Теория ядерных реакторов - Белл Д.
Скачать (прямая ссылка):
Наконец, должна быть выбрана модель рассеяния тепловых нейтронов в графите (см. гл. 7). Для описанных ниже вычислений использовано некогерент-ное приближение со спектром фононов, приведенным на рис. 7.10.
Система микроскопических сечений, подготовленная в виде, удобном для работы на ЭВМ, используется для образования многогрупповых констант расчета ячейки реактора. Например, в описанных ниже расчетах для этой цели применена программа «GAM-І» [62]. По этой программе, основанной на P1- или ^!-приближении (см. разд. 4.5.3) с заданным значением лапласиана В, можно
456
рассчитывать константы для нейтронов в области замедления (до 32 групп). Кроме того, она позволяет учитывать резонансное поглощение в гетерогенных системах (см. разд. 8.4.3).
Дифференциальные сечения рассеяния тепловых нейтронов в графите рассчитывались по программе «SUMMIT» [63].Был и найдены численные значения сечений рассеяния для мелкой сетки начальных и конечных энергий нейтронов. Данные расчетов по программе «SUMMIT» были использованы затем в программе «GATHER-І» [64] для нахождения спектра тепловых нейтронов в бесконечной среде и определения сечений для нейтронов тепловой группы. Проведением указанных расчетов обеспечивается система многогрупповых констант для нейтронов всех энергий.
Затем система многогрупповых констант используется для расчета ячейки реактора, т. е. для определения пространственного распределения нейтронов каждой группы в пределах отдельной ячейки решетки. Для реактора «Пич-Боттом» ситуация относительно проста, так как ячейкой решетки является топливный элемент, который можно считать бесконечно длинным и имеющим поперечное сечение, показанное на рис. 10.19.
Для реакторов типа «Колдер-Холл» ячейка решетки состоит из топливного элемента, включая его оболочку, теплоносителя и части замедлителя, прилегающего к топливному элементу (см. разд. 3.6.1). Пространственное распределение нейтронов в пределах такой ячейки, которая содержит и тонкие зоны, и зоны сильного поглощения нейтронов, не может быть удовлетворительно описано в рамках Р1-приближения. Для таких ячеек используются Sn- и Pn-приближения высокого порядка. Если конструкция ячейки очень сложна, то лучшим (и практически единственным на сегодняшний день) методом надежного расчета такой ячейки является метод Монте-Карло.
При расчетах ячейки определяют скорости процессов для всех материалов ячейки и для всех энергетических групп нейтронов; при расчетах пространственного распределения нейтронов по всему реактору ячейки гомогенизируются, и эффективные сечения находят с помощью интегральных по ячейкам скоростей процессов. Метод определения таких эффективных сечений описан в разд. 3.6.3.
10.3.3. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ ЯЧЕЕК РЕАКТОРОВ
Результаты расчетов ячеек [65] показали, что для реактора «Пич-Боттом», который имеет топливные элементы малого диаметра с небольшими концентрациями делящихся изотопов, пространственные изменения нейтронного потока в пределах ячейки незначительны. В случае же реакторов типа «Колдер-Холл» наблюдаются существенные пространственные изменения потока нейтронов различных групп в пределах ячейки; особенно это относится к нейтронам тепловой группы. Были проведены расчеты пространственного распределения по ячейке нейтронов тепловой группы, причем тепловые нейтроны в свою очередь были разбиты по энергиям на 26 подгрупп. На рис. 10.20 представлены значения коэффициента самоэкранировки топливного стержня для каждой из этих групп. Поскольку отклонение коэффициента самоэкранировки от единицы характеризует степень уменьшения потока в топливе по сравнению с потоком в замедлителе, очевидно, что пространственная зависимость потока нейтронов в пределах ячейки меняется от группы к группе. Это изменение обусловлено энергетической зависимостью сечения поглощения нейтронов в топливе.
Когда выгорание топлива достигает значения 800 Mem • сутки/т (см. разд. 10.2.4.), в реакторах «Колдер-Холл» накапливается некоторое количество плутония-239. При расчетах коэффициента самоэкранировки предполагалось, что плутоний равномерно распределен по топливному стержню. Малые значения коэффициента самоэкранировки соответствуют сильному выеданию нейтронов в топливе и, следовательно, большому сечению поглощения нейтронов. Так, заметные «провалы» коэффициента самоэкранировки при энергиях нейтронов 0,3 и 1,0 эв следует отнести за счет резонансов поглощения плу-
457
тоння-239 и плутония-240 соответственно. Энергетическая (или групповая) зависимость коэффициентов самоэкранировки играет существенную роль в определении температурных коэффициентов реактивности, как показано в разд. 10.3.6.
Представленные ниже результаты расчета реакторов являются хорошим примером плодотворности многогруппсвых методов и их преимуществ над более простыми приближениями, особенно для корректного описания поведения нейтронов тепловой группы. Уже первым проектировщикам гетерогенных графитовых реакторов было ясно, что диффузионная теория не может достаточно хорошо описать миграцию нейтронов внутри и вблизи топливных стержней. Были разработаны различные сложные методы с использованием комбинации диффузионного приближения для описания переноса нейтронов в замедлителе
