Диссертация (1149684)
Текст из файла
Санкт-Петербургский государственный университетНа правах рукописиГоловкина Анна ГеннадьевнаМатематическое моделирование физическихпроцессов в активной зоне подкритическогореактора, управляемого ускорителемСпециальность 05.13.18 – Математическое моделирование, численные методыи комплексы программДИССЕРТАЦИЯна соискание ученой степеникандидата физико-математических наукНаучный руководительд. ф.-м.
н., профессорОвсянников Дмитрий АлександровичСанкт-Петербург – 20162ОглавлениеВведение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Глава 1.5Моделирование стационарных полей нейтронов в подкритических бланкетах с внешним источником нейтронов . .171.1. Стационарное уравнение переноса . . . . . . . .
. . . . . . . . . .171.1.1.Неоднородное уравнение переноса. . . . . . . . . . . . .171.1.2.Квазикритическое уравнение переноса . . . . . . . . . . .191.2. Сопряженное уравнение переноса . . . . . . . . . . . . . . . . . .211.2.1.Сопряженное квазикритическое уравнение переноса . . .1.2.2.Сопряженное уравнение переноса с внешним источником21нейтронов . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .231.3. Функционалы нейтронного поля подкритического бланкета . . .251.4. Модели переноса нейтронов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .291.4.1.Газокинетическая модель . . . . . . . . . . .
. . . . . . .291.4.2.Диффузионная модель . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .321.5. Особенности каскадных активных зон . . . . . . . . . . . . . . . .361.5.1.Типы каскадных зон . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .1.5.2.Модель для описания стационарного нейтронного поля в37каскадных активных зонах в диффузионном приближении 401.6. Усиление внешнего источника в подкритическом бланкете с учетом ограничений по энерговыделению . . . .
. . . . . . . . . . . .421.6.1.Усиление в однородной активной зоне . . . . . . . . . . .431.6.2.Усиление в каскадной активной зоне . . . . . . . . . . . .43Глава 2.Моделирование нейтронной кинетики в подкритическихбланкетах с внешним источником нейтронов . . . . . . . . . . .472.1. Нестационарное уравнение переноса нейтронов .
. . . . . . . . .4732.2. Метод связанных зон . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .502.3. Модель многоточечной кинетики . . . . . . . . . . . . . . . . . .522.3.1.Уравнения модели многоточечной кинетики без учета запаздывающих нейтронов . . . . .
. . . . . . . . . . . . . .2.3.2.52Уравнения модели многоточечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов . . . . . . . . . . . . . . . . . . .542.4. Сравнение результатов расчетов с использованием точечной идвухточечной моделей кинетики . . . . . .
. . . . . . . . . . . . .Глава 3.57Моделирование динамики в подкритическом бланкетеЭЛЯУ с учетом обратных связей . . . . . . . . . . . . . . . . . . .603.1. Управление ЭЛЯУ с помощью ускорителя заряженных частиц .603.1.1.Нейтронопроизводящая мишень . . . . . . . . . . . . . . .623.1.2.Линейный ускоритель протонов . . . . . . . . .
. . . . . .643.2. Уравнение теплопроводности для твэла . . . . . . . . . . . . . . .673.3. Динамика однородной активной зоны в точечном приближении .693.3.1.Приближение по мгновенным нейтронам . . . . . . . . . .723.3.2.Приближение непрерывного тока ускорителя-драйвера . .743.3.3.Точечная модель твэла . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . .763.3.4.Результаты расчетов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .813.4. Динамика каскадной активной зоны в многоточечном приближении . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .Глава 4.82Комплекс программ для моделирования физических процессов в активной зоне ЭЛЯУ . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . .874.1. Общая схема работы программного комплекса . . . . . . . . . . .874.2. Вычислительные модули . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .904.3. База данных для хранения ядерных констант . . . . . . . . . . .944.3.1.Структура базы данных . . . . . . . . .
. . . . . . . . . .954.3.2.Взаимодействие базы данных с клиентским приложением9844.4. Интеграция программного комплекса со сторонними программами расчета физики реакторов . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 100Заключение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . 103Список литературы. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 105Список иллюстраций . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1165ВведениеДиссертационная работа посвящена разработке математических моделей икомплекса программ для расчета характеристик физических процессов в бланкете электроядерной установки.Электроядерная установка (ЭЛЯУ) состоит из ускорителя заряженных частиц и подкритического ядерного реактора (активная зона реактора в литературе часто называется бланкетом) и генерирующей нейтроны мишени (см.
рис. 1[2]). В основе работы данной установки лежит электроядерный метод генерациинейтронов [60, 61], который заключается в производстве нейтронов при взаимодействии пучка высокоэнергетических заряженных частиц с ядрами мишени изтяжелых элементов [62].Рис. 1. Принципиальная схема электроядерной установки. — часть энергии, используемаядля питания ускорителя.Идея создания электроядерных установок возникла в конце 40-х г.г. прошлого века. Первоначально предполагали, что основное назначение ЭЛЯУ будет заключаться в расширении топливной базы ядерной энергетики за счет по6лучении делящихся изотопов 239 Pu и 233 U из сырьевых 238 U и 232 Th.
Первые опыты по генерации вторичных нейтронов под действием ускоренных частиц быливыполнены Э. Лоуренсом (E. Lawrence) на циклотроне в Беркли в 1948–1949 г.г.в рамках Американского проекта MTA (Material Testing Accelerator) по наработке239Pu для военных целей. Примерно в это же время канадский физикУ.
Льюис (W. Lewis) предложил использовать ускоритель для производства233U в закрытом топливном цикле тяжеловодного реактора CANDU (CANadaDeuterium Uranium reactor). Однако из-за высокой стоимости получаемых делящихся материалов исследования в данном направлении в то время не получилисущественного развития, так как приоритетным требованием к ядерной энергетике являлась экономичность.После аварии 1986 г. на Чернобыльской АЭС в СССР существенно изменились приоритеты в области ядерной энергетики. На первое место вышло требование безопасности, значительное внимание стало уделяться экологическимаспектам использования ядерной энергии.МАГАТЭ выработало четыре фундаментальных требования, которым должна удовлетворять перспективная ядерная энергетика. Согласно этим требованиям ведущие страны атомной отрасли должны выработать свою стратегиюразвития ядерного комплекса:1) расширение топливной базы для ядерных энергетических установок (ЯЭУ);2) неизменность радиационного фона Земли, т.е.
эквивалентность количества радиации добытой из Земли и захороненной в ней после сжиганияделящихся изотопов ядерных материалов;3) обеспечение режима нераспространения ядерного оружия и элементов,позволяющих воспроизвести его;4) естественная безопасность ядерных энергетических установок.Современные ЯЭУ не удовлетворяют приведенным выше требованиям в7полной мере.
В связи с этим в последние годы возникла новая волна интересак электроядерным установкам.С точки зрения безопасности применение электроядерных технологий позволяет исключить целый класс наиболее тяжелых аварий – реактивностных,связанных с возникновением неконтролируемой цепной реакции деления намгновенных нейтронах, т.к. реакция деления ядер осуществляется в подкритическом реакторе. Дополнительное качество ЭЛЯУ, повышающее ядерную безопасность, связано с возможностью прекращения генерации нейтронов значительно быстрее, чем в обычном реакторе, так как время отключения внешнегоисточника нейтронов (ускорителя) ограничивается лишь временем прохождения электрических сигналов и не зависит от скорости срабатывания каких-либосистем и устройств механического действия.
При прекращении электроснабжения ЭЛЯУ реактор гарантированно находится в подкритическом состоянии.Уровень экологического воздействия ядерной энергетики определяется количеством радионуклидов, которые образуются при работе ядерных реакторов[97]. Риск от короткоживущих радионуклидов может быть снижен до допустимого уровня за счет технических мероприятий в хранилищах и предприятияхтопливного цикла, но невозможно доказать надежность захоронения долгоживущих продуктов деления и актиноидов в течение миллионов лет [69]. Поэтомунеобходимо рассматривать пути трансмутации долгоживущих продуктов деления и актинидов Np, Am, Cm в короткоживущие радионуклиды [96, 115].
Однимиз перспективных путей трансмутации долгоживущих радионуклидов также является электроядерный метод [5, 53, 56, 60, 76, 117].В настоящее время сформировалось три основных направления использования ЭЛЯУ:∙ трансмутация долгоживущих радиоактивных отходов с попутным производством энергии;∙ производство энергии с принципиальным исключением возможности ре8активностных аварий;∙ производство новых делящихся веществ и радионуклидов с высокой удельной активностью.За последнее время выполнено большое количество расчетных и экспериментальных работ по исследованию различных вариантов ускорителей, мишенных устройств и бланкетов, пригодных для использования в электроядерныхустановках.
Характеристики
Тип файла PDF
PDF-формат наиболее широко используется для просмотра любого типа файлов на любом устройстве. В него можно сохранить документ, таблицы, презентацию, текст, чертежи, вычисления, графики и всё остальное, что можно показать на экране любого устройства. Именно его лучше всего использовать для печати.
Например, если Вам нужно распечатать чертёж из автокада, Вы сохраните чертёж на флешку, но будет ли автокад в пункте печати? А если будет, то нужная версия с нужными библиотеками? Именно для этого и нужен формат PDF - в нём точно будет показано верно вне зависимости от того, в какой программе создали PDF-файл и есть ли нужная программа для его просмотра.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
