border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА Печать
Автор Сергей   
27.01.2008 г.

Количество нейтронов с определенной скоростью или энергией и направлением полета зависит от координат и времени и может быть найдено путем решения ин-тегродифференциального уравнения с граничными условиями. Это транспортное уравнение Больцмана является по существу балансным уравнением, учитывающим образование и убыль нейтронов в реакциях рассеяния, деления, захвата, а также пространственную миграцию нейтронов. В большинстве практических случаев миграцию нейтронов можно описать уравнением диффузии, которое является приближением транспортного уравнения Больцмана. Уравнение диффузии нейтронов представляет собой совокупность G дифференциальных уравнений в частных производных для G групп нейтронов. Однако оно неприменимо около локальных источников нейтронов, внешних границ, на границах зон с различными ядерными свойствами и вблизи сильных поглотителей нейтронов. В этих случаях нужно применять транспортное уравнение Больцмана.
Пространственное распределение потока нейтронов для каждой группы Ф (r) обычно получают с использованием численных методов расчета на ЭВМ. 
Отношение количества нейтронов, поглотившихся в реакторе или вылетевших из него, к количеству вновь образующихся в реакторе нейтронов, характеризуется так называемым критическим параметром или эффективным коэффициентом размножения нейтронов kэф- При kэф= 1 реактор находится в критическом состоянии и может работать в стационарных условиях. В этом случае среднестатистическое количество нейтронов, появляющихся в следующих поколениях,  не  меняется  во времени.
 
Если kэф < 1, то реактор является подкритическим. При kэф> 1 в каждом новом поколении образуется больше нейтронов, чем в предыдущем, т. е. количество нейтронов постоянно увеличивается. Однако в последнем случае нужно учитывать,
что скорость размножения нейтронов при нормальных условиях работы и, следовательно, увеличение количества нейтронов определяются с учетом влияния запаздывающих нейтронов. Это позволяет надежно осуществлять управление реактором
Значение kэф можно рассчитать, зная исходные данные для активной зоны, влияющие на баланс нейтронов в реакторе, а именно: геометрические размеры твэ-лов и элементов конструкций активной зоны; объемные доли и тип теплоносителя и замедлителя, конструкционных материалов активной зоны и их геометрию; обогащение топлива, т. е. содержание нуклидов 235U, 238U, 239Рu, 240Рu и др. или 232Th, 233U, 234U и др.
При расчете реактора обычно сначала выбирают вид теплоносителя и замедлителя, конструкционные материалы и вид топлива с соответствующим делящимся нуклидом 235U, 233U, 239Рu. Вид теплоносителя и замедлителя, их параметры, а также свойства топлива определяют максимально возможное тепловыделение в единице объема активной зоны реактора. При заданном диаметре твэла однозначно определяется его максимально допустимая линейная мощность. Задав мощность реактора, например 300,0 МВт (тепл.), можно вычислить требуемый объем активной зоны (радиус и высоту) или необходимое количество твзлов определенной длины. Термодинамические условия определяют массовый расход теплоносителя через реактор и его температуру на входе в реактор и на выходе из него. Следующим шагом после определения этих параметров является вычисление необходимого обогащения топлива. Его можно получить для заданной конфигурации реактора, решив стационарное многогрупповое уравнение диффузии для наименьшего собственного значения 1/kэф.Чтобы обеспечить возможность эксплуатации реактора на протяжении всей кампании топлива, обогащение топлива определяют при kэф немного большим единицы. Зная обогащение и полную топливную загрузку активной зоны, можно получить общее количество делящихся ядер в реакторе.
В реакторе, где деление вызывается в основном тепловыми нейтронами (тепловой реактор), нужно учитывать микроструктуру потока нейтронов в топливе и окружающем его теплоносителе. Для этого активную зону делят на повторяющиеся элементарные микроячейки - ячейки Вигнера-Зейтца. В этом случае поток нейтронов в реакторе определяется как суперпозиция микрораспределения в ячейке и макрораепределения во всей активной зоне реактора. Микрораспределение получают путем решения многогруппового уравнения диффузии для элементарной ячейки, состоящей из топливного стержня (твэла), конструкционных материалов и замедлителя. Для более точных расчетов применяют транспортное уравнение Больцмана. Чтобы упростить граничные условия для ячейки, предполагают, что каждая ячейка является частью бесконечной периодической системы ячеек. В двухгрупповом приближении принимается, что быстрые нейтроны рождаются в топливном стержне, из которого они вылетают в окружающий замедлитель. Там энергия большинства нейтронов снижается до тепловой энергии, благодаря чему уменьшается вероятность нежелательного захвата надтепловых нейтронов в 238U. В противном случае этот так называемый резонансный захват вызовет уменьшение эффективного коэффициента размножения нейтронов. Из замедлителя тепловые нейтроны возвращаются в топливо, где они поглощаются и вызывают новое деление ядер. Эти рассуждения объясняют распределения, где поток быстрых нейтронов наибольший в топливе, а максимум потока тепловых нейтронов - в замедлителе. В хорошо термализованном реакторе, т. е. таком, где подавляющее число нейтронов поглощается при тепловой энергии, поведение нейтрона с момента его рождения (быстрый нейтрон) до исчезновения вследствие поглощения или утечки из реактора можно описать так называемой формулой четырех сомножителей для kэф. Это позволяет, зная распределение потока нейтронов в ячейке определить усредненные константы ячейки. Такие константы необходимы при вычислении макрораспределения потока нейтронов в реакторе.
 
Топливо активной зоны теплового реактора, такого, как PWR, обычно имеет обогащение по 235U около 3%. Так как сечение деления в тепловой области (0,025 эВ) довольно велико (около 580 барн), соответствующий средний поток тепловых нейтронов составляет приблизительно 3*1013 см-2 -1 и мощность единицы объема активной зоны — энергонапряженность — достигает 100 кВт/л. Для быстрых реакторов, в которых средняя энергия нейтронов близка к 100 кэВ, обогащение топлива составляет 15 - 25%. Поскольку сечение деления при такой энергии нейтронов мало (примерно 1,8 барн), то для достижения характерной для быстрых реакторов средней энергонапряженности примерно 300 кВт/л требуется значительно больший средний поток нейтронов 3*1015 см-2-1
При практических расчетах активной зоны реактора нахождение спектра нейтронов, пространственных распределений потока нейтронов и распределения мощности, а также kэф и других характеристик активной зоны основывается на дву- и трехмерных численных методах расчетах использованием ЭВМ. В особых случаях численно решается одно- и двумерное транспортное уравнение или проводятся трехмерные расчеты методом Монте-Карло. Число энергетических групп, на которые при расчете разбивают все нейтроны, зависит от конкретной задачи. Часто вместо энергии нейтрона Е используют другую величину - летаргию u=ln(E/E0), где E0 -максимальное значение энергии нейтронов деления. Такая логарифмическая шкала изменения энергии нейтронов удобна тем, что среднелогарифмическое значение дютери энергии при одном столкновении нейтрона с ядром постоянно и не зависит от времени. В быстром реакторе рассматривают 20 — 30 энергетических групп нейтронов. Часто их число сокращают до 6 - 12. Для определения тонкой структуры спектра нейтронов необходимо разбиение нейтронов на сотни или даже тысячи групп. В тепловых реакторах, таких, как LWR, число групп может быть уменьшено до двух или четырех. В быстрых реакторах микроструктура потока нейтронов в ячейке проявляется слабее, чем в тепловом реакторе. В большинстве случаев поток нейтронов может быть получен с учетом гетерогенных поправок к групповым константам.
 

...   border border