Читать онлайн «Физические основы безопасности ядерных реакторов: учебное пособие»

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ» В. И. Наумов Физические основы безопасности ядерных реакторов Учебное пособие 2-е издание, исправленное и дополненное Рекомендовано УМО “Ядерные физика и технологии” в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заведений Мос к в а 2013 УДК 621. 039. 51 (075) ББК 31. 46 я7 Н 34 Наумов В. И. Физические основы безопасности ядерных реакторов: Учебное пособие. 2-е изд. , испр. и доп. М. : НИЯУ МИФИ. 2013. 148 c. Пособие написано на основе курса лекций "Динамика и безопасность ядер- ных реакторов", читаемого в МИФИ. Основное внимание уделено нестацио- нарным процессам и особенностям их протекания в различных условиях, фи- зической природе обратных связей, влияющих на динамику реактора, количе- ственной оценке коэффициентов и эффектов реактивности, проблеме устойчи- вости. Наряду с точечной моделью анализируются пространственно- временные процессы в реакторах. На основе модели Нордгейма – Фукса рас- смотрено поведение реактора при больших скачках реактивности. Приведено описание остаточного энерговыделения и возможных физико-химических про- цессов, сопутствующих аварийным ситуациям. Обсуждается опыт крупных аварий на ядерных реакторах и концепция внутренней безопасности. Предназначено для студентов, специализирующихся в области физики ядерных реакторов и энергетических установок. Рецензент: доктор физико-математических наук, профессор Загребаев А. М. ISBN 978-5-7262-1861-8 © В. И. Наумов, 2003, 2013 © Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2003 © Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2013 Редактор М. В. Макарова Подписано в печать 05. 09. 2013. Формат 60х84 1/16 Уч. -изд. л. 9,25. Печ. л. 9,25. Тираж 155 экз. Изд. № 002-1. Заказ № 125. Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». Типография НИЯУ МИФИ. 115409, Москва, Каширское ш. ,31  О Г Л А В Л Е Н И Е Введение ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 4 1. Кинетика реактора ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... . . 6 1. 1. "Точечная" модель кинетики без учета запаздывающих нейтронов ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 6 1. 2. Запаздывающие нейтроны ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... . . 10 1. 3. "Точечная" модель с учетом запаздывающих нейтронов ... ... ... ... 12 1. 4. Модель с одной эффективной группой эмиттеров запаздывающих нейтронов ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... . 17 1. 5.