Аналіз характеристик нейтронного циклу, що визначають величину ефективного коефіцієнта розмноження реактораю
Автор: Матвійчук Олексій Віталійович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2023-2024 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Матвійчук О.В., Лис С.С. (керівник). Аналіз характеристик нейтронного циклу, що визначають величину ефективного коефіцієнта розмноження реактора. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2023. Основний компонент палива - 235U - ділиться нейтронами будь-яких енергій - тепловими, проміжними і швидкими, але найефективніше - тепловими нейтронами, і (завдяки організованому у тепловому реакторі процесу уповільнення) понад 95% поділів ядер 235U відбувається під впливом теплових нейтронів. 239Pu, що міститься в паливі, також ефективно ділиться тепловими нейтронами і слабше - епітепловими. А 238U ділиться під дією лише швидких (і далеко не будь-яких швидких) нейтронів. Пороговий характер поділу 238U стосовно умов активної зони означає, що швидкі нейтрони поділу, народжені в поділах ядер 235U і 239Pu під дією теплових нейтронів і, що мають початкові енергії вище порогу поділу 238U, починаючи уповільнення всередині твелів, мають можливість стикатися з ядрами 238U і викликати їх поділ. Тому загальна кількість поділів ядер палива під дією нейтронів усіх енергій збільшується за рахунок поділів ядер 238U швидкими надпороговими нейтронами. А це означає, що й загальна кількість швидких нейтронів поділу, одержуваних у поділах ядер палива тепловими нейтронами, збільшується за рахунок нейтронів, що одержуються у поділах ядер 238U швидкими надпороговими нейтронами. Більш того, загальна кількість нейтронів розподілу збільшується і за рахунок нейтронів розподілу. Об’єкт дослідження – активна зона енергетичного реактора. Предмет дослідження – характеристика нейтронного циклу енергетичного реактора. Метою роботи є аналіз характеристик нейтронного циклу, що визначають величину ефективного коефіцієнта розмноження енергетичного реактора. Для досягнення цих цілей потрібне вирішення наступних завдань: – провести аналіз аналіз розмножуючих властивостей реактора; – визначити коефіцієнт використання теплових нейтронів; – проаналізувати уран-238 і розмножуючі властивості реактора; – визначити коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах; – встановити імовірність уникнення резонансного захоплення. В дaній мaгістерській квaліфікaційній роботі показано, що уран-235 і плутоній-239 позначають свій вплив на розмножуючі властивості активної зони через вплив на величини двох коефіцієнтів, що визначають величину ефективного коефіцієнта розмноження (kе), - константи ? та коефіцієнта використання теплових нейтронів ?. Отримано аналітичні залежності для обчислення коефіцієнта використання теплових нейтронів ? у гомогенному розмножувальному середовищі та в гетерогенних осередках. Обґрунтовано порядок оцінного розрахунку ? у багатозонних осередках активних зон теплових енергетичних реакторів з використанням методу двозонної гомогенізації. Встановлено якісні залежності величини ? в енергетичних реакторах від основних визначальних її факторів - збагачення палива, уран-водного (уран-графітового) відношення та температури. Показано, що зі зростанням величини початкового збагачення палива зростає концентрація ядер урану-235 у ньому, тому зростає і частка поглинаються ними теплових нейтронів, тобто величина коефіцієнта використання теплових нейтронів. Збільшення значення уран-водного відношення (неважливо, - рахунок збільшення об’єму паливної композиції в комірці або рахунок зменшення об’єму води) також призводить до зростання величини коефіцієнта використання теплових нейтронів в реакторі. Присутність в активній зоні енергетичного реактора урану-238 впливає на коефіцієнт розмноження реактора за допомогою двох співмножників - коефіцієнта розмноження на швидких нейтронах ? та ймовірності уникнення резонансного захоплення ?. Доведено, що коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах це величина відносного зростання числа нейтронів поділу, отриманих у поділах палива тепловими нейтронами, зарахунок нейтронів поділу, одержуваних у поділах палива епітепловими нейтронами. Його величина лежить у межах від 1 до 1.192, а практично в енергетичних реакторах не перевищує 1.05?1.06. Резонансне захоплення нейтронів у твелі носить селективний характер: сильні резонанси 238U поглинають нейтрони, що уповільнюються, у відносно тонких периферійних шарах твела, утворюючи тим самим сильний внутрішній блок-ефект у розподілі щільності потоку резонансних нейтронів; слабкі резонанси різною мірою поглинають нейтрони у всьому об’ємі палива твела і істотного внутрішнього блок-ефекту не дають. Відповідно до цього величина ефективного резонансного інтеграла ділиться на дві нерівні складові, одна з яких має постійну величину і є мірою неблокованого резонансного поглинання в твелах, а інша, що відповідає блокованого резонансного захоплення нейтронів сильними резонансами, змінна за величиною і залежить від температури. Розроблено та представлено функціональну схему автоматизації групи підігрівачів низького тиску атомної станції з реактором типу ВВЕР-1000. Ключові слова: активна зона, нейтронний цикл, коефіцієнт розмноження реактора, резонансне захоплення нейтронів, гомогенізація, збагачення палива, енергетичний реактор.