Выбор условия для нейтронно-физического расчета и подбор оптимального параметрами коэффициентов, влияющих на реактивность для оптимизации функционирования реактора.
ВВЕДЕНИЕ
С самого начало строительства ядерных станций было множества вариаций их реакторной зоны, при классификации реакторов по расположение замедлителя и ядерного топлива в активной зоне могут быть гомогенные и гетерогенные ядерные реакторы. В гетерогенных реакторах ядерного топливо помещается в ТВЭЛ и используется некоторое время до выгорания, а замедлитель находиться по всему объёму реактора и позволяет контролировать самоподдерживающую ядерную реакцию. В реакторах c гомогенными свойствами основным отличием от гомогенных реакторов является топливо, в качестве него используется гомогенную смесь, которая циркулирует по первому контуру и реакторной зоне, ну или только в реакторе, эта смесь одновременно может выполнять и функцию теплоносителя с замедлителем или выполнять роль только теплоносителя, в тоже время топливо может находиться как в виде раствора или расплава урановых солей. Реакторов только с гомогенными свойствами не сооружалось из-за того, что графит используемый
Содержание
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ4
ВВЕДЕНИЕ5
1 ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ СВЕДЕНИЯ О ГОМОГЕННЫХ РЕАКТОРАХ7
1.1 Постановка задач7
1.2 История реакторов с гомогенными свойствами7
1.3 Преимущества и недостатки реакторов с гомогенными свойствами14
1.4 Гомогенный реакторов-размножитель15
1.5 Перспективы гомогенных реакторов17
1.6 Описание составляющих реактора с гомогенными свойствами20
1.7 Выведение из топлива трансурановых элементов21
1.8 Сжигание младших актинидов23
2 НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ ГОМОГЕННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА26
2.1 Коэффициент размножение26
2.2 Выход нейтронов на одно поглощение26
2.3 Вероятность избежать резонансного поглощения27
2.4 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах31
2.5 Коэффициент использования тепловых нейтронов32
2.6 Эффективный коэффициент размножения32
2.7 Длины миграция нейтронов34
2.8 Возраст нейтронов34
2.9 Длина диффузии тепловых нейтронов35
2.10 Миграция замедляющихся нейтронов35
3 МОДЕЛИРОВАНИЕ И ПОДБОР ОПТИМАЛЬНЫХ ЗНАЧЕНИЙ ДЛЯ ГОМОГЕННОГО РЕАКТОРА37
ЗАКЛЮЧЕНИЕ43
СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ44
СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
Бать Г. А. Основы теории и методы расчета энергетических установок: Учебное пособие для вузов. - Москва: Энергоиздат, 1982 г. (Дата обращения 25.05.22)
В. Л. Блинкин Анализ топливного цикла жидкосолевых реакторов-размножителей на тепловых нейтронах – 1983 г.
Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. 1970 г.
М.Н. Белоногов, И.А. Волков, Д.Г. Модестов Проблемы трансмутации минорных актинидов в жидкосолевых реакторах [Электронный ресурс] 2019 – Режим доступа: http://vniitf.ru/data/images/zst/2019/presents/sec-5/5-09ru.pdf
Китай готовится к испытанию ядерного реактора на ториевом топливе. [Электронный ресурс] 2021 г.: журнал «Nature». [Электронный ресурс] Режим доступа : https://www.nature.com/articles/d41586-021-02459-w
Ма Кайлян Ян Сяодун Важность проекта ядерной энергетической системы реактора на расплаве солей. [Электронный ресурс] 2019г.:Режим доступа: https://www.gswuwei.gov.cn/art/2021/5/19/art_174_317815.html
Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы: учебник. – 3-е изд., перераб. и доп. – М.: 2002. – 464 с.
Эксперимент в реакторе с расплавленной солью. [Электронный ресурс] Режим доступа: https://www.hmong.press/wiki/Molten-Salt_Reactor_Experiment
Hoogmoed M.W. A Coupled Calculation Code System for the Thorium Molten Salt Reactor–2009 г. [Электронный ресурс] Режим доступа: http://janleenkloosterman.nl/reports/thesis_hoogmoed_2009.pdf
Бекман И. Н. Ядерная физика: курс лекций – [Электронный ресурс] Режим доступа: http://profbeckman.narod.ru/YadFiz.files/L19.pdf
Ганжур О. В. Жидкосолевой реактор на ГХК планируют запустить к 2031 году: журнал «Страна росатом ». – [Электронный ресурс] Режим доступа: https://strana-rosatom.ru/2020/05/12/zhidkosolevoj-reaktor-v-razreze/
Шаповаленко В.В. Зачем атомной энергетике нужны жидкосолевые реакторы? - Энергетические установки и технологии. 2021. Т. 7. № 4. С. 12-15.
Билера И.В. Высокотемпературный гомогенный пиролиз этана в реакторе адиабатического
Однако тепловые бридеры благодаря низкой нагрузке топливом при энергонапряженности на уровне современных энергетических реакторов могут обеспечить необходимый темп само-воспроизводства по топливу даже при достаточно низких значениях коэффициент воспроизводства. Использование тепловых бридеров позволит отказаться дальнейшего развития современных твердотопливных тепловых реакторов и развивать ядерную энергетику целиком на их основе. При этом тепловые бридеры, поскольку они имеют характеристики, типичные для тепловых энергетических реакторов (низкая загрузке топливом, умеренная энергонапряженность и дешевый топливный цикл), смогут достаточно эффективно выполнять все функции тепловых энергетических реакторов вплоть до покрытия переменных нагрузок.