- •Учебное пособие по физике реактора (проект) содержание.
- •1. Основы теории реакторов.
- •1.1. Деление ядер под действием нейтронов.
- •1.1.1. Строение атома. Изотопы.
- •1.1.2. Дефект массы, энергия связи, энергия деления.
- •1.1.3. Радиоактивность.
- •1.1.4. Ядерные реакции. Сечения взаимодействия.
- •1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
- •1.2 Коэффициент размножения.
- •1.2.1 Коэффициент размножения в бесконечной среде.
- •1.2.2. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах .
- •1.2.3. Вероятность избежать резонансного поглощения .
- •1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
- •1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
- •1.2.6. Утечка нейтронов. Коэффициент размножения.
- •1.3. Реактивность.
- •1.4. Регулирование яр.
- •1.4.1. Параметры, определяющие мощность яр и скорость ее изменения.
- •1.4.2. Кинетика реактора с учетом запаздывающих нейтронов. Период реактора.
- •1.4.3. Критичность на мгновенных нейтронах.
- •2. Пространственное распределение энерговыделения в реакторе.
- •2.1. Общие положения.
- •2.2. Макрораспределение энерговыделения.
- •2.3. Микрораспределение энерговыделения.
- •2.4. Коэффициент неравномерности энерговыделения по объему активной зоны.
- •2.5. Система внутриреакторного контроля.
- •3. Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •3.1. Температурный эффект реактивности.
- •3.1.1. Плотностной температурный эффект реактивности.
- •3.1.2. Мощностной эффект реактивности.
- •3.2. Барометрический эффект реактивности.
- •3.3. Борный эффект реактивности.
- •3.4. Влияние коэффициентов реактивности на динамику и безопасность реактора.
- •3.5. Выгорание, шлакование и воспроизводство ядерного топлива.
- •3.6. Отравление реактора ксеноном ( Хе-135 ).
- •3.6.1. Стационарное отравление Хе-135.
- •3.6.2. Нестационарное отравление ксеноном.
- •3.7. Отравление реактора самарием ( Sm-149 ).
- •4. Нфх активной зоны ввэр-440.
- •5. Таблица допустимых режимов эксплуатации ру.
- •5.1 Расходы через твс и реактор.
- •5.2. Допустимая мощность.
- •5.3. Допустимые подогревы в центральных и периферийных твс.
- •5.4. Допустимый подогрев теплоносителя на реакторе.
- •5.5. Влияние частоты сети на температуру.
- •6. Вопросы обеспечения ядерной безопасности.
- •6.1. При пуске яр.
- •6.2. При перегрузке и работе с твс.
- •6.3. При хранении и отправке отработанного ядерного топлива.
- •6.4. Характерные моменты обеспечения ядерной безопасности при использовании твс с обогащением 4,4%.
- •7. Конструкция и характеристики активной зоны реактора и ее компонентов.
- •7.1. Корпус реактора.
- •7.2. Верхний блок.
- •7.3. Внутрикорпусные устройства.
- •7.4. Активная зона.
- •8. Некоторые особенности эксплуатации энергоблоков каэс.
- •8.1. Кассеты-экраны блоков 1 и 2.
- •8.2. Топливо обогащением 4,4% на блоке 3.
- •Список литературы
1.1.5. Замедление и диффузия нейтронов.
При делении ядер U-235 и Рu-239 рождаются нейтроны в широком диапазоне энергий. Спектр нейтронов деления (рис.1.4.) жесткий, в нем преобладают нейтроны высоких энергий: максимальное число нейтронов имеет энергию ~0,7 МэВ, наибольшая энергия достигает 18 МэВ, средняя ~ 2 МэВ.
В дальнейшем при неупругом и упругом рассеянии нейтроны снижают кинетическую энергию вплоть до энергии теплового движения атомов и молекул среды. Энергетическое распределение находящихся в тепловом равновесии со средой нейтронов является распределением Максвелла (рис.1.4.). Однако, поскольку нейтроны поглощаются ядрами атомов среды, некоторое их число в тепловой области энергий может находиться только при непрерывном поступлении нейтронов из более высоких энергетических областей. Поэтому, хотя распределение Максвелла не ограничивается со стороны высоких значений энергий, в рассматриваемом случае можно указать условную границу распределения: это та энергия, при которой поток замедляющихся нейтронов равен потоку нейтронов, уже пришедших в тепловое равновесие со средой. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах эта энергия примерно равна 0,2 эВ.
Характер взаимодействия нейтронов с ядрами различен в диапазоне энергий от 0
до 10 МэВ. Поэтому обычно весь возможный диапазон энергий нейтронов в ядерном реакторе разбивают на три области, характеризующиеся своими особенностями взаимодействия: область быстрых, промежуточных (резонансных) и тепловых нейтронов. Границы между областями условные:
Быстрая область . 0,1 - 10 МэВ
Промежуточная область. 0,2 - 105 эВ
Тепловая область. 0 - 0,2 эВ.
Процесс уменьшения кинетической энергии нейтронов в результате их рассеяния на атомах среды называется замедлением.
Неупругое замедление (рассеяние) может быть в тех случаях, когда энергия нейтрона больше 0,6-1,0 МэВ, т.е. этот вид замедления наблюдается только на начальной стадии процесса замедления нейтронов.
В случае упругого замедления (рассеяния) суммарная кинетическая энергия налетающей и испускаемой частиц остается без изменений (аналогия - столкновение бильярдных шаров). В этом случае замедление нейтрона будет тем эффективнее, чем ближе друг к другу массы ядра А и нейтрона mn , т.е. чем легче атомы, составляющие среду, в которой происходит рассеяние. Очевидно, что в случае столкновения с ядром атома водорода (А=mn ) нейтрон теряет всю свою кинетическую энергию уже при первом акте рассеяния.
Вводится понятие о средней потере энергии нейтрона при столкновении его с ядром (средний логарифмический декремент энергии) :
(1.9),
где Ео и Е - энергия нейтрона до и после столкновения соответственно.
Вводится также величина, характеризующая среднее число столкновений, необходимых для замедления от средней энергии деления (начальной энергии) Ео = 2 МэВ до энергии тепловых нейтронов в нормальных условиях Е = 0,025 эВ:
n = ln(Eo/E) / = 18,2 / (1.10)
Таблица 1.1 содержит рассчитанные по (1.9) и (1.10) величины и средние числа столкновений с ядрами некоторых нуклидов при замедлении нейтронов деления до тепловой энергии.
Таблица 1.1. Константы, характеризующие замедление нейтронов.
Нуклид |
А |
|
n |
Нуклид |
А |
|
n |
H1 |
1 |
1.000 |
18 |
С12 |
12 |
0.58 |
114 |
H2 |
2 |
0.725 |
43 |
О16 |
16 |
0.12 |
150 |
He4 |
4 |
0.425 |
43 |
U238 |
238 |
0.0084 |
2170 |
Be9 |
9 |
0.209 |
86 |
|
|
|
|
Движение нейтронов в среде, когда их энергия в среднем остается постоянной, называется диффузией.
В процессе диффузии движение нейтронов в среде имеет хаотический характер. Так как сечения взаимодействия ядер малы, а значит, велика длина пути между столкновениями, то в процессе диффузии нейтроны перемещаются в веществе на большие расстояния.
Замедляясь и диффундируя, нейтрон взаимодействует с ядрами размножающей среды и перемещается от места рождения (см. рис.1.5.).
Возраст нейтрона r (м2) - характеризует среднее расстояние по прямой , на которое смещается нейтрон от точки рождения с энергией Ео до точки, где он замедлится до энергии Е.
Длина диффузии нейтрона L (м) - характеризует среднее расстояние по прямой, на которое смещается нейтрон от точки, где он стал тепловым, до точки поглощения.
Площадь миграции нейтрона М (м2 ) - характеризует среднее расстояние по прямой, на которое смещается нейтрон от точки рождения до точки поглощения.
М2 = r + L2 (1.11).
Величина М2 слабо зависит от обогащения топлива и увеличивается с ростом температуры. Для ВВЭР-440 характерны следующие значения М2:
- в "холодном" состоянии ЯР ~ 44,4 см2 ;
- в "горячем" состоянии ЯР ~ 64,5 см2 .
В таблице (1.2) приведены значения возраста и площади миграции нейтронов для различных замедлителей.
Таблица 1.2. Значения возраста нейтронов для различных замедлителей.
Замедлитель |
Плотность , г/см3 |
Экспериментальное значение r, см2
|
Площадь миграции М2 , см2 |
Легкая вода |
1.0 |
26.5 |
34.7 |
Тяжелая вода |
1.1 |
109 |
11570 |
Бериллий |
1.85 |
80 |
520 |
Графит |
1.6 |
312 |
3110 |
Коэффициент замедления нейтронов характеризует способность вещества замедлять нейтроны, не поглощая их:
Кзам. = • s / а (1.12),
где •s - замедляющая способность замедлителя, м-1 - определяет эффективность замедления каждой единицей объема вещества.
a - макроскопическое сечение поглощения замедлителя.
В таблице 1.3 приведены времена замедления при снижении энергии нейтрона от Ео=2 МэВ до Е=0,025 эВ и время диффузии нейтрона в тепловой области.
Таблица 1.3 Времена замедления и тепловой диффузии нейтронов.
Замедлитель |
tзам. , мкс |
tдиф., мс |
Легкая вода |
6.7 |
0.21 |
Тяжелая вода |
48 |
138 |
Бериллий |
59 |
3.7 |
Графит |
149 |
15.2 |
Из таблицы видно, что время диффузии нейтронов в тепловой области примерно в 100 раз больше чем время замедления. Следовательно время жизни мгновенных нейтронов определяется временем диффузии и для ВВЭР-440 составляет ~ 10-5 с.
