Теория - реактор
Cтраница 3
Однако диффузионные уравнения, учитывающие временную зависимость, легко решаются только для нескольких простейших задач теории реактора. Труднее рассматривать более сложные системы ( из двух или более областей) и системы, для которых играет роль энергетическая зависимость функции распределения. Временные задачи, связывающие мощность реактора с функцией распределения нейтронов, не допускают отделения временных переменных от пространственных. [31]
В качестве первого приближения можно считать, что нейтроны в реакторе имеют одинаковую энергию, определяемую формой этого спектра. Как ни груба на первый взгляд эта аппроксимация, она оказалась весьма эффективной при трактовке широкого круга вопросов теории реактора, в частности при изучении реакторов на тепловых нейтронах. Это приближение обычно называют диффузионным уравнением для нейтронов. Распределение нейтронов в этом случае зависит лишь от пространственных координат. [32]
Нейтроны при делении испускаются с относительно высокой средней энергией ( - 2 Мэв) и в произвольном направлении. Нейтрон перемещается от точки, где произошло деление, по прямой линии, пока не встретит ядро или не выйдет за пределы системы. В теории реакторов принято, что область вне границ интересующей нас системы не содержит никаких материалов, так что обратного рассеяния нейтронов в систему не происходит и нейтрон, вышедший за пределы реактора, фактически теряется. С другой стороны, если нейтрон встречает ядро ( под этим мы подразумеваем, что нейтрон проходит так близко от ядра, что начинают действовать ядерные силы), то произойдет столкновение, в результате которого нейтрон поглотится или изменится его энергия и направление движения. [33]
 |
Зависимость сечения. [34] |
На рис. 73 приведена зависимость сечения поглощения нейтронов ураном от энергии. При энергии нейтронов, равной 7 эв, сечение резко возрастает. Это имеет большое значение в теории реакторов. [35]
Например, временная зависимость функции распределения нейтронов представляет интерес только в связи со стабильностью и управлением реактора, и во многих случаях рассмотрение стационарной проблемы вполне достаточно. Обычно используют упрощающие предположения и ограничения, и интегро-дифференциальное уравнение сводят к более доступной для рассмотрения форме. Таким образом, значительная часть предмета теории реакторов посвящена развитию и применению упрощенных математических моделей, которые определяют ядерные характеристики реактора в пределах инженерных требований. [36]
В теории ядерных реакторов основное внимание уделяется разработке математических моделей и методов расчета функций распределения нейтронной плотности. Конкретный вид этих функций в значительной степени определяется различными ядерными реакциями, в результате которых образуются свободные нейтроны. Поэтому для правильного понимания идей и методов теории реакторов необходимо иметь представление об основных положениях ядерной физики. [37]
В книге изложены механизмы типовых реакций органического синтеза, даны научные основы гомогенного и гетерогенного катализа и гетерофазных процессов. Даны методы термодинамического расчета, кинетического исследования и математического описания простых и сложных органических реакций. Изложено применение этих данных для выбора реакторов и технологических параметров процесса с привлечением основ теории реакторов и оптимизации. Книга снабжена многочисленными примерами, иллюстрирующими способы исследования процесса и практическое применение полученных данных; приведены примеры и упражнения по разным разделам курса. [38]
Остальные главы представляют собой в основном развитие и приложение изложенных в первых главах методов. Материал, содержащийся в 1, 2 - й и в первом разделе 3 - й глав, а также в главах 4, 5, 6, 8, 9 и 10, составляет исчерпывающий вводный курс в теорию реакторов. [39]
Для предупреждения цепной ядерной реакции достаточное количество нейтронов должно теряться либо за счет утечки, либо за счет поглощения, не сопровождающегося делением. Поэтому расчет аппаратуры на условия Критичности ведут аналогично расчету реакторов, но при этом задаются противоположной целью. Расчет ведут таким образом, чтобы была гарантия того, что потери нейтронов за счет поглощения, не сопровождающегося делением, или вследствие утечки будут достаточны для избежания возникновения цепной реакции. При решении проблем контроля за условиями критичности иногда приходится пользоваться расчетами, основанными на теории реактора, но чаще предельные критические условия определяются эмпирическим путем. [40]
Изменение положения отражателей влияет на распределение нейтронов из-за изменения утечки нейтронов из реактора. Строгий расчет таких способов регулирования - задача очень трудная, однако, если эффект не слишком велик, для таких расчетов могут быть использованы методы теории возмущений. Многие работающие в настоящее время реакторы обладают известной степенью стабильности, в частности реакторы с жидким теплоносителем. В таких реакторах некоторые отклонения от стационарного состояния вызывают изменение функции распределения нейтронов и мощности реактора, но эти возмущения быстро затухают, и система возвращается в начальное состояние. В число задач, возникающих перед теорией реакторов, входит и определение динамической реакции реактора на такие возмущения. Задачи динамической реакции и стабильности, представляющие инженерный интерес, в большинстве случаев нелинейны. Многие из этих задач решаются с помощью электронных и других моделей реакторов и быстродействующих вычислителоных машин. [41]
Из соотношений (1.13) и (1.11) легко видеть, что составное ядро с четным числом протонов и нейтронов обладает наибольшей энергией возбуждения, так как член 6 отрицателен для этих ядер. Несколько меньшая по величине энергия возбуждения получается в составном ядре с нечетным числом нуклонов и наименьшая - в случае нечетно-нечетных ядер. Поэтому ядра изотопов U233, U235 и Рп239 могут делиться нейтронами любых энергий, тогда как Th232 и U238 делятся только быстрыми нейтронами. В случае первых трех ядер захват нейтрона приводит к четно-четной составной структуре и энергия возбуждения, обусловленная только энергией связи нейтрона ( - 6 8 Мэв), равна порогу деления. Таким образом, эти ядра могут делиться как тепловыми ( очень медленными), так и быстрыми нейтронами. Именно зги свойства дают возможность использовать такие ядра в качестве ядерного горючего. Ниже будет показано, что эти ядра настолько легко делятся нейтронами тепловой энергии, что целесообразнее замедлять нейтроны до тепловых энергий. Вообще вопрос о замедлении нейтронов является одним из основных вопросов теории реакторов. [42]
Страницы: 1 2 3