книги из ГПНТБ / Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие

j y

ВОЕННО-МОРСКАЯ орденов ЛЕНИНА

н УШАКОВА АКАДЕМИЯ

Для слѵжебного пользования

Экз. №

Ю.В. ЛАБИНСКИЙ, М. Ф. СОЙГИН

КО Р А Б Е Л Ь Н Ы Е ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

I

ЛЕНИНГРАД 1 9 7 3

j *:

ВОЕПНО-МОРСКДя ірдено» ЛЕНИНА к УШАКОВА АКАДЕШІМ

Для служебного пользования

Экз.

Доктор техническіе наук профессор Ю. В. ЛАБИНСКИП, доктор технических наук профессор М. Ф. СОИГИН

К О Р А Б Е Л Ь Н Ы Е ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Утверждено начальником Академии в качестве учебного пособия для слушателей Академии

ЛЕН И Н ГРАД

П Р Е Д И С Л О В И Е

Началом развития атомной энергетики явилось созда­ ние в СССР в 1954 г . первой в мире атомной электростан­ ции. У нас в стране осуществляется развернутая програм­ ма создания стационарных и транспортных энергетических установок. Директивами ХХІУ съезда КПСС предусмотрено значительное развитие атомной энергетики путем строи­ тельства крупных атомных электростанций с вводом иа них в течение девятой пятилетки мощности 6-8 млн квт.

В последние годы получили дальнейшее развитие во­ просы теории, проектирования и использования ядерных реакторов, которые неизбежно находили свое отражение в соответствующих курсах, читаемых в Академии. В связи с этим возникла необходимость разработки и издания учеб­ ных пособий, являющихся дополнениями к учебникам по ядерным реакторам, ранее изданным в Академии. Со време­ ни издания этих учебников прошло шесть-семь лет. Опыт чтения лекционного курса показал необходимость уточне­ ния отдельных вопросов физической теории ядерных реак­ торов и вопросов их теплотехнической надежности.

В гл. I учебного пособия рассмотрены отдельные во­ просы теории реакторов,являющиеся дополнением к соот­ ветствующим разделам существующих учебников. Уточнение этих разделов проводилось в направлении приближения чи­ таемого курса к используемым в настоящее время методам расчета реакторов.

В гл . 2 на современном уровне изложены методы оцен­

3

ки теплотехнической надеййостж ядерннх реакторов. Этот раздел курса претерпел наибольшие изменения, поэтому в учебном пособии вопросы теплотехнической надежности ре­ актора изложены в полном объеме курса. Гл. 2 пособия полностью заменяет соответствующий раздел ранее изданно­ го учебника.

I

4

Глава I . ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ФИЗМЕСКОЙ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

S I . Граничные условия

Сформулируем краевое условие для уравнения замедле­ ния нейтронов. В уравнениях днффузнойно го приближения указанное условие имело вид

Вдиффузионно-возрастном приближении

%Л і г 9 гас*¥о = - Д 9 гас{у0 .

г*е ——— - градиент потока нейтронов в направлении

пвнешней нормали к поверхности реактора.

5

От краевого условия (3) можно легко перейти к запи­

С другой стороны, из (3)

*У»-_ _ Й

dx- 2.J)

Поскольку в диффузионно-возрастном приближении Я =

то

00

Таким образом, краевое условие в этом приближении может быть сформулировано следующим образом: поток ней­ тронов (ос) обращается в нуль на экстраполирован­ ной границе, находящейся на расстоянии с / = ст физической границы реактора.

6

Строго говоря, полученное выше значение длины ли­ нейной экстраполяции (4) также является недостаточно точным, поскольку применение диффузионного приближения вблизи границы реактора с вакуумом неправомерно. Ваку­ ум для нейтронов является идеальным поглотителем ней­ тронов, т .е . своего рода "абсолютно черным телом". Вблизи такого поглотителя происходит очень быстрое из­ менение потока нейтронов, и расчет пространственного распределения нейтронного потока в этой области не мо­ жет выполняться с помощью формального применения диффу­ зионной теории. Указанное распределение может быть най­ дено из решения кинетических уравнений, которое связа­ но со значительными трудностями. Кроме того, в этом случае пропадает в известной степени смысл введения диффузионного приближения. Это противоречие на практи­ ке преодолевается следующим образом. Для определения распределения нейтронного потока в реакторе использует­ ся диффузионное приближение, в котором краевые условия исправляю-.-ся с учетом точных решений кинетических урав­

7

нений. Так, например, асимптотическое ренение кинети­ ческого уравнения для области среды вблизи плоской гра­ ницы реактора дает значение длины линейной экстраполя­

энергии нейтронов. Для больнее реакторов, размеры кото­ рых много больие длины пробега нейтронов J , обычно принимает некоторую среднею экстраполированну» границу, не зависящую от энергии.

При наличии в реакторе стерхня, сильно поглощающего нейтроны, иокет быть введено понятие его эффективной поверхности, аналогично понятию эффективной границы ре­ актора с вакуумом. Для определения эффективного радиуса поглощающего стерхня поток нейтронов линейно экстрапо­ лируется внутрь стержня. Радиус цилиндрической поверх­ ности, на которой поток нейтронов при такой экстраполя­ ции обращается в нуль, называется эффективным радиусом стержня 7 (рис. 2). Для тонких цилиндров ( г

Рис. 2 . Определение радиуса поглощающего стержня

8

При расчетах реактора с поглощающими стержнями час­ то вместо задания экстраполированной границы стержня

используют граничные условия следующего вида:

В этом выражении знак минус отсутствует из-за того,что ось направлена внутрь среды.

Определение эффективных граничных условий на поверх­ ности "серых", т .е . неабсолютно поглощающих,стержней связано со значительными трудностями. Задача об эффек­ тивных граничных условиях на поверхности "серых" погло­ тителей была решена Д.Ф. Зарецким. В результате были рассчитаны таблицы эффективных граничных условий в за­ висимости от размеров, "прозрачности" поглотителей и длины свободного пробега в среде, Зти данные широко ис- Пользуютсл при расчетах реакторов ч 'Вопросы физики ядврних реакторов", "Труды ФЭИ", вап. I , 1967).

§ 2 . КоиЬФжщжент размножения нейтронов в эпитепловом воло-водяном ялерном реакторе

Бодо-водяные ядерные реакторы с тесной решеткой име­ ют сравнительно жесткий спектр нейтронов. В таком реак­ торе процессы поглощения и деления нейтронов в эпитеп­

ловой (надтепловой) области энергии могут дать заметный вклад в величину кж . Формула для расчета

теплового ядеряоюо реактора вклад эпитепловых нейтронов в цепную реакцию деления не учитывает.

9