Физика ядерных реакторов

при делении.
Необходимое условие протекания СЦР – рождение в каждом очередном акте деления не менее одного нейтрона.

Ядерный реактор - это устройство в котором под действием нейтронов
осуществляется управляемая реакция деления, точнее
Самоподдерживающаяся Цепная реакция (СЦР).

Основные соотношения:
200МэВ/ядро

чтобы существовала цепная реакция деления.

Отрицательный вклад в нейтронный баланс:
- поглощение нейтронов в U-238;
поглощение н. в накапливающихся шлаках;
поглощение н. конструкционных материалах;
утечка н. за пределы зоны реакции.

Меры по экономии нейтронов:
повышение концентрации делящихся ядер (U-235);
использование конструкционных материалов со
слабым поглощением (Zr, Al, Mg …);
использование отражателей.

Минимальные критические размеры и массу имеет размножающая среда в форме шара. Для U-235 такой шар без отражателя имеет массу ~ 48 кг и радиус ~ 8,5 см.

собой отношение числа нейтронов n2 в данном поколении к числу нейтронов в поколении предыдущем n1 (или делений ядер), непосредственно предшествующем поколении:

Чаще состояние ядерного реактора (ЯР) характеризуют реактивностью – относительным отклонением kэф от единицы:

реакторе:
А. Изменить количество делящегося вещества;
Б. Изменить количество поглощающих веществ;
С. Изменить утечку нейтронов.

Основные поглощающие материалы

т.к.
время нейтронного цикла в ЯР , а
время жизни свободного нейтрона .

Зависит от размеров и геометрической
формы активной зоны

Определяется составом активной зоны реактора
(количеством делящегося и других материалов)

для ВВЭР

Изменение числа
нейтронов во времени:

решение

число нейтронов
в момент t = 0

При

Число нейтронов
Число делений
Энерговыделение

Оценка без учета запаздывающих нейтронов !

первого поколения
Деление U-235 тепловыми нейтронами

Быстрая область
Деление U-238

Промежуточная область
Резонансный захват в U-238

Тепловая область
Поглощение в замедлителе
и других материалах
Поглощение в уране без деления
Деление U-235
тепловыми нейтронами
Быстрые нейтроны второго поколения

Число вторичных нейтронов
на один акт деления

тепловой области

к значительно большему
увеличению в сравнении с .

области

- диаметр уранового блока [см]

полученное по
экспериментальным данным.

площадь боковой поверхности уранового блока [см ]
М – масса уранового блока [г]

2

сред (x по U-235 = 0,71%)

значительно - от геометрических характеристик
реактора и его состава.

Этапы расчетов :

Теория решетки.
Рассматриваются методы расчета параметров
решетки и обосновывается переход к эквивалентной
гомогенной среде.

Теория критических размеров.
Определяют условия критичности гомогенного
реактора и распределение потока нейтронов по
его объему.

пробега
меняется незначительно;
2. Рассеяние нейтронов изотропно;
3. ;
4. Вдали от источников, границ и поглотителей,
удаление

- длинна диффузии нейтронов.

- возраст нейтронов.

с постоянной во времени скоростью генерации.

- материальный параметр

В однородной активной зоне большого
энергетического реактора достаточно хорошо
выполняется равенство.

Параметры реактора без отражателя

приближении

Keff = 1

Вероятность избежать утечки
в процессе замедления

Вероятность для тепловых нейтронов избежать утечки в процессе диффузии

Критическое уравнение в одногрупповом приближении

квадрат длинны
миграции

и отражателя:

Внешняя экстраполированная граница отражателя:

T – толщина боковых отражателей.

Без отражателя Т=0 :

или

Эффективная добавка :

Для больших реакторов :

Критическое выражение для
плоского реактора с отражателем :

зоны;
T – толщина бокового отражателя;
Нэ – экстраполированная высота.

Наличие бокового отражателя приводит к уменьшению от 2.32 до