- •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
6.1.2. Ядерный температурный эффект реактивности
Общая характеристика составляющих ядерного ТЭР. Для удобства анализа целесообразно разделить ядерный ТЭР на две составляющие:
- обусловленную изменением температуры замедлителя и приводящую к изменению жесткости спектра тепловых нейтронов;
- обусловленную изменением температуры топлива и приводящую к уширению резонансов, в зависимости сечения поглощения от энергии нейтроном (так называемый эффект Доплера).
Первая составляющая связана с изменением энергии нейтронов, находящихся в тепловом равновесии с размножающей средой. Увеличение температуры среды (основное значение имеет температура замедлителя) приводит к смещению спектра тепловых нейтронов в сторону более высоких энергий. Поскольку сечения поглощения снижаются с ростом энергии нейтронов, разогрев уменьшает поглощение нейтронов в активной зоне реактора. Кроме того, вследствие увеличения энергии сшивки с ростом температуры при разогреве сокращается интервал замедления нейтронов.
Вторая составляющая относится к промежуточной области энергий и не связана с распределением тепловых нейтронов по энергиям. Она определяется лишь изменением относительной скорости движения в системе нейтрон-ядро, которая увеличивается с ростом абсолютной скорости ядер при разогреве и уменьшается по мере снижения абсолютной скорости ядер при расхолаживании. Изменение температуры приводит к изменению резонансных пиков сечения поглощения ядер 238U, что связанно с изменением абсолютной скорости теплового движения ядер относительно абсолютной скорости движения нейтронов. Чем выше температура, тем больше понижение и уширение резонансного пика. При этом независимо от температуры площадь под кривой резонансного пика всегда остается неизменной. Изменение формы резонансов вследствие теплового движения ядер названо доплер-эффектом.
Доплер-эффект оказывает влияние только на вероятность избежать резонансного захвата, в то время как эффект смещения спектра тепловых нейтронов в той или иной степени сказывается на всех остальных характеристиках размножения. Так как доплеровское изменение ширины резонансных пиков является следствием изменения температуры топлива, а смещение спектра тепловых нейтронов вызывается изменением температуры замедлителя, то в динамическом отношении эти эффекты далеко не равнозначны.
Анализ составляющих ядерного ТКР. После общей характеристики составляющих ядерного ТЭР проанализируем с использованием выражения (7) зависимость от температуры слагаемых ядерного ТКР, определяющего в конечном счете ядерный ТЭР.
Начнем
со слагаемого
,
характеризующего влияние температуры
на вероятность избежать резонансного
захвата.
Удобно
записать в виде:
,
так
как влияние эффекта Доплера на вероятность
для нейтронов избежать поглощения в
процессе замедления сказывается только
через эффективный резонансный интеграл
Iэф.
В гетерогенных реакторах
всегда зависит от температуры топлива
и с ростом последней
уменьшается. В результате вклад
резонансного захвата в ядерный ТКР
оказывается отрицательным, т.е.:
.
Физически указанная закономерность вполне очевидна. Увеличение температуры при прочих равных условиях приводит к снижению , так как в этом случае за счет отличия энергии относительного движения нейтронов от их абсолютной энергии большее число нейтронов может попасть в область резонанса.
Можно
считать, что
.
Величина от энергии нейтронов зависит только в связи с изменением Р-вероятности первого соударения нейтрона в урановом блоке. Зависимость эта существует только при учете неравномерности распределения тепловых, а следовательно, и рождающихся нейтронов по блоку. При оценке температурного эффекта указанная зависимость столь незначительна, что ею с полным основанием можно пренебречь.
Величина эф также мало изменяется с изменением температуры. Существующая слабая зависимость эф(Тср) обусловлена тем, что микроскопические сечения f5 и а5 по-разному отклоняются от закона 1/v в случае изменения температуры размножающей среды.
Чтобы
оценить вклад в я
слагаемого
,
необходимо обратиться к выражению: 1/
= 1+ VзазФзср/(Vта5Фuср).
Из этого выражения следует, что коэффициент использования тепловых нейтронов при постоянной плотности компонентов размножающей среды обратно пропорционален произведению коэффициента проигрыша Фзср/ФUср на отношение аз/а5.
Коэффициент проигрыша определяется в результате суммирования внешнего и внутреннего блок-эффектов, характеризующих неравномерность распределения потока нейтроновв элементарной ячейке. Ввиду того что с повышением температуры среды поглощение нейтронов уменьшается, длина диффузии в материалах ячейки возрастает. Это приводит к уменьшению неравномерности распределения потока (Ф) в ячейке (рис. 6.6) и, следовательно, к снижению коэффициента проигрыша, что положительно сказывается на величине .
Отношение аз/а5, являющееся одним из параметров, которые характеризуют относительное поглощение нейтронов в замедлителе, претерпевает изменения вследствие того, что аз с увеличением температуры уменьшается пропорционально 1/v, а а5 изменяется с отклонением от закона 1/v. В результате этого при разогреве ядерные эффекты увеличивают относительное поглощение нейтронов в замедлителе, что отрицательно сказывается на величине .
Рис.6.6 Характер изменения радиального распределения в элементарной ячейке при увеличении средней температуры от Тср1 до Тср2
Поскольку
рассмотренные факторы по-разному влияют
на ,
результат будет зависеть от соотношения
их вкладов. Проведенная оценка влияния
указанных факторов на я
при разогреве реактора свидетельствует
о том, что
.
Температурная
зависимость слагаемого
,
где
,
также определяется в результате
сопоставления двух конкурирующих
эффектов, так как при увеличении Тср
значение
L2
растет из-за снижения поглощения, а
уменьшается вследствие увеличения
энергии сшивки и соответствующего
сокращения интервала замедления. В
результате
,
что определяется величиной
.
Подводя итог сказанному, можно заключить, что ядерный ТКР определяется следующим полученным на базе (7) равенством:
Во многом знак я зависит от вида функции ТUср=f(Tср). В случае, когда изменение средней температуры топлива ТUср примерно равно изменению средней температуры замедлителя Тзср, первое слагаемое оказывается больше, чем второе. Эффект изменения начнет превалировать над эффектом изменения только при ( ТUср/ Тзср)3. Знак ТКР имеет важное значение, так как он в значительной степени влияет на устойчивость реактора, о чем будет сказано ниже, и определяет знак ядерного ТЭР.
В заключение следует отметить, что выше рассмотрены те эффекты, которые являются наиболее общими. Вообще же при анализе температурного коэффициента и температурного эффекта реактивности кроме рассмотренных необходимо учитывать и такие факторы:
- изменение эффективности отражателя, который через эффективную добавку влияет на геометрический параметр и, следовательно, на ;
- изменение эффективности средств регулирования мощности и компенсации реактивности, что влияет на и соответственно на ;
- изменение поглощения нейтронов накопившимися в активной зоне нуклидами с большим сечением поглощения (239Pu, 135Xe, 149Sm), что сказывается на и соответственно на .
