ОСНОВЫ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Курс для эксплуатационного персонала АЭС
2
Содержание
|
Тема1. Физические основы получения ядерной энергии |
7 |
1.1. Строение вещества………………………………………………………………………………... |
7 |
|
1.2. Строение и характеристики атомов……………………………………………………………… |
8 |
|
1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил…………………………………………………………. |
9 |
|
1.4. Энергия связи и устойчивость атомов…………………………………………………………… |
11 |
|
1.5. Закономерность и характеристики радиоактивного распада…………………………………... |
15 |
|
|
Тема 2. Нейтронные ядерные реакции |
19 |
2.1. |
Основные типы нейтронных реакций в ядерном реакторе…………………………………….. |
19 |
2.2. |
Особенности реакции деления и их практическое значение…………………………………... |
24 |
2.3. |
Основные характеристики нейтронных полей………………………………………………….. |
34 |
2.4. |
Скорости нейтронных реакций и их характеристики…………………………………………... |
42 |
|
Тема 3. Критичность реактора и условия её реализации |
50 |
3.1. |
Условия осуществления критичности реактора……………………………………………….. |
50 |
3.2. |
Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе………………………………………………. |
54 |
|
Тема 4. Характеристики структуры активных зон тепловых реакторов |
63 |
4.1. |
Ядерное топливо………………………………………………………………………………….. |
63 |
4.2. |
Замедлитель……………………………………………………………………………………….. |
64 |
4.3. |
Теплоноситель…………………………………………………………………………………….. |
65 |
4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных ядерных реакторов…………………….. |
66 |
|
|
Тема 5. Замедление нейтронов в реакторе и его размножающие свойства |
73 |
5.1. |
Общие начальные рассуждения…………………………………………………………………. |
73 |
5.2. |
Характеристики замедляющих свойств веществ……………………………………………….. |
74 |
5.3. |
Возраст нейтронов в среде……………………………………………………………………….. |
79 |
5.4. |
Уравнение возраста Ферми и его решение……………………………………………………… |
84 |
5.5. |
Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов…………………………………... |
90 |
5.6. |
Спектр Ферми в гомогенной непоглощающей среде…………………………………………... |
91 |
5.7. Время замедления нейтронов в среде активной зоны реактора……………………………….. |
94 |
|
|
Тема 6. Диффузия и размножающие свойства теплового реактора |
96 |
6.1. |
Закон диффузии тепловых нейтронов и длина диффузии……………………………………... |
97 |
6.2. Скорость утечки тепловых нейтронов из единичного объёма активной зоны……………….. |
102 |
|
6.3. Волновое уравнение Гельмгольца, уравнение критичности реактора и величина вероятно- |
|
|
|
сти избежания утечки тепловых нейтронов…………………………………………………….. |
103 |
6.4. Геометрический параметр цилиндрического реактора, поле тепловых нейтронов в нём…… |
106 |
|
|
Тема 7. Уран-235, плутоний-239 и размножающие свойства реактора |
115 |
7.1. |
Константа η……………………………………………………………………………………….. |
115 |
7.2. |
Коэффициент использования тепловых нейтронов……………………………………………. |
120 |
|
Тема 8. Уран-238 и размножающие свойства реактора |
136 |
8.1. |
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах…………………………………………… |
136 |
8.2. |
Вероятность избежания резонансного захвата…………………………………………………. |
144 |
|
Тема 9. Критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем |
153 |
9.1. |
Отражатель теплового реактора…………………………………………………………………. |
153 |
9.2. |
Эффективная добавка ……………………………………………………………………………. |
157 |
9.3. Геометрический параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической ак- |
160 |
|
|
тивной зоне реактора с отражателем……………………………………………………………. |
|
9.4. Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе с отражателем……………………. |
162 |
|
9.5. Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторе и методы её снижения………... |
165 |
|
|
Тема 10. Температурные эффекты реактивности в энергетических реакторах |
175 |
10.1. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности……………………... |
175 |
|
10.2. Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности…………………….. |
181 |
|
10.3. Чем определяется форма кривой ТЭР?…………………………………………………………. |
185 |
|
10.4. Условные составляющие ТЭР и ТКР…………………………………………………………… |
187 |
|
10.5. Мощностной ТЭР (ТКР) реактора………………………………………………………………. |
190 |
|
10.6. ТЭР (ТКР) теплоносителя……………………………………………………………………….. |
193 |
|
|
Тема 11. Элементарная кинетика теплового реактора |
199 |
11.1. Элементарное уравнение кинетики реактора…………………………………………………... |
199 |
|
11.2. Среднее время жизни поколения нейтронов в тепловом реакторе…………………………… |
208 |
|
11.3. Период реактора, время удвоения мощности и их взаимосвязь……………………………… |
210 |
|
|
Тема 12. Кинетика «холодного» реактора с учётом запаздывающих нейтронов |
215 |
12.1. Дифференциальные уравнения кинетики реактора с учётом запаздывающих нейтронов…. |
216 |
|
12.2. Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной реактивности…………….. |
223 |
|
12.3. Переходные процессы при сообщении реактору положительной реактивности……………. |
226 |
|
12.4. Особенности переходных процессов при введении малых и больших реактивностей……... |
231 |
|
12.5. Как управляют реактором на малых уровнях мощности.…………………………………….. |
233 |
|
|
Тема 13. Основы кинетики подкритического реактора при его пуске |
238 |
13.1. Источники нейтронов в подкритическом реакторе……………………………………………. |
238 |
|
13.2. Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов…………………….. |
240 |
|
13.3. Переходные процессы при изменениях степени подкритичности реактора………………… |
244 |
|
13.4. Время установления плотности нейтронов после изменения степени подкритичности……. |
245 |
|
13.5. Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора…………………………… |
246 |
|
|
Тема 14. Понятия общего и оперативного запаса реактивности |
249 |
|
Тема 15. Уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива |
252 |
15.1. Дифференциальное уравнение выгорания урана-235………………………………………… |
252 |
|
15.2. Энерговыработка реактора……………………………………………………………………... |
253 |
|
15.3. Потери запаса реактивности с выгоранием топлива………………………………………….. |
254 |
|
15.4. Основные характеристики выгорания………………………………………………………….. |
255 |
|
|
Тема 16. Уменьшение запаса реактивности от шлакования ядерного топлива |
257 |
16.1. |
Количественные меры шлакования……………………………………………………………. |
257 |
16.2. Кинетика роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования…………………………… |
258 |
|
|
Тема 17. Рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива |
262 |
17.1. Схема образования и убыли вторичного топлива…………………………………………….. |
262 |
|
17.2. Система дифференциальных уравнений воспроизводства плутония-239…………………… |
262 |
|
17.3. Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239……………………………….. |
264 |
|
17.4. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива……………………………………………. |
264 |
|
|
Тема 18. Использование выгорающих поглотителей |
266 |
18.1. Характеристики наиболее распространённых выгорающих поглотителей…………………. |
266 |
|
18.2. Факторы, определяющие скорость выгорания ВП……………………………………………. |
266 |
|
18.3. Характер изменения реактивности при различных способах размещения ВП……………… |
268 |
|
18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора……………………………………………. |
269 |
|
|
Тема 19. Отравление реактора ксеноном-135 |
271 |
19.1. Схема образования и убыли ксенона и уравнения отравления реактора ксеноном………… |
272 |
|
19.2. Стационарное отравление реактора ксеноном………………………………………………… |
273 |
|
19.3. Переотравление реактора ксеноном после останова («йодная яма»)………………………… |
278 |
|
19.4. Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности…………………… |
285 |
|
19.5. Расчёт изменения потерь реактивности за счёт отравления реактора ксеноном……………. |
288 |
|
|
Тема 20. Отравление реактора самарием-149 |
290 |
20.1. Схема образования и убыли самария и ДУ-ДУ отравления реактора самарием……………. |
290 |
|
20.2. Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием…………………... |
291 |
|
20.3. Закономерность выхода реактора на стационарное отравление самарием………………….. |
292 |
|
20.4. Нестационарное переотравление самарием после останова («прометиевый провал»)……... |
293 |
|
20.5. Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора……………………... |
296 |
|
20.6. Нестационарное переотравление после изменения уровня мощности реактора……………. |
297 |
|
|
Тема 21. Эффективность стержня-поглотителя и группы поглотителей |
299 |
21.1. Действие вводимого в активную зону стержня-поглотителя…………………………………. |
299 |
|
21.2. Характеристика положения стержня-поглотителя в активной зоне………………………….. |
300 |
|
21.3. Понятие об интегральной и дифференциальной эффективности поглотителя……………… |
300 |
|
21.4. Эффективный радиус стержня-поглотителя…………………………………………………… |
301 |
|
21.5. Физический вес центрального стержня-поглотителя полной длины………………………… |
303 |
|
21.6. Физический вес нецентрального подвижного стержня-поглотителя………………………… |
304 |
|
21.7. Кривые интегральной и дифференциальной эффективности подвижных поглотителей…… |
305 |
|
21.8. Изменение реактивности реактора при перемещении подвижного поглотителя…………… |
308 |
|
21.9. Особенности характеристик укороченных стержней-поглотителей………………………… |
308 |
|
21.10. Интерференция подвижных стержней-поглотителей……………………………………….. |
310 |
|
21.11. Простейшие методы градуировки подвижных поглотителей………………………………. |
312 |
|
|
Тема 22. Борное регулирование ВВЭР |
318 |
22.1. |
Сущность борного регулирования……………………………………………………………... |
318 |
22.2. |
Характер изменения концентрации борной кислоты в 1 контуре при водообмене………… |
319 |
22.3. |
Эффективность борной кислоты……………………………………………………………….. |
321 |
22.4. Факторы, определяющие величину дифференциальной эффективности борной кислоты… |
325 |
|
Тема 23. Расчётное обеспечения ядерной безопасности ВВЭР при его эксплуатации |
327 |
|
23.1. Расчёт пусковой критической концентрации борной кислоты………………………………. |
327 |
|
23.2. Расчёт предельного расхода подпитки первого контура дистиллатом при пуске ВВЭР…... |
331 |
|
23.3. Время снижения концентрации борной кислоты до заданной величины…………………… |
336 |
|
23.4. Расчёт безопасного значения стояночной концентрации борной кислоты………………….. |
338 |
|
23.5. Расчёт времени достижения безопасной стояночной концентрации борной кислоты……. |
340 |
|
|
Литература |
|
ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ
А.Р. – анизотропия рассеяния. АЗ – аварийная защита.
аз – активная зона.
АР – автоматический регулятор.
АРМ – автоматический регулятор мощности. АЧС – абсолютно чёрный стержень.
ББС – борно-бериллиевый стержень.
БКР – барометрический коэффициент реактивности. БН – быстрые нейтроны.
БР – борное регулирование.
БРУ-СН (-К, -А) – быстродействующее редукционное устройство для сброса пара в конденсатор собственных нужд (в главный конденсатор, в атмосферу).
БС - бериллиевый стержень.
ВВРД – водо-водяной реактор с водой под давлением. ВВРК – водо-водяной реактор кипящего типа.
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор. ВКВ – верхний концевой выключатель (ОР СУЗ). ВП – выгорающий поглотитель.
ВУГ – волновое уравнение Гельмгольца. ГБС – гадолиний-бериллиевый стержень. ГК – главный конденсатор.
ГУ – граничное условие (для получения частного решения дифференциального уравнения). ГЦН – главный циркуляционный насос.
ДП – деаэратор подпитки.
ДУ – дифференциальное уравнение. ДЭ – дифференциальная эффективность. ЗН – замедляющиеся нейтроны.
ЗпН – запаздывающие нейтроны. ЗР – запас реактивности.
ИЭ – интегральная эффективность. ЙЯ – йодная яма.
КД – компенсатор давления. КэВ – килоэлектронВольт. МгН – мгновенные нейтроны. МК – мгновенная критичность.
МКУМ – минимально контролируемый уровень мощности (реактора). МН – медленные нейтроны.
МэВ – мегаэлектронВольт.
МЭР (МКР) – мощностной эффект (коэффициент) реактивности. НКВ – нижний концевой выключатель (ОР СУЗ).
НП – нейтронное поле.
НУ – начальное (-ые) условие (-ия) для решения дифференциального уравнения. НФИ – нейтронно-физические измерения.
НФХ – нейтронно-физическая характеристика. НЦ – нейтронный цикл.
ОбЗР – общий запас реактивности.
ООСС – относительная обратная скорость счёта. ОпЗР – оперативный запас реактивности.
ОР СУЗ – органы регулирования системы управления и защиты. ПКУ – подкритический коэффициент умножения.
ПН – промежуточные нейтроны.
ПП– переходный процесс.
ПП– прометиевый провал.
ПТЭР (ПТКР) – плотностной температурный эффект (коэффициент) реактивности. РБ – радиационная безопасность РБМК – реактор большой мощности канальный РзН – резонансные нейтроны.
РУ – резонансный уровень.
СВО – система специальной водоочистки.
СВП – самовыгорающий поглотитель.
СДУКР – система дифференциальных уравнений кинетики реактора (с учётом ЗпН). СП – стержень-поглотитель.
СПУ – счётно-пусковая установка.
СЦРД – самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Т – абсолютная (выражаемая в Кельвинах) температура чего-либо. t – температура чего-либо, выражаемая в градусах Цельсия.
ТВС – тепловыделяющая сборка. твэл – тепловыделяющий элемент. ТК – топливная композиция.
ТКР – температурный коэффициент реактивности.
Тн – температура тепловых нейтронов («нейтронного газа»). ТН – тепловые нейтроны.
тн – теплоноситель.
ТТН – теплотехническая надежность (активной зоны). ТЭР – температурный эффект реактивности.
УВФ – уравнение возраста Ферми. УК – уравнение критичности реактора. УОЧ – уравнение «обратных часов». ФВ – физический вес (ОР СУЗ).
ЧС – чёрный стержень. эВ - электронВольт
ЭВМ – электронная вычислительная машина. ЭРИ – эффективный резонансный интеграл.
ЭУКР – элементарное уравнение кинетики реактора. ЭЯР – энергетический ядерный реактор.
ЯБ – ядерная безопасность.
ЯИЗН – ядра-излучатели запаздывающих нейтронов. ЯПЗН – ядра-предшественники запаздывающих нейтронов. ЯР – ядерный реактор.
ЯТ – ядерное топливо.
ЯТЭР (ЯТКР) – ядерный температурный эффект (коэффициент) реактивности.