Исследование взаимосвязи спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов ядерного реактора
Исследование взаимосвязи спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов ядерного реактора. Расчет макрополя нейтронов. Нейтронно-физический расчет ядерного реактора с использованием разностных схем. Решение уравнения диффузии нейтронов.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | статья |
| Язык | русский |
| Дата добавления | 21.10.2016 |
| Размер файла | 38,0 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
Исследование взаимосвязи спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов ядерного реактора
Аннотация
На модели реактора в одногрупповом диффузионном приближении исследуется взаимосвязь спектров констант диффузионного уравнения и поля нейтронов. Показывается, что ограниченный спектр констант приводит к такому же ограниченному спектральному составу поля нейтронов.
Ключевые слова: диффузионное уравнение, КИХ-фильтр, поле нейтронов, спектр, цифровая обработка сигналов
Уравнения в частных производных, описывающие процессы теплопроводности, диффузии и другие, неоднократно решаются на различных стадиях проектирования и эксплуатации современных сложных технических объектов. Например, при выполнении нейтронно-физического расчета (НФР) ядерного реактора с использованием разностных схем итерационно решается уравнение диффузии нейтронов [1, 2]
, (1)
где - плотность потока нейтронов группы k в точке с координатой ; - коэффициент диффузии нейтронов k-й группы; - суммарное макросечение поглощения и рассеяния нейтронов группы k; Кэф- эффективный коэффициент размножения нейтронов; - доля нейтронов группы k в нейтронах деления; - макроскопическое сечение деления на нейтронах k-й группы; - среднее число нейтронов деления на один поглощенный нейтрон; - макроскопическое сечение рассеяния нейтронов группы l в группу k; М- количество энергетических групп нейтронов.
Многими исследователями при этом отмечались определенные фильтрующие свойства таких уравнений, состоящие, например, в том, что случайные, в основном высокочастотные, изменения свойств среды, описываемой данными уравнениями, приводят к появлению ярко выраженных низкочастотных гармонических составляющих в результатах расчета [3,4].
Исследования, проведенные автором настоящей статьи, показали, что в еще большей степени, чем само диффузионное уравнение процесса переноса нейтронов, похожими фильтрующими свойствами обладают групповые макроконстанты уравнения (1). В частности, серия расчетов, выполненных на одномерной модели реактора, позволила установить, что при использовании для НФР макроконстант, отфильтрованных цифровым фильтром нижних частот (рис.1) с заданной частотой среза , получается поле нейтронов, в котором практически отсутствуют гармонические составляющие выше . Рассмотренный в работе одномерный случай не снижает общности изложения, а лишь повышает наглядность проведенных расчетов.
Рис 1 Амплитудно-частотная характеристика цифрового фильтра нижних частот, использованного для фильтрации макроконстант диффузионного уравнения: 1- идеальный ФНЧ; 2- реальный ФНЧ
При выполнении цифровой фильтрации макроконстант учитывалось, что они представляют собой обычные числовые последовательности конечной длины. Например, в каждом i-м узле расчетной сетки известно макроскопическое сечение деления . В совокупности для всех узлов сетки значения образуют одномерный массив - он обрабатывался фильтром нижних частот с заданной частотой среза . При этом цифровой фильтр должен вносить как можно меньшую погрешность в обрабатываемые данные, для чего его расчет должен быть выполнен с высокой точностью с тем, чтобы погрешность цифровой фильтрации не превышала 0,1%. Аналогично формировались и обрабатывались массивы для всех остальных макроконстант уравнения (1).
Таким образом, при фильтрации, то есть сглаживании, макроконстант среды устраняются высокочастотные составляющие поля нейтронов, то есть фактически получается только его макроход. Этот результат является принципиально важным, так как позволяет корректно и быстро рассчитать макрополе нейтронов на грубой сетке и по-новому организовать нейтронно-физический расчет, значительно сократив общее число итераций и время счета.
реактор диффузный поле нейтрон
Библиографический список
1. Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980.
3. Карпов В.А., Назарян В.Г., Постников В.В. Исследование случайной составляющей распределения тепловыделения в ядерном реакторе. - Атомная энергия, 1976, т. 40, вып. 6, с. 456-460.
4. Горюнов В.К. Перекосы поля нейтронов в реакторах при случайно распределенных возмущениях макросечений. - Атомная энергия, 1980, т. 49, вып. 5, с. 321-323.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Конструкция реактора и выбор элементов активной зоны. Тепловой расчет, ядерно-физические характеристики "холодного" реактора. Многогрупповой расчет, спектр и ценности нейтронов в активной зоне. Концентрация вещества в гомогенизированной ячейке реактора.
курсовая работа [559,9 K], добавлен 29.05.2012Определение эффективных сечений для тепловых нейтронов. Расчет плотности потока нейтронов в однородном гомогенном реакторе; состава и макроскопических констант двухзонной ячейки. Критические размеры реактора. Коэффициент размножения в бесконечной среде.
курсовая работа [364,2 K], добавлен 10.12.2013Определение параметров ядерного реактора. Средняя плотность потока тепловых нейтронов. Динамика изменения концентраций. Оценка потери реактивности вследствие отравления ксеноном. Микроскопическое сечение деления. Постоянные распада и сечения поглощения.
контрольная работа [150,7 K], добавлен 10.01.2014Виды ионизирующих излучений. Экспозиционная, поглощенная и эквивалентная дозы. Виды взаимодействия нейтронов с ядрами атомов. Расчет биологической защиты ядерного реактора. Критерии биологической опасности радионуклидов в случае внутреннего облучения.
лекция [496,7 K], добавлен 01.05.2014Исследование источников ультрахолодных нейтронов на стационарном реакторе. Анализ гамма-излучения продуктов активации. Расчет плотности потоков на входе и выходе в радиальный канал. Определение радиационного нагрева в различных материалах дефлектора.
дипломная работа [1,2 M], добавлен 08.06.2017Історія створення ядерного реактора. Будова та принципи роботи реактора-розмножувача та теплового реактора. Особливості протікання ланцюгової та термоядерної реакцій. Хімічні і фізичні властивості, способи одержання і застосування урану і плутонію.
реферат [488,7 K], добавлен 23.10.2010Конструктивные особенности водо-водяных реакторов под давлением. Предварительный, нейтронно-физический расчет "горячего" и "холодного" реактора. Температурный эффект реактивности. Моногогрупповой расчет спектра плотности потока нейтронов в активной зоне.
курсовая работа [682,7 K], добавлен 14.05.2015Теплотехническая надежность ядерного реактора: компоновка, вычисление геометрических размеров его активной зоны и тепловыделяющей сборки. Определение координат и паросодержания зоны поверхностного кипения. Температура ядерного топлива по высоте ТВЭл.
курсовая работа [1,2 M], добавлен 18.06.2011Теоретические и технические основы ядерной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты. Классификация реакторов по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива, конструктивному исполнению.
реферат [181,6 K], добавлен 11.05.2011Определение удельного выгорания топлива ядерного реактора. Содержание изотопов урана в природном и обогащенном его вариантах. Анализ эволюции изотопов плутония во время кампании, изменение весового соотношения продуктов деления к концу кампании.
курсовая работа [678,8 K], добавлен 11.03.2013Описание нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Определение коэффициента размножения тепловых нейтронов. Нахождение капиталовложений и ежегодных эксплуатационных издержек системы "ВВЭР СВШД". Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов.
дипломная работа [1,1 M], добавлен 23.01.2014Нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора. Параметры нестационарных и переходных процессов. Эффекты реактивности при отравлении реактора. Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива.
курсовая работа [1,5 M], добавлен 20.12.2015Принцип действия ядерного реактора. Строение защиты реактора, механизмы его управления и защиты. Сервопривод ручного и автоматического управления. Исследование биологической защиты реактора. Оборудование бетонной шахты: основные сборочные единицы.
реферат [130,5 K], добавлен 13.11.2013ООбщие характеристики и классификация нейтронов, механизмы их взаимодействия с веществом: упругое и неупругое рассеяние; ядерные реакции с образованием протона, альфа-частицы. Процесс замедления нейтронов, диффузное отражение; нейтронные волны в средах.
реферат [107,9 K], добавлен 08.03.2012Строение атома и атомного ядра. Явление радиоактивности. Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами. Цепная ядерная реакция. История создания ядерного оружия. Виды ядерных зарядов. Поражающие факторы ядерного взрыва. Ядерный терроризм.
реферат [85,8 K], добавлен 05.05.2006Место активационного анализа в аналитической химии. Регистрация ядерного излучения и частиц. Понятия и термины активационного анализа. Метод нейтронно-активационного анализа. Источники активации и нейтронов. Количественный нейтронно-активационный анализ.
курсовая работа [735,0 K], добавлен 03.02.2016Основы ядерной энергетики. Способы получения энергии. Способы организации реакции горения, цепные реакции. Взаимодействие нейтронов с ядерным веществом, реакция деления ядер. Жизненный цикл нейтронов.
курсовая работа [20,6 K], добавлен 09.04.2003Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012Анализ возможности создания промышленной установки счета совпадений нейтронов и фотонов различных кратностей. Ознакомление с аппаратурой и методикой цифрового разделения нейтронов и гамма-квантов. Описание последовательности проведения эксперимента.
дипломная работа [3,4 M], добавлен 07.02.2016Расходы пара на систему теплофикации и турбину турбопитательного насоса. Уравнения материальных балансов пароперегревателя. Параметры теплообменивающихся сред рабочего контура. Паропроизводительность парогенератора и тепловая мощность ядерного реактора.
контрольная работа [267,2 K], добавлен 18.04.2015
