- •1. Конструктивная схема ядерного реактора.
- •Общий принцип работы ядерного реактора
- •3. Влияние размеров реактора на Кэф.
- •4. Влияние поглощения нейтронов
- •5. Поколение нейтронов в яр
- •6. Эффективный коэффициент размножения, реактивность
- •2. Гомогенный реактор без отражателя в одногрупповом приближении
- •2.1 Уравнение реактора в одногрупповом приближении
- •2.2 Условие критичности гомогенного реактора без отражателя в одногрупповом приближении.
- •Критические размеры реактора цилиндрической формы
- •2.4. Результат решения волнового уравнения для цилиндрической гомогенной активной зоны.
- •2.5. Выражение для геометрического параметра цилиндрической активной зоны.
- •2.6. Оптимальное соотношение размеров цилиндрической активной зоны.
- •Краткие выводы
- •2.7. Критические размеры цилиндрического яр
- •2.8. Коэффициенты неравномерности распределения плотности потока нейтронов в цилиндрическом яр
- •2.9. Результаты анализа яр других геометрий
- •2. Яр в форме прямоугольный параллелепипед
- •3. Яр в форме цилиндра
- •4. Яр в форме сферы
- •2.10. Принципиальные подходы к проектированию реакторов
- •9.2. Эффективная добавка (э)
- •Эффективные размеры активной зоны яр с отражателем. Эквивалентный яр
- •1. Ядерное топливо.
- •2. Замедлитель.
- •3. Теплоноситель
- •4. Параметры структуры активных зон гетерогенных яр.
- •2. Гомогенный реактор с отражателем в одногрупповом приближении
- •2.1. Влияние отражателя на нейтронно-физические свойства акт. Зоны
- •2.2 Требования к материалу отражателя
- •2.3. Математическая постановка задачи о гомогенном реакторе с отражателем в одногрупповом приближении
- •2.4 Ядерный реактор в форме бесконечной пластины с отражателем
- •2.5. Цилиндрический яр с боковым отражателем в одногрупповом приближении
- •2.6. Эффективные размеры активной зоны яр с отражателем. Эквивалентный яр
- •10.2. О распределении нейтронов в слабо размножающих средах
- •Гомогенный реактор с отражателем в двухгрупповом приближении
- •Многогрупповой подход
- •Сущность метода многих групп
- •Многогрупповое уравнение
- •Многогрупповое уравнение диффузии. Баланс нейтронов.
- •Системы групповых констант.
- •Библиотеки констант. Выбор ширин групп
- •Библиотека констант бнаб
- •Эффективность центрального стержня в зависимости от глубины погружения в реактор
- •Эффективность эксцентрично расположенного стержня в зависимости от глубины погружения в реактор
- •Физические характеристики уран-водных ячеек
Многогрупповое уравнение
Многогрупповое уравнение является исходным соотношением для расчета распределения нейтронов в ЯР в рамках метода многих групп. Его получение основано на составление баланса нейтронов, находящихся в точке с координатами r и имеющих энергию Е, т.е. рассматриваются нейтроны в состоянии (r,Е).
Рассмотрим схему размножения нейтронов в 4-хгрупповом приближении (без учета утечки):
Если добавить в эту схему утечку нейтронов, то можно получить следующее балансное уравнение на качественном уровне:
Составим такой баланс сначала на качественном уровне.
Изменение во времени количества нейтронов в состоянии (r,Е) |
= |
Пространственная утечка нейтронов с энергией Е, т.е. уход из точки с координатой r |
– |
Замедление нейтронов в точке с координатой r, т.е. изменение энергии Е |
+ |
Приход нейтронов в состояние Е за счет замедления нейтронов с энергией, большей, чем Е, в точке с координатой r |
+ |
Приход нейтронов с состоянием (r,Е) непосредственно из источника нейтронов |
Запишем баланс в рамках диффузионного приближения для стационарного случая (левая часть баланса равна нулю):
,
где – вероятность для нейтрона с энергией в результате упругого (el) и неупругого (in) рассеяния замедлиться до энергии Е; , .
Перейдем в шкалу летаргий:
(1)
Д ля (1) используем метод многих групп. Для этого весь энергетический интервал разобьем на конечное число отрезков – m. Первая группа здесь соответствует самым высокоэнергетическим нейтронам спектра деления, а последняя m-ая группа описывает тепловые нейтроны. Заменим уравнение (1) системой групповых уравнений и рассмотрим произвольную i-ую группу, внутри которой летаргия изменяется в диапазоне от ui-1 до ui. Для этой группы запишем уравнение баланса (1). Для этого (1) проинтегрируем в пределах от ui-1 до ui:
(2)
Видно, что (2) представляет собой сумму четырех интегралов. Рассмотрим каждый интеграл по отдельности.
1) . Так как оператор Лапласа не зависит от летаргии, то:
. Полученное выражение умножим и разделим на . В итоге получим:
Первый множитель согласно теореме о среднем есть среднее значение коэффициента диффузии для нейтронов с летаргией в интервале от ui-1 до ui (в группе i) или среднегрупповое значение коэффициента диффузии:
Второй множитель представляет собой интегральный по летаргии (энергии) поток нейтронов в i-ой группе: (3).
Если учесть, что коэффициент диффузии не зависит от координат, то окончательно получим для первого интеграла следующее:
(4)
2) Рассмотрим второй интеграл в выражении (2): . Записанное выражение умножим и разделим на . В итоге получим:
Первый множитель согласно теореме о среднем есть среднее значение макроскопического сечения полного взаимодействия для нейтронов с летаргией в интервале от ui-1 до ui (в группе i) или среднегрупповое значение макроскопического сечения полного взаимодействия:
Второй множитель в соответствии с (3) есть интегральный по летаргии (энергии) поток нейтронов в i-ой группе. Тогда для второго интеграла имеем:
Известно, что , тогда
Первое слагаемое в этом выражении показывает количество поглощенных нейтронов группы i, – среднегрупповое значение сечения поглощения. С другой стороны, в результате неупругих и упругих рассеяний нейтрон теряет свою энергию. При этом он может либо перейти в другую группу (с большим значением летаргии или меньшим значением энергии), либо остаться внутри группы i. С этой точки зрения сечение рассеяния можно представить как суперпозицию сечения рассеяния, оставляющего нейтрон внутри группы i – , и сечения замедления нейтрона из группы i в другие группы, начиная от группы i+1 и заканчивая последней группой m вследствие рассеяния – . При этом, в свою очередь, сечение замедления можно представить как суперпозицию сечений замедления, описывающих вероятность перехода нейтрона из группы i в каждую из ниже лежащих групп: . Таким образом, второй интеграл выражения (2) окончательно примет вид:
(5)
3) Рассмотрим третий интеграл в выражении (2): .
В этом выражении заменим порядок интегрирования и учтем, в среде нет нейтронов с энергией большей, чем энергия источника, что соответствует замене в нижнем пределе интегрирования (–∞) на 0:
(6)
Разобьем интервал интегрирования 0÷u на три составляющих 0÷ui-1, ui-1÷ui, ui÷u.
Первый интервал характеризует рассеяние нейтронов с летаргиями, меньшими, чем летаргия рассматриваемой группы, второй – рассеяние нейтронов самой рассматриваемой группы, третий – рассеяние нейтронов с летаргиями, большими, чем летаргия рассматриваемой группы. При этом согласно (6) все эти нейтроны должны при замедлении попасть в рассматриваемую группу i. Однако из физических соображений ясно, что нейтроны при замедлении не могут приобрести энергию больше той, которую они имели. Тогда замедление нейтронов интервала ui÷u в группу i невозможно, так как эти нейтроны имеют большую летаргию, а значит меньшую энергию. При этом заметим, что есть интегральная вероятность для нейтрона с произвольной летаргией замедлиться в группу i: . Таким образом, выражение (6) примет вид:
Применим к I3 метод групп, тогда имеем:
(7)
В первом слагаемом выражения (7) умножим и разделим на . В итоге получим:
Первый множитель согласно теореме о среднем есть средняя вероятность нейтрона k-ой группы замедлиться в i-ую группу:
Второй множитель в соответствии с (3) есть интегральный по летаргии (энергии) поток нейтронов в k-ой группе - .
Во втором слагаемом выражения (7) умножим и разделим на . В итоге получим:
Первый множитель есть средняя вероятность для нейтрона при рассеянии остаться внутри группы i, в принятых обозначениях - . Второй множитель в соответствии с (3) есть интегральный по летаргии (энергии) поток нейтронов в i-ой группе - .
Таким образом, окончательно для третьего интеграла выражения (2) получаем:
(8)
4) Рассмотрим четвертый интеграл в выражении (2):
Этот интеграл характеризует источник нейтронов. В общем случае источник может быть произвольным, но нам интересен случай, когда источником является реакция деления тяжелых ядер, причем деление может инициироваться нейтроном любой энергии. Определим скорость реакции деления, инициируемой нейтроном с летаргией в точке r: .
В каждом акте деления рождается новых нейтронов, причем зависит от энергии нейтрона, вызвавшего деление: . Таким образом, в результате деления ядер нейтронами с летаргией в точке r образуется новых нейтронов. Для того, чтобы получить полное число новых нейтронов, образованных в реакции деления, вызванных нейтронами всех энергий надо проинтегрировать в пределах от энергии нейтронов источника (u=0) до энергий близким к 0 (u=): .
При этом спектр новых нейтронов не моноэнергетический, тогда летаргию u будут иметь не все нейтроны. Если обозначим долю нейтронов деления, имеющих летаргию u, как f(u), то функция источника примет вид:
, а четвертый интеграл в выражении (2):
(9)
К выражению (9) применим многогрупповой подход:
Во втором интеграле полученного выражения умножим и разделим на . В итоге получим:
Согласно теореме о среднем – среднее для группы k значение произведения . Второй множитель в соответствии с (3) есть интегральный по летаргии (энергии) поток нейтронов в k-ой группе - . При этом что – вероятность (доля) для нейтронов спектра деления попасть в группу i.
Окончательно, четвертый интеграл выражения (2) принимает вид:
(10)
Закончив предварительные преобразования, в исходное выражение (2) подставим выражения для всех входящих интегралов (4), (5), (8) и (10).
В данном выражении приведем подобные слагаемые и получим:
(11)
Итак, получена система уравнений, описывающих поведение нейтронов. Видно, что исходные интегро-дифференциальные уравнения (2) свелись к дифференциальным уравнениям (11). При этом в них нет зависимости от вероятностей рассеяния .
Определим физический смысл отдельных слагаемых в (11): первое – пространственная утечка нейтронов группы i вследствие диффузии в единицу времени из единицы объема вблизи точки r; второе – поглощение нейтронов в этом объеме; третье – уход нейтронов из группы i в группы с большим номером (меньшей энергией) в результате упругого и неупругого рассеяния в общем случае ; четвертое – описывает перевод нейтронов из групп с меньшим номером (большей энергии) в результате упругого и неупругого рассеяния в данную группу ; пятое – определяет вклад источника нейтронов (реакция деления) в группу i.
Так как система (11) получена на основе уравнения диффузии, то она справедлива тогда, когда выполняется условия применимости диффузионного приближения: вдали от источников, сильных поглотителей и т.д.
Групповые уравнения (11), справедливые внутри пространственной области с изотропными свойствами, должны быть дополнены граничными условиями. Вид этих условий тот же, что и для уравнения диффузии: на границе раздела сред плотности потоков и плотности диффузионных токов нейтронов равны. Другими словами для системы уравнений (11) необходимо записывать граничные условия для каждого уравнения. Например, если имеется среда «1», граничащая со средой «2», и граница раздела этих сред F, то граничные условия для нейтронов группы i примут вид: ;
Анализируя многогрупповое уравнение (11), можно увидеть способы усреднения констант внутри группы: макроскопические сечения взаимодействия усредняются по потоку нейтронов, а коэффициенты диффузии – по Лапласиану потока.
Полезно записать уравнение (11) для крайних случаев: для первой и последней (тепловой) m-ой группы.
Для группы 1: в эту группу нет прихода нейтронов из других групп за счет рассеяния (это нейтроны с самой большой энергией):
Для последней (тепловой) m-ой группы: из нее нет замедления нейтронов в другие группы, кроме того в спектре деления нет тепловых нейтронов – εm = 0:
Система многогрупповых уравнений, описывающая поведение нейтронов:
Еще раз о физическом смысле отдельных членов системы.
Первый член представляет собой утечку нейтронов группы i вследствие диффузии в единицу времени из единицы объема вокруг точки r; второй — поглощение нейтронов в этом объеме; третий — уход нейтронов из группы i во все нижележащие в результате рассеяния (упругого и неупругого). Четвертый член описывает «источники рассеяния» — перевод нейтронов из всех вышележащих групп в данную; последний определяет то количество нейтронов, которое попало непосредственно в i-ю группу при делении ядер (источники деления).
И еще раз об обозначениях:
Полное сечение взаимодействия в i-м интервале равно сумме сечений рассеяния , поглощения и выведения нейтронов из данной группы во все нижележащие за счет упругого и неупругого рассеяния.
Сечение называется сечением увода нейтрона из i-й группы.
Если обозначить сечение перевода нейтрона из группы i в группу k, то
Сечение увода из группы представляет собой сумму реакций поглощения в группе и замедления за счет упругих и неупругих рассеяний, приводящих к тому что нейтрон переходит в низлежащие по энергии группы.