Файл: Лабинский Ю.В. Корабельные ядерные реакторы учеб. пособие.pdf
ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 24.07.2024
Просмотров: 87
Скачиваний: 0
j y
ВОЕННО-МОРСКАЯ орденов ЛЕНИНА
н УШАКОВА АКАДЕМИЯ
Для слѵжебного пользования
Экз. №
Ю.В. ЛАБИНСКИЙ, М. Ф. СОЙГИН
КО Р А Б Е Л Ь Н Ы Е ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
I
ЛЕНИНГРАД 1 9 7 3
j *:
ВОЕПНО-МОРСКДя ірдено» ЛЕНИНА к УШАКОВА АКАДЕШІМ
Для служебного пользования
Экз.
Доктор техническіе наук профессор Ю. В. ЛАБИНСКИП, доктор технических наук профессор М. Ф. СОИГИН
К О Р А Б Е Л Ь Н Ы Е ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
Утверждено начальником Академии в качестве учебного пособия для слушателей Академии
ЛЕН И Н ГРАД
1 |
9 |
7 |
3 |
УДК 621.039.51
В учебной пособии на совреиеннои уровне изложены некоторые дополнительные вопросы физической теории ядерных реакторов и основ ные вопросы оценки их теплотехнической на дежности.
Учебное пособие предназначено для слуша телей Академии. Оно мелет быть полезным для курсантов военно-морских учебных заведений и специалистов, занимавшихся проектированием и эксплуатацией атомных энергетических устано вок.
Ответственный редактор кандидат технических наук доцент А.П. КОЗЫРЕВ
П Р Е Д И С Л О В И Е
Началом развития атомной энергетики явилось созда ние в СССР в 1954 г . первой в мире атомной электростан ции. У нас в стране осуществляется развернутая програм ма создания стационарных и транспортных энергетических установок. Директивами ХХІУ съезда КПСС предусмотрено значительное развитие атомной энергетики путем строи тельства крупных атомных электростанций с вводом иа них в течение девятой пятилетки мощности 6-8 млн квт.
В последние годы получили дальнейшее развитие во просы теории, проектирования и использования ядерных реакторов, которые неизбежно находили свое отражение в соответствующих курсах, читаемых в Академии. В связи с этим возникла необходимость разработки и издания учеб ных пособий, являющихся дополнениями к учебникам по ядерным реакторам, ранее изданным в Академии. Со време ни издания этих учебников прошло шесть-семь лет. Опыт чтения лекционного курса показал необходимость уточне ния отдельных вопросов физической теории ядерных реак торов и вопросов их теплотехнической надежности.
В гл. I учебного пособия рассмотрены отдельные во просы теории реакторов,являющиеся дополнением к соот ветствующим разделам существующих учебников. Уточнение этих разделов проводилось в направлении приближения чи таемого курса к используемым в настоящее время методам расчета реакторов.
В гл . 2 на современном уровне изложены методы оцен
3
ки теплотехнической надеййостж ядерннх реакторов. Этот раздел курса претерпел наибольшие изменения, поэтому в учебном пособии вопросы теплотехнической надежности ре актора изложены в полном объеме курса. Гл. 2 пособия полностью заменяет соответствующий раздел ранее изданно го учебника.
I
4
Глава I . ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ ФИЗМЕСКОЙ ТЕОРИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
S I . Граничные условия
Сформулируем краевое условие для уравнения замедле ния нейтронов. В уравнениях днффузнойно го приближения указанное условие имело вид
2 ( % h - K = 0 ™ 5 . |
(І ) |
Вдиффузионно-возрастном приближении
%Л і г 9 гас*¥о = - Д 9 гас{у0 .
Подставляя это значение |
в ( I ) |
, перейдем к краево |
му условию диффузионно-возрастного |
приближения |
|
2ic09 zadt h + f0= 0 |
|
5 , |
(;■) |
||
где |
S - граница |
реактора |
с вакуумом. |
Часто в |
литера |
|
туре |
граничное условие (2) |
записывают |
в |
следующем виде: |
||
|
1 |
d% |
|
|
|
|
|
Ч |
|
н* |
5 |
' |
(3) |
|
|
|
|
|
|
г*е ——— - градиент потока нейтронов в направлении
пвнешней нормали к поверхности реактора.
5
От краевого условия (3) можно легко перейти к запи
си краевого условия в |
этві форме, которая используется |
в элементарной теории |
диффузии нейтронов. Рассмотрим |
для этого плоскую границу реактора с вакуумом (рис. I ) . |
|
Предположим, что кривая изменения потока нейтронов |
% ( х ) |
в среде может быть линейно экстраполирована |
||||
в пустоту. Определим, |
на каком расстоянии от границы |
||||
|
|
при такой |
экстра |
||
|
|
поляции поток |
|||
|
|
f 0 (sc) |
обращает |
||
|
|
ся в |
нуль. Как |
||
|
|
видно |
из |
рисуы- |
|
|
|
dfo |
з _ |
||
|
|
tad ~ |
otx |
d |
|
Рис. I . |
Определетаю |
длины линей |
|||
|
|
||||
|
ной экстраполяции |
|
|
С другой стороны, из (3)
*У»-_ _ Й
dx- 2.J)
Поскольку в диффузионно-возрастном приближении Я =
то
00
Таким образом, краевое условие в этом приближении может быть сформулировано следующим образом: поток ней тронов (ос) обращается в нуль на экстраполирован ной границе, находящейся на расстоянии с / = ст физической границы реактора.
6
Расстояние d |
, на котором поток нейтронов f |
при линейной его |
экстраполяции в вакуум обращается в |
нуль, называется длиной линейной экстраполяции. Элемен |
||||||
тарная теория диффузии дает значение длины линейной |
||||||
экстраполяции |
|
О |
так как |
в эти« теории |
|
|
d = - j J £ , |
|
|||||
o D = - j - J s . |
Диффузионно-возрастное |
приближение |
уточ |
|||
няет значение |
длины линейной |
экстраполяции до d= 4-Я, . |
||||
После введения длины линейной экстраполяции |
d |
|||||
граничное условие |
(3) может |
быть записано |
в виде |
|
||
|
t |
d n ' |
d |
“ |
5 - |
(5) |
Строго говоря, полученное выше значение длины ли нейной экстраполяции (4) также является недостаточно точным, поскольку применение диффузионного приближения вблизи границы реактора с вакуумом неправомерно. Ваку ум для нейтронов является идеальным поглотителем ней тронов, т .е . своего рода "абсолютно черным телом". Вблизи такого поглотителя происходит очень быстрое из менение потока нейтронов, и расчет пространственного распределения нейтронного потока в этой области не мо жет выполняться с помощью формального применения диффу зионной теории. Указанное распределение может быть най дено из решения кинетических уравнений, которое связа но со значительными трудностями. Кроме того, в этом случае пропадает в известной степени смысл введения диффузионного приближения. Это противоречие на практи ке преодолевается следующим образом. Для определения распределения нейтронного потока в реакторе использует ся диффузионное приближение, в котором краевые условия исправляю-.-ся с учетом точных решений кинетических урав
7
нений. Так, например, асимптотическое ренение кинети ческого уравнения для области среды вблизи плоской гра ницы реактора дает значение длины линейной экстраполя
ціи |
с/ж0,7104 Х іь вместо |
2/3 Лі7_ |
|
|
d |
Граничные условия |
вида |
(5) с исправленным значением |
|
называв? эффективными граничными условиями, |
а длину |
|||
линейной экстраполяции |
с / |
обозначают через f |
. Дли |
|
на. линейной экстраполяции в |
общем случае зависит |
от |
энергии нейтронов. Для больнее реакторов, размеры кото рых много больие длины пробега нейтронов J , обычно принимает некоторую среднею экстраполированну» границу, не зависящую от энергии.
При наличии в реакторе стерхня, сильно поглощающего нейтроны, иокет быть введено понятие его эффективной поверхности, аналогично понятию эффективной границы ре актора с вакуумом. Для определения эффективного радиуса поглощающего стерхня поток нейтронов линейно экстрапо лируется внутрь стержня. Радиус цилиндрической поверх ности, на которой поток нейтронов при такой экстраполя ции обращается в нуль, называется эффективным радиусом стержня 7 (рис. 2). Для тонких цилиндров ( г
Рис. 2 . Определение радиуса поглощающего стержня
8
длина линейной |
экстраполяции |
d ~-т Л, |
. Для толстых |
|
|
|
|
О |
|
цилиндров |
ЛЬЪ ) |
d |
^ -§-Ліх . |
|
При расчетах реактора с поглощающими стержнями час то вместо задания экстраполированной границы стержня
используют граничные условия следующего вида:
1 |
d f , |
1 |
|
% |
сіг |
' d |
(6 ) |
В этом выражении знак минус отсутствует из-за того,что ось направлена внутрь среды.
Определение эффективных граничных условий на поверх ности "серых", т .е . неабсолютно поглощающих,стержней связано со значительными трудностями. Задача об эффек тивных граничных условиях на поверхности "серых" погло тителей была решена Д.Ф. Зарецким. В результате были рассчитаны таблицы эффективных граничных условий в за висимости от размеров, "прозрачности" поглотителей и длины свободного пробега в среде, Зти данные широко ис- Пользуютсл при расчетах реакторов ч 'Вопросы физики ядврних реакторов", "Труды ФЭИ", вап. I , 1967).
§ 2 . КоиЬФжщжент размножения нейтронов в эпитепловом воло-водяном ялерном реакторе
Бодо-водяные ядерные реакторы с тесной решеткой име ют сравнительно жесткий спектр нейтронов. В таком реак торе процессы поглощения и деления нейтронов в эпитеп
ловой (надтепловой) области энергии могут дать заметный вклад в величину кж . Формула для расчета
теплового ядеряоюо реактора вклад эпитепловых нейтронов в цепную реакцию деления не учитывает.
9