какой-
либо точке можно экстраполировать к нулю непрерывным образом. В пограничном слое в силу утечки части нейтронов в вакуум (пустота и воздух не отражают нейтроны) уже на расстоянии, равном транспортной длине, происходит нарушение изотропии диффузии. Применять уравнение диффузии в малой приграничной области нельзя. Точный переход диффузионного потока в направленный поток за пределами тела (активной зоны – а.з.) дает только решение кинетического уравнения Больцмана. Поэтому распределение плотности потока нейтронов из тех внутренних областей, где справедлива теория диффузии, экстраполируется за пределы тела r0 линейно.
Рассмотрим одномерный случай или случай сферической симметрии.
Зададим линейную (экстраполируем линейно) зависимость плотности потока нейтронов на границе среды с вакуумом в вакуум (рис. 2)
Ф(r) = Const1r + Const2 (4.1.9)
Точка, в которой происходит обращение экстраполированного потока в нуль, принимается за условную границу тела (а.з.) rэ, тогда
Ф(rэ) = Const1rэ + Const2 =0 (4.1.10)
Откуда rэ= -Const2/Const1 (4.1.11)
Из
ф. (4.1.8),
получаем
Откуда Const2/ Const1 = -( δ+ r0).
Сучетом ф. (4.1.11) Const2/Const1 = -( δ+ r0) = rэ
Окончательно имеем, что δ = rэ–r0 (4.1.12)
Отсюда становится ясен смысл параметра δ . Это расстояние от реальной границы тела (среды), на котором происходит обращение экстраполированного потока нейтронов в нуль
Ф(r,t)=0 (4.1.13)
Ф. (4.13) называют условием для плотности потока нейтронов на экстраполированной границе среды с вакуумом.
Рис. 2. Экстраполированная граница:δ = rэ–r0
2) Условия на границе раздела сред с различными физическими
свойствами.
Если рассматриваемая а.з. (тело) состоит из нескольких сред, то для простоты считают, что свойства сред не зависят от координат внутри этих сред, а изменяются лишь на их границах – макросечения реакций в данном случае являются кусочно-постоянными функциями координат, терпящими разрыв на границе сред r0. Количество нейтронов, вылетающих в единицу времени из одной среды должно равняться количеству нейтронов, влетающих в единицу времени в другую среду, и наоборот (равенство односторонних токов). Условия сшивки решений имеют вид:
(4.1.14)
(4.1.15)
где Di (i=1,2) – коэффициенты диффузии соответствующих сред.
По сути, ф. (4.1.14), ф. (4.1.15) – требования непрерывности плотности потока нейтронов и проекций на нормаль к границе раздела плотности тока нейтронов при переходе границы раздела сред.
3) Условие локализованных источников.
Пусть в не размножающей нейтроны среде в точке r0 расположен точечный источник моноэнергетических нейтронов с постоянной во времени (стационарной) мощностью S. Нейтронное поле, создаваемое этим источником, также будет стационарным – не зависящим от времени.
Выделим в окрестности источника сферу радиуса R площадью поверхности SR и объемом VR. Если в уравнении диффузии вида (4.1.6) представить скорость утечки в единице объема в виде ф. (4.1.3) P( r)= divJΔVи применить теорему Остроградского–Гаусса ∫divJdV = ∫JdS (!) ,а затем перейти к пределу при R →0 , то получим
Тогда условие локализованного источника имеет вид
(4.1.16)
Это условие следует понимать как равенство числа испускаемых источником в единицу времени нейтронов числу нейтронов, утекающих сквозь поверхность элементарной сферы с источником в центре при ее радиусе, стремящемся к нулю.
4) Условие ограниченности и неотрицательности нейтронного потока.
Согласно физическому смыслу нейтронный поток не может быть бесконечно большим и отрицательным, т.е.
0 ≤Ф(r,t)< ∞ (4.1.17)
5) Начальные условия в нестационарных задачах.
Для решения нестационарного уравнения, необходимо знать распределение плотности потока нейтронов в момент времени t=0
f(r)=Ф( r,0) (4.1.18)
Решение уравнения диффузии в средах.
