Теория ядерных реакторов - Белл Д.
Скачать (прямая ссылка):
P и с. 10.20. Энергетическая зависимость коэффициента самоэкранировки топливных стержней реактора «Колдер-Холл» в диапазоне тепловых энергий нейтронов [65].
и метода вероятностей столкновений или других более точных теорий для описания переноса нейтронов в топливе. Таким способом в односкоростном приближении удалось точно рассчитать перенос тепловых нейтронов в реакторах простой геометрии [66]. Однако энергетическая зависимость коэффициента самоэкранировки в пределах тепловой области, показанная на рис. 10.20, может быть получена только в результате детальных многогрупповых расчетов или эквивалентных расчетов методом Монте-Карло.
На основании данных расчетов ячеек можно вычислить эффективные сечения различных процессов. Затем эти сечения используются при расчете миграции нейтронов по всему реактору в многогрупповом диффузионном или P1-приближении. Для таких глобальных расчетов нет необходимости применять столь подробное разбиение энергетического интервала, как при расчетах ячеек. Обычно достаточно бывает нескольких групп быстрых и нескольких групп тепловых нейтронов, которые получаются объединением определенного числа более мелких групп, использованных при расчете ячеек.
Для расчетов температурных коэффициентов реактивности, результаты которых обсуждаются ниже, применялись две программы, основанные на многогрупповом диффузионном приближении: «GAZE-2» [67] для одномерных реакторов и «GAMBLE» [68] для двухмерных. Обе программы допускают переход нейтронов в верхние группы при рассеянии в тепловой области. При расчете цилиндрических реакторов по одномерной программе вводится поправка DB'1 для учета утечки в аксиальном направлении (см. разд. 6.4.10). При расчете двухмерного реактора, например конечного цилиндра в (г, г)-геометрии, такая поправка не требуется.
458
Регулирующие стержни или выгорающие поглотители описываются приближенно. Кольцо регулирующих стержней, например, заменяется коаксиальным поглощающим цилиндром таким образом, чтобы обеспечивалась такая же скорость поглощения нейтронов, как и стержнями. Скорость поглощения нейтронов стержнями при этом рассчитывается отдельно в транспортном приближении или методом Монте-Карло.
Результатом работы указанных программ являются реактивность (или коэффициент размножения), пространственные распределения потока нейтронов и скоростей различных процессов. Из распределения скорости делення можно получить распределение тепловыделения по реактору. Учитывая результаты расчетов отдельных ячеек реактора, которые описывают тонкую структуру потока нейтронов, можно получить данные о пространственном распределении скоростей процессов в пределах отдельных топливных элементов реактора.
Последовательность описанных выше реакторных расчетов на ЭВМ представлена в табл. 10.1. Упомянутые в таблице программы разработаны фирмой «Gulf General Atomic», которая проектировала реактор «Пич-Боттом». Другие фирімьі, проектирующие ядерные реакторы, обычно используют свои аналогичные программы на ЭВМ и проводят те же (или аналогичные) расчеты по ним. Некоторые системы реакторных программ опнсаны в работе [461.
Таблица 10.1
Схема последовательности проведения миогогрупповых расчетов ядерных реакторов с графитовым замедлителем и с газовым теплоносителем
Геометрические параметры Сечения взаимодействия, включая резонансные + параметры и модель рассеяния тепловых нейтронов + Программы «GAM=I» «SUMMIT» .«GATHER-1»
Ф Групповые константы для расчета ячеек + Программы расчета ячеек 5дг-методом
I Потоки в пределах ячеек и групповые константы для расчета потока нейтронов по всему реактору
+ Программы^ «GAZE=2» «GAMBLE» і ; Расчет органов’ І регулирования¦
I Эффективный коэффициент размножения, распределение тепловыделения и т. д.
Изменяя температуру различных зон -реактора, можно вычислить температурные коэффициенты реактивности либо прямыми расчетами возмущенного и невозмущенного состояний реактора, либо с помощью формул теории возмущений. Таким образом может быть рассчитано изменение реактивности при переходе от комнатной температуры к рабочей температуре реактора.
Программы, описанные выше, могут быть дополнены программой расчета выгорания, которая решает задачу об изменении со временем концентраций наиболее важных изотопов. Такая комбинация программ позволяет определить временное поведение основных параметров реактора (см. разд. 10.2.3). Например, программа «FEVER» [69] использовалась в расчетных исследованиях при проектировании реактора «Пич-Боттом». Эта программа рассчитывает малогрупповые потоки нейтронов и выгорание изотопов в одномерных реакторах.
В программе не предусмотрен детальный учет конструкции ячейки. Из-за полугомогенного характера активной зоны реактора «Пич-Боттом» результаты такого расчета оказываются достаточно точными. В то же время в реакто-
459
pax типа «Колдер-Холл» имеют место существенные пространственные изменения потока нейтронов, а следовательно, и выгорания изотопов в пределах отдельных ячеек, так что применение такой программы вряд ли оправдано.
