ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

Графика
Стили в архитектуре и дизайне
Французский стиль в русской архитектуре
История дизайна
Начертательная геометрия
Комплексный чертеж
Аксонометрические проекции
Метрические задачи
Построить проекции
Машиностроительное черчение
Физика
Курсовая работа
Лабораторные работы
Молекулярная физика
Закон полного тока
Машины постоянного тока
Физическая природа проводимости
Проводниковые материалы
Полупроводниковые материалы
Расчет управляемого тиристорного выпрямителя
Классификация приборов микроволнового диапазона
Свободные носители зарядов в полупроводниках
Туннельный диод
Высокочастотные полевые транзисторы
Электромагнитное поле
Основные уравнения электродинамики
Энергия электромагнитного поля
Плоские электромагнитные волны
Диэлектрик и идеальный проводник
Элементы теории дифракции
Волны в коаксиальной линии
Математика
Пределы, функции
Вычислить интеграл
Методические указания к контрольной
Матрицы и определители
Контрольная за первый курс
Начала анализа
Теория вероятности
Теория поля
Кратные и криволинейные интегралы
Ядерная энергетика
Атомные реакторы и батареи
Лекции по радиобиологии
Основы получения ядерной энергии
Реакция деления
Плотность потока нейтронов
Скорости нейтронных реакций
Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе
Реакторный теплоноситель
Уравнение возраста Ферми
Закон диффузии тепловых нейтронов
http://kursgm.ru/
Коэффициент использования тепловых нейтронов
Ячейка активной зоны реактора РБМК-1000
Меры по уменьшению неравномерности поля тепловых нейтронов.
Кинетика ядерного реактора
Запаздывающие нейтроны
Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной реактивности
Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора
Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
Стационарное отравление реактора ксеноном
Нестационарное переотравление реактора самарием
Эффективный радиус стержня-поглотителя
БОРНОЕ  РЕГУЛИРОВАНИЕ ВВЭР
РАСЧЁТНОЕ  ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВВЭР ПРИ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ
Алгоритм расчёта пусковой концентрации борной кислоты

Строение вещества Все вещества состоят из молекул - частиц, каждая из которых определяет все физико-химические свойства вещества.

Строение и характеристики атомов Атомы различных химических элементов отличаются прежде всего по их массе, и атомная масса в какой-то мере определяет периодичность повторения химических свойств различных атомов. Однако массовое число A не является однозначной характеристикой всех свойств атомов любых веществ.

Энергия связи и устойчивость ядер атомов

На устойчивость ядер сильное влияние оказывает чётность или нечётность чисел протонов и нейтронов в них

НЕЙТРОННЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ Ядерной реакцией принято называть процесс и результат взаимодействия ядер с различными ядерными частицами (альфа-, бета-частицами, протонами, нейтронами, гамма-квантами и т.д.).

Реакция деления. Третий способ выхода возбуждённого составного ядра в более устойчивые образования - деление его на две, три или даже более протонно-нейтронных комбинации, называемые осколками деления.

Особенности реакции деления и их практическое значение Нейтронная ядерная реакция деления тяжёлых ядер, как уже отмечалось, является главной и центральной реакцией в ядерных реакторах. Поэтому есть смысл с самого начала познакомиться с физическими представлениями о реакции деления и теми её особенностями, которые так или иначе накладывают свой отпечаток на все стороны жизни и быта сложнейшего технического комплекса, который именуется Атомной Электростанцией.

Образование нейтронов деления. Ключевым физическим явлением, сопровождающим процесс деления тяжёлых ядер, является испускание возбуждёнными осколками деления вторичных быстрых нейтронов, иначе называемых мгновенными нейтронами или нейтронами деления.

Радиоактивность осколков деления. Уже говорилось, что установлено свыше 600 типов осколков деления, отличающихся по массе и протонному заряду, и о том, что практически все они рождаются сильно возбуждёнными.

Основные характеристики нейтронных полей Нейтронное поле - это совокупность свободных нейтронов, движущихся и определённым образом распределённых в объёме материальной среды.

Плотность потока нейтронов

Плотность тока нейтронов. В отличие от первых трёх характеристик нейтронного поля, в определениях которых игнорируется понятие направления перемещения нейтронов, плотность тока - величина векторная. Она даёт представление как о генеральном направлении перемещения больших количеств хаотично движущихся нейтронов, так и об интенсивности перемещения нейтронов в этом направлении.

Скорости нейтронных реакций и их характеристики Скоростью любой нейтронной реакции на ядрах i-го компонента среды называется число актов этой реакции, ежесекундно происходящих с этими ядрами в единичном объёме (1 см3) среды.

Соотношения микросечений одного нуклида. Микросечение любого нуклида по отношению к любой нейтронной реакции - величина, пропорциональная вероятности этой реакции на одиночном ядре под действием одиночного нейтрона в единицу времени. Пользуясь терминологией теории вероятностей, можно утверждать, что одновременное рассеяние и поглощение нейтрона одним ядром - события несовместные

КРИТИЧНОСТЬ РЕАКТОРА И УСЛОВИЯ ЕЁ РЕАЛИЗАЦИИ

Эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора

Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе. Большинство энергетических ядерных реакторов, используемых в энергоблоках АЭС, являются тепловыми. Тепловой ядерный реактор (в отличие от быстрого и промежуточного) - это реактор, в котором подавляющее большинство делений ядер топлива осуществляется тепловыми нейтронами.

Нейтронный цикл и характеристики его физических процессов Проследим подробно за изменением количества нейтронов одного произвольного (i-го) поколения в тепловом реакторе, в активной зоне которого имеются уран-235, уран-238, замедлители, теплоноситель и необходимые конструкционные материалы (наличие получаемого при работе реактора плутония-239 вначале (ради простоты) в расчёт не принимается).

ХАРАКТЕРИСТИКИ СТРУКТУРЫ АКТИВНЫХ ЗОН ТЕПЛОВЫХ РЕАКТОРОВ Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.

Реакторный теплоноситель - это жидкое или газообразное вещество (или кипящая жидкость), предназначенное для отвода генерируемого в реакторе тепла с целью его дальнейшего использования.

ЗАМЕДЛЕНИЕ  НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ И ЕГО РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА

Характеристики замедляющих свойств веществ Средняя длина замедления - сложная характеристика, представляющая собой комбинацию более простых характеристик замедляющих свойств веществ.

Возраст нейтронов в среде Познакомимся с ещё одной комплексной характеристикой замедляющих свойств различных сред, называемой возрастом нейтронов, поскольку именно она является ключевым понятием теории замедления и чаще иных характеристик встречается в формулах и уравнениях теории реакторов.

Транспортная длина и транспортное макросечение среды. Рассмотрим, как выглядит картина рассеяния на ядрах замедляющей среды с учётом предположения об изотропности рассеяния нейтронов покоящимися ядрами.

Длина замедления и возраст нейтронов в среде

Уравнение возраста Ферми и его решение Плотность замедления нейтронов. В каждом кубическом сантиметре объёма активной зоны реактора движутся большие количества нейтронов самых различных энергий. И мысленный "моментальный снимок" движущихся в единичном объёме среды по разным направлениям и с различными скоростями нейтронов способен вызвать ощущение хаоса, лишенного каких-либо закономерностей.

Решение уравнения возраста. Уравнение возраста является дифференциальным уравнением второго порядка в частных производных, поэтому для получения конкретного его решения для условий активной зоны реактора необходимо указать пару начальных условий.

Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов pз - это доля нейтронов, избежавших утечки при замедлении, от общего числа нейтронов поколения, начавших процесс замедления в активной зоне.

ДИФФУЗИЯ И РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА ТЕПЛОВОГО РЕАКТОРА Вероятность избежания утечки тепловых нейтронов - это доля тепловых нейтронов, избежавших утечки из активной зоны в процессе диффузии, от общего числа генерируемых в активной зоне тепловых нейтронов  поколения. тДиффузия тепловых нейтронов, как и замедление эпитепловых, - это процесс пространственного их перемещения в среде активной зоны реактора. Единственной разницей этих процессов является то, что при замедлении кинетическая энергия нейтронов быстро снижается за счёт рассеяний на ядрах среды, а при диффузии величина кинетической энергии тепловых нейтронов слабо колеблется от рассеяния к рассеянию около среднего значения. В силу того, что сами ядра среды в своем тепловом движении обладают различными кинетическими энергиями, величины которых колеблются около некоторого среднего значения, определяемого термодинамической температурой среды.

Закон диффузии тепловых нейтронов. Из близости свойств нейтронного и идеального газов следует, что описание интенсивности направленного переноса тепловых нейтронов в среде должно подчиняться закону газовой диффузии Фика, который, как оговорено в соответствующем разделе кинетической теории, в полной мере справедлив только для идеальных газов.

Длина диффузии. Ранее вскользь отмечалось, что диффузионная характеристика среды активной зоны, определяющая величину вероятности избежания утечки тепловых нейтронов, должна быть связана со среднеквадратичным пространственным смещением тепловых нейтронов в процессе диффузии таким же образом, как возраст тепловых нейтронов связан со среднеквадратичной длиной замедления. К этому подталкивает почти полная аналогия представлений о процессах замедления и диффузии.

Волновое уравнение, уравнение критичности реактора и величина вероятности избежания утечки тепловых нейтронов

Геометрический параметр цилиндрического реактора без отражателя и поле тепловых нейтронов в нём Большинство энергетических тепловых реакторов имеют цилиндрическую форму активной зоны или очень близкую к ней. Среди многих соображений при выборе формы активной зоны побеждает стремление сделать её симметричной, технологичной и удобной для организации теплосъёма.

Выражение для геометрического параметра цилиндрической активной зоны

УРАН-235, ПЛУТОНИЙ-239 И РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА Ранее была получена формула для характеристики размножающих свойств реактора - kэ = h e j q pз pт. Два последних сомножителя правой части этой зависимости были рассмотрены в предыдущих разделах. Цель данной темы - проанализировать ещё два сомножителя этой зависимости, связанных с наличием в активной зоне теплового реактора делящихся тепловыми нейтронами нуклидов - урана-235 и плутония-239. Имеются в виду константа h и коэффициент использования тепловых нейтронов q.

Коэффициент использования тепловых нейтронов - это доля тепловых нейтронов, поглощённых  делящимися под действием тепловых нейтронов нуклидами топлива (235U и 239Pu), от общего числа тепловых нейтронов поколения (поглощаемых всеми материалами активной зоны).

В ранее описанном топливном блоке с металлическим 235U потенциально полезными являлись все поглощения тепловых нейтронов в нём:. В данном же случае столь же полезными поглощениями тепловых нейтронов внутри топливного блока будут только поглощения их ядрами 235U и 239Pu, а поглощения тепловых нейтронов ядрами остальных компонентов топливного блока заведомо бесполезны, так как ведут к потере тепловых нейтронов, равно как и поглощения тепловых нейтронов ядрами замедлителя ячейки.

Ячейка активной зоны реактора РБМК-1000 - пример более сложной многозонной лишённой внутренней регулярности структуры

УРАН-238 И РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕАКТОРА

Вероятность избежания резонансного захвата. Второй величиной, определяющей эффективные размножающие свойства реактора, связанной с наличием в активной зоне его ядер 238U, является вероятность избежания резонансного захвата

Эффект Доплера и влияние температуры топлива на величину j. Выражение (8.2.7) даёт точные результаты вычислений j только при комнатных температурах. При значительно более высоких рабочих температурах в твэлах реактора найденная по этой формуле величина j сильно отклоняется от реальной в сторону завышения, и это отклонение будет тем большим, чем выше температура топлива. Этот эффект (предсказанный Гейзенбергом ещё в 1940 г) по предложению американского физика Е.Вигнера объясняется как частное проявление эффекта Доплера, суть которого состоит в следующем.

КРИТИЧЕСКИЕ РАЗМЕРЫ И НЕЙТРОННОЕ ПОЛЕ В РЕАКТОРЕ С ОТРАЖАТЕЛЕМ До сих пор, когда разговор шёл о геометрическом параметре и нейтронном поле в цилиндрическом гомогенном тепловом реакторе, речь велась скорее о модели реального реактора, модели идеальной, гипотетической, ибо трудно представить что-либо более нереальное, чем "голенький" цилиндр гомогенной размножающей среды, висящий в вакууме.

Эффективная добавка (dэ) Итак, окружение активной зоны реактора бесконечно-толстым слоем хорошего замедлителя, называемого отражателем, даёт возможность уменьшить критические размеры активной зоны и, тем самым, добиться экономии ядерного топлива и конструкционных материалов.

Геометрический  параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической активной зоне с отражателем

Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе с отражателем Активная зона гетерогенного реактора состоит из множества геометрически одинаковых ячеек, каждая из которых представляет собой в общем случае тепловыделяющую сборку твэлов вместе с относящимися к ней замедлителем и другими компонентами активной зоны, располагающимися как внутри ТВС, так и вне ее.

Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторах и методы снижения неравномерности Убедившись, что поле тепловых нейтронов в энергетическом реакторе существенно неравномерно, мы должны прийти к заключению, что эта неравномерность - явление явно негативное.

Меры по уменьшению неравномерности поля тепловых нейтронов. Все мероприятия по уменьшению неравномерности распределения плотности потока тепловых нейтронов в энергетическом реакторе направлены в первую очередь на выравнивание величин Ф в объёме топлива этого реактора, поскольку именно от равномерности распределения этой величины в объёме топлива зависит равномерность тепловыделения в объёме всей активной зоны или равномерность распределения тепловой мощности в объёме активной зоны.

ТЕМПЕРАТУРНЫЕ ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА

Условия преимущественного проявления ПТЭР и ЯТЭР в реакторе. Несмотря на замечание о невозможности раздельного проявления ПТЭР и ЯТЭР, в практике эксплуатации энергетического реактора могут иногда создаваться условия, когда составляющие ТЭР проявляются одиночным порядком - если и не в чистом виде, то, по крайней мере, преимущественно.

Кратные и криволинейные интегралы