- •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
1.2.4 Диффузия и диффузионное приближение. Уравнение диффузии.
При энергиях ~ 1 эВ и ниже устанавливается спектр тепловых нейтронов. При этих энергиях скорость движения нейтронов сопоставима с движением ядер среды. Движение тепловых нейтронов в среде не сопровождается изменением их средней энергии. В процессе хаотического движения тепловых нейтронов они претерпевают рассевающие соударения с ядрами среды (также находящимися в состоянии хаотического движения), в результате чего энергия нейтронов то уменьшается, то увеличивается, колеблясь около некоторого среднего наиболее вероятного значения. Распределение нейтронов по скоростям (энергиям) подчиняется распределению Максвелла, установленному для состояния термодинамического равновесия газов. Процесс установления спектра тепловых нейтронов под влиянием теплового движения атомов среды называют термализацией нейтронов.
Установившийся спектр тепловых нейтронов (спектр Максвелла), находящихся в тепловом равновесии со средой, представляет собой поле свободных нейтронов. Их поведение описывается уравнением газовой кинетики. Температура нейтронного газа (Тн.г.) совпадает с температурой среды Т. В первом приближении в гомогенной среде
Тн.г. Т(1+1,4а(Т)/s), [К].
Процесс рассеяния тепловых нейтронов при постоянстве их средней энергии называют диффузией нейтронов. В процессе диффузии нейтроны смещаются из области с большей плотностью нейтронов в область с меньшей. При определенных допущениях основные положения теории диффузии газов могут быть использованы для описания пространственного смещения тепловых нейтронов.
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 (это означает, что в однородных средах, например, в протяженном чистом замедлителе, поле нейтронов не зависит от направления, от угловых переменных);
- среда не должна содержать сильно локализованных источников или поглотителей нейтронов, поток нейтронов должен слабо меняться на длине свободного пробега нейтрона (слабопоглощающая среда Σs >> Σa, области вдали от источников или границ раздела сред).
В ряде областей, например, вблизи границы среды (тела) с пустотой (воздух для нейтронов), сильного поглотителя, источника нейтронов и т.п. диффузионное приближение плохо описывает действительность. При значительных отклонениях ищут решение не уравнения диффузии, а кинетического уравнения. Если объем этих областей мал по сравнению с полным объемом среды, то вводятся поправки к решению уравнения диффузии.
При решении уравнения диффузии всегда рассматривается «средний» нейтрон.
Плотность потока нейтронов Ф можно определить как число нейтронов N пересекающих в единицу времени t единицу площади S:
[см-2×с-1
или нейтр./(см2×с)].
Всегда происходит направленное перемещение нейтронов из области с большей плотностью потока нейтронов Ф в область с меньшей плотностью потока нейтронов Ф. Это смещение происходит против направления градиента плотности потока нейтронов пропорционально коэффициенту диффузии среды D и описывается векторной величиной – током нейтронов (закон Фика).
Ток
нейтронов
–
вектор, имеющий в каждом направлении
проекцию, равную суммарному числу
нейтронов, пересекающих единичную
поверхность, перпендикулярную этому
направлению в единицу времени для
данного значения энергии, времени и с
учетом встречных направляющих плотности
потока Ф
в данной точке. Результирующий ток
нейтронов описывается законом
Фика:
где D – коэффициент диффузии нейтронов, D = λtr/3, λtr – транспортный пробег.
Отсюда следует, что диффузионный ток – это вектор, показывающий в каком направлении и сколько нейтронов в данной точке пространства в единицу времени пересекает единицу площади вследствие встречных составляющих плотности потока Ф по этому направлению.
Если
в какой-то области пространства нейтронная
плотность не зависит от пространственных
координат, то
,
тогда как Ф=nv.
Замедляясь и диффундируя, нейтроны взаимодействуют с ядрами размножающей среды и перемещаются от места рождения.
Рис. 1.5. Схема замедления и диффузии нейтронов
Поскольку процессы рассеяния и поглощения независимы:
,
то
, где
средняя
длина свободного пробега нейтронов до
поглощения;
средняя
длина свободного пробега до рассеяния;
средняя
длина свободного пробега до первого
столкновения.
Если
,
то большая часть столкновений нейтрона
с ядрами среды приводит к захвату
нейтрона. Такая среда называется
сильнопоглощающей.
Если
,
среда называется слабопоглощающей.
Случай
несимметричного (анизотропного) рассеяния
приводится к случаю сферической симметрии
введением транспортной
длины свободного пробега
нейтрона
,
которая представляет собой эффективное
смещение нейтрона в направлении движения
до следующего акта рассеяния, которому
соответствует поворот траектории
нейтрона на угол
.
Средняя
длина свободного пробега
,
исправленная на не сферичность рассеяния,
называется транспортной длинной
свободного пробега в отсутствии
поглощения. В соответствии с этим
вводится понятие транспортного
макроскопического сечения:
,
,
где
средний косинус угла рассеяния.
Используется в качестве угловой
характеристики акта рассеяния.
Альбедо – отражательная способность (поверхности среды) с учетом (3.8) и (3.11)
(3.16)
Скорость утечки нейтронов Р [нейтр./см3с] – это число нейтронов, уходящих из единичного объема среды за 1 с.
Как было сказано выше для осуществления контролируемой ЦР в ЯР необходимо поддерживать баланс нейтронов. Баланс нейтронов в единице объема определяется тремя процессами:
Скорость
генерации нейтронов
[нейтр./см3с]
– число нейтронов, появляющихся
(рождаемых) в единицу времени в единичном
объеме 1 см3
– можно записать как функцию
.
Скорость
поглощения
[нейтр./см3с]
– число нейтронов, поглощаемых в единицу
времени в единичном объеме 1 см3
среды – можно записать в виде
Скорость
утечки
описывается выражением
Подставляя в условие баланса нейтронов выражения для скоростей генерации , поглощения и утечки нейтронов, получим уравнение диффузии нейтронов для среды, свойства которой изменяются плавно
(3.21)
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
(3.22)
Уравнение диффузии для стационарной задачи (нет переменной времени)
(3.23)
Нейтроны
различных энергий распределены в
активной зоне ЯР по-разному. Плотность
потока нейтронов напрямую определяет
число делений и, следовательно,
энерговыделение в каждой области
активной зоны ЯР. Для управления ЯР
необходимо знать плотность потока
нейтронов
как функцию координат и времени,
удовлетворяющую, в простейшем случае,
диффузионному приближению моноэнергетических
нейтронов. Эта функция однозначно
определяется из ряда дополнительных
(начальных и граничных) условий, которым
она должна удовлетворять по физическому
смыслу в каждой конкретной задаче теории
диффузии нейтронов:
Условие на выпуклой границе среды с вакуумом. Диффузионное приближение плохо описывает распределение плотности потока нейтронов в окрестностях границы среды с вакуумом, так как на границе резко меняются свойства сред.
В связи с этим, односторонний ток нейтронов из вакуума в среду равен нулю.
.
(3.24)
Где,
вектор, определяющий положение
пространственных точек выпуклой границы
среды с вакуумом
Условие (3.24) справедливо для «голого» реактора – реактора без отражателя. Введем параметр – длину линейной экстраполяции
.
– это расстояние от реальной границы тела (среды), на котором происходит обращение экстраполированного потока нейтронов в нуль
(3.30)
Формулу (3.30) называют условием для плотности потока нейтронов на экстраполированной границе среды с вакуумом.
2. Условия сшивки решений уравнения диффузии на границе раздела сред с различными нейтронно-физическими свойствами. Если рассматриваемая активная зона (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. 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:
(3.31)
(3.32)
где Di (i = 1, 2) – коэффициенты диффузии соответствующих сред. По сути, (3.31), (3.32) – требования непрерывности плотности потока нейтронов и проекций на нормаль к границе раздела плотности тока нейтронов при переходе границы раздела сред.
3. Условие локализованных источников.
Условие локализованного источника имеет вид:
.
(3.33)
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.
(3.34)
5. Начальные условия в нестационарных задачах. Для решения нестационарного уравнения, необходимо знать распределение плотности потока нейтронов в момент времени t = 0:
(3.35)
6. Условия, определяемые геометрическими и физико-химическими особенностями решаемой задачи. Сложные задачи решаются достаточно просто аналитически, например, при наличии симметрии в системе, при разбиении сложной системы на части, при группировке составляющих сложных систем по схожести свойств, например, метод гомогенизации реакторной ячейки и т.д.
Стационарное уравнением диффузии моноэнергетических нейтронов в форме (3.23):
Считая,
что коэффициент диффузии
,
разделим обе части уравнения на D,
тогда уравнение примет вид
(3.37)
где
– длина
диффузии моноэнергетических нейтронов.
Уравнение (3.37) называют стационарным уравнением диффузии для неразмножающей среды. Если в среде возможно появление нейтронов деления, то в уравнении (3.23) добавляется слагаемое генерации нейтронов за счет деления ядер среды
где f – число нейтронов деления при распаде одного ядра среды (урана-235).
Преобразуя, получаем стационарное уравнение диффузии для размножающей среды
где
– материальный
параметр реактора
(по англ. баклинг).
Если
,
т.е.
– среда размножающая, поддерживающая
цепную реакцию деления.
Если
,
т.е.
– среда слабоделящаяся.
Если
,
т.е.
– среда неделящаяся.
Время
диффузии
есть отношение свободного пробега и
скорости теплового нейтрона до поглощения:
tд
=
la/υ
=
1/(Saυ).
Скорость стандартных тепловых нейтронов
(давление атмосферное, t=20°C)
υ
2200 м/с. Для
величин макросечений Sa
применяемых в ядерных реакторах (ЯР)
материалов время диффузии tд
= 10-4–10-5
с.
