- •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
1.2.4. Коэффициент использования тепловых нейтронов .
Коэффициент определяет долю тепловых нейтронов, поглощенных урановым топливом. Остальные нейтроны поглощаются замедлителем, а также другими компонентами активной зоны.
Если макроскопическое сечение поглощения урана au= 5+8 + f5 = a5+8, , замедлителя - aзам , конструкционных материалов - a к.м., бора - a в, то для коэффициента справедливо выражение:
(1.16.),
где Ru - скорость реакции;
Rau = Nu•au•Фuт=au•Фuт
Фuт - средний тепловой поток в таблетке урана, нейтр/(см2с);
для ВВЭР Ф ~ 1013 -1014 нейтр/(см2 с);
V - объем соответствующей компоненты;
a,с - микроскопические сечения поглощения, захвата.
Коэффициент использования тепловых нейтронов является той величиной, через которую бор наиболее сильно оказывает влияние на коэффициент размножения нейтронов К . Влияние бора на коэффициент двояко. Как видно из формулы 1.16.
Значит:
1) с одной стороны, увеличение концентрации бора увеличивает св (т.к. св=св•Nв ), а значит, ведет к уменьшению ;
2) с другой стороны, присутствие бора в замедлителе уменьшает Фвт (уменьшаются также ФН2От и Фк.мт ). Т.к. значение Фuт постоянно, то ФН2От /Фuт уменьшается, а значит, коэффициент увеличивается.
Необходимо отметить, что уменьшение из-за увеличения концентрации бора значительно преобладает над вторым эффектом.
При увеличении t^ теплоносителя значение увеличивается из-за уменьшения плотности воды:
t^Н2ОН2ОсН2ОRсН2О
Увеличение обогащения топлива (N ) ведет к росту значения . Это видно из формулы 1.16:
u5Rau.
Влияние водоуранового отношения Nзам/N5 на величину представлено на рис.1.7. Из рисунка видно, что водоурановое отношение влияет также на коэффициент . Возрастание отношения Nзам/N5 сопровождается увеличением и снижением , поскольку - есть вероятность непоглощения, а , напротив, вероятность поглощения нейтронов ураном.
1.2.5. Число быстрых нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон.
Коэффициент Vэфт характеризует число быстрых нейтронов второго поколения, в среднем приходящихся на один поглощенный топливом тепловой нейтрон первого поколения.
Поскольку часть поглотившихся нейтронов не вызывает деления, то число вторичных нейтронов Vэфт , приходящихся в среднем на акт поглощения, меньше числа вторичных нейтронов на один акт деления Vf на величину , которая характеризует долю делений на каждый акт поглощения.
f5
Vэфт= Vf • = Vf5 •------------------ (1.17),
a5+c8+aк.м
где Vf5 - число вторичных нейтронов на акт деления для U-235;
f,с,а = f,с,а• Ni - макроскопическое сечение деления, захвата, поглощения для изотопов U-235, U-238 и конструкционных материалов активной зоны;
a = f + c
Если помимо U-235 в материале топлива присутствует другой делящийся материал, например, накопившийся Pu-239, то число вторичных нейтронов на акт поглощения представляется выражением:
Vf5 • f5 +Vf9 •f9
Vэфт = ------------------------- (1.18).
a5+ a9+ c8+aк.м
Как видно из приведенных соотношений, величина Vэфт в основном определяется составом (обогащением) топлива. Зависимость Vэфт от концентрации представлена на рис.1.7.
