- •Введение
- •I. Предварительный тепловой расчет реактора
- •II. Физический расчет реактора Глава 1. Расчет физических характеристик § 1. Общие положения
- •§ 2. Вычисление ядерных концентраций веществ
- •§ 3. Общие правила вычисления макроскопических нейтронных сечений для смесей различных элементов
- •§ 4. Некоторые замечания к расчету параметров тепловых нейтронов
- •§ 5. Оценка температуры нейтронного газа
- •§ 6. Определение верхней границы тепловой группы
- •§ 7. Расчет распределения потока тепловых нейтронов в ячейке гетерогенного реактора
- •§ 8. Коэффициент размножения бесконечной среды
- •§ 9, Коэффициент диффузии и квадрат длины диффузии тепловых нейтронов
- •§ 10 Коэффициент диффузии надтепловых нейтронов
- •§ 11. Квадрат длины замедления
- •Глава 2. Коэффициент размножения и реактивность реактора § 12. Основные понятия
- •§ 13. Реакторы без отражателей
- •§ 14. Сферический реактор с отражателем
- •§ 15. Цилиндрический реактор
- •Глава 3. Пространственно энергетическое распределение нейтронов § 16. Реакторы без отражателей
- •§ 17. Реакторы с отражателями
- •§ 18. Коэффициент неравномерности потока тепловых нейтронов
- •Глава 4. Расчет изотопного состава горючего § 19. Изотопный состав горючего
- •§ 20. Изменение концентрации делящихся изотопов
- •§ 21. Шлакование
- •§ 22. Отравление
- •§ 23. Нестационарное переотравление
- •§ 24. Коэффициент воспроизводства
- •Глава 5. Расчет системы регулирования § 25. Основные положения
- •§ 26. Компенсирующая способность центрального стержня
- •§ 27. Определение групповых коэффициентов «черноты» стержней
- •§ 28. Размещение стержней в реакторе. Компенсирующая способность системы стержней
- •Приложение I профилирование расхода теплоносителя
- •Приложение II расчет температуры топливных элементов
- •Приложение III пример расчета графитового энергетического реактора с водяным охлаждением
- •Тепловой расчет
- •Физический расчет
- •Приложение IV расчет реактора типа ввэр
- •Литература
§ 9, Коэффициент диффузии и квадрат длины диффузии тепловых нейтронов
Коэффициент диффузии
нейтронов тепловой группы будем отмечать
индексом 2. По определению коэффициент
диффузии
и квадрат длины диффузии L2
для гомогенных сред выражаются формулами:
(73)
Если расчет проводят без
учета микрораспределения нейтронов в
ячейках, т.е. среда просто гомогенизируется,
то величины
и
вычисляют по формуле (18) с использованием
микроскопических сечений
и
(см. § 4-6). С учетом микрораспределения
нейтронов
(74)
Для усреднения формула (74), строго говоря, непригодна. Более того, в гетерогенной среде вообще невозможно строго определить усредненное сечение как единый макроскопический параметр. Дело в том, что теоретически должно усредняться с весом диффузионного тока, а поскольку последний состоит из трех компонент, то для разных направлений результат усреднения может получиться разным. Следовательно, и величина макроскопического коэффициента диффузии для одной и той же гетерогенной среды в принципе, непостоянна и зависит от направления диффузии. На практике этот эффект, называемый анизотропией диффузии, проявляется главным образом в реакторах с газовым охлаждением, активная зона которых пронизана большим количеством пустых каналов. В реакторах с жидким теплоносителем анизотропия диффузии, как правило, незаметна.
Более или менее строгий расчет коэффициентов диффузии гетерогенной среды довольно сложен. Кроме того, учет анизотропии диффузии требует некоторой перестройки и других расчетных формул. Поэтому анизотропия диффузии учитывается лишь в тех случаях, когда она весьма существенна, а именно, в реакторах с пустыми каналами и полостями ([5], стр. 677; [12], стр. 126). В остальных случаях, по-видимому, достаточна простая гомогенизация.
§ 10 Коэффициент диффузии надтепловых нейтронов
Рассмотрим двухгрупповой
метод расчета, в котором все нетепловые
нейтроны объединены в одну группу. Для
этой группы нейтронов нужно определить
усредненный по энергии коэффициент
диффузии, а также квадрат длины замедления,
который по своему физическому смыслу
аналогичен квадрату длины диффузии
нейтронов в тепловой группе. Строго
обоснованный способ энергетического
усреднения коэффициента диффузии для
замедляющихся нейтронов в рамках
двухгрупповой теории оказывается
практически невыполнимым, так как
требует знания спектра замедляющихся
нейтронов. Спектр же этих нейтронов
можно найти только с помощью многогрупповых
методов расчета. На практике часто
используют коэффициент диффузии,
вычисленный для нейтронов энергии
эв, считая, что он близок к среднему,
поскольку сечения рассеяния большинства
веществ имеют в области
эв плато, простирающееся вплоть до
нескольких десятков килоэлектронвольт.
Коэффициент диффузии для надтепловых
нейтронов будем отмечать индексом 1 и
считать, что
. (75)
Однако в водяных реакторах это упрощение может служить источником значительных ошибок в величине утечки нейтронов из реактора, потому что в воде большая доля утечки приходится на область высоких энергий, где сечения рассеяния уже существенно зависят от энергии и сильно отличаются от сечений при эв.
В первой группе микрораспределение
нейтронов обычно не учитывается, т.е.
сечения усредняются по формуле (18).
Поскольку в тепловых реакторах в
надтепловой области
,
то для первой группы будем принимать
.
