ЧАСТЬ 3. ТЕОРИЯ КРИТИЧЕСКИХ РАЗМЕРОВ ГОМОГЕННОГО РЕАКТОРА

3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе

3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе

3.3. Критические размеры гомогенных голых реакторов различной геометрии, их геометрические параметры, распределение плотности потока нейтронов

3.4. Минимальный критобъем гомогенного голого реактора различной геометрии

3.5. Условие критичности гомогенного реактора с отражателем в одногрупповом приближении. Эквивалентный реактор

3.6. Условие критичности гомогенного реактора с отражателем в двухгрупповом приближении. Распределение тепловых нейтронов в отражателе

3.7. Коэффициенты неравномерности поля энерговыделения в ядерных реакторах. Способы выравнивания поля энерговыделения

Нейтронный цикл в ядерном реакторе

Нейтронный цикл - это совокупность физических процессов, которые повторяются в пределах среднего времени жизни каждого поколения.

Другими словами нейтронным циклом (рис. 1) называется совокупность процессов, приводящих к появлению нового поколения быстрых нейтронов (БН) в реакторе (и, следовательно, к смене поколений при контролируемой цепной реакции деления).

Нейтрон, родившись со средней энергией ~2МЭВ, взаимодействует с ядрами топлива, конструкционных материалов и замедлителя, теряет свою энергию в результате неупругого и упругого рассеяния. Процесс уменьшения кинетической энергии нейронов в ходе их движения в среде называется замедлением. Необходимость замедления нейтронов обусловлена тем, что сечение деления ²³⁵U в тепловой области энергий значительно выше, чем в быстрой и промежуточной, а значит для образования критической массы нужно меньше топлива (минимальная критическая масса ЯР на тепловых нейтронах составляет сотни граммов ²³⁵U, а ЯР на быстрых нейтронах десятки килограммов).

Рис. 1. Нейтронный цикл в ЯР

Одним из возможных способов представления цикла размножения нейтронов в реакторе на тепловых нейтронах, где скорость генерации нейтронов практически полностью определяется скоростью делений в тепловой области, является представление коэффициента размножения в виде четырех сомножителей

(3.1)

где: К_¥ - коэффициент размножения в бесконечной размножающей среде;

m - коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

j - вероятность избежать резонансного захвата;

q - коэффициент использования тепловых нейтронов;

u_ЭФ - число нейтронов, испускаемых при поглощении одного нейтрона в топливе.

Уравнение (3.1) описывает цикл размножения нейтронов в бесконечной среде. Для рассмотрения реактора конечных размеров, используют уравнение:

(3.2)

Это уравнение называется критическим, где:

- вероятность нейтрону избежать утечки в процессе замедления;

- вероятность нейтрону избежать утечки в процессе диффузии;

L – длина миграции нейтронов;

τ – возраст нейтронов;

В - геометрический параметр, который для цилиндрической активной зоны радиусом R и высотой Н определяется из соотношения:

(3.3)

где: - эффективная добавка - уменьшение линейных размеров активной зоны за счет отражателя нейтронов.

Нужно также учесть, что формула (3.3) представлена для цилиндрической геометрии реактора, как наиболее часто используемой.