Contenido de este libro sobre análisis de la física de reactores nucleares

Capítulo 1 Conceptos básicos de la física nuclear de los reactores nucleares

1.1 Interacción entre neutrones y núcleos atómicos

1.1.1 Neutrones

1.1. 2 El mecanismo de interacción entre neutrones y núcleos atómicos

1.1.3 Dispersión de neutrones

1.1.4 Absorción de neutrones

1.2 Suma de sección transversal de neutrones Nuclear Velocidad de reacción

1.2.1 Sección transversal microscópica

1.2.2 Sección transversal macroscópica, camino libre medio

1.2.3 Velocidad de reacción nuclear, flujo de neutrones densidad y sección transversal media

1.2.4 Cambio de sección transversal con energía de neutrones

1.2.5 Base de datos nuclear

1.3 ***Absorción de vibraciones

1.3.1 Sección transversal de oscilación - fórmula de Breit-Wigner de un solo nivel

1.3.2 Efecto Doppler

1.4 Proceso de fisión nuclear

1.4. 1 La relación entre la liberación de energía de fisión, la potencia del reactor y la densidad del flujo de neutrones

1.4.2 Productos de fisión y emisión de neutrones de fisión

1.5 Reacción de fisión en cadena

1.5.1 Reacción de fisión en cadena autosostenida y condiciones críticas

1.5.2 Ciclo de neutrones en reactor de neutrones térmicos

Referencias

p>

Ejercicios

Capítulo 2 Desaceleración de neutrones y espectro de energía de desaceleración

2.1 Proceso de dispersión elástica de neutrones

2.1.1 Elasticidad Cambios en la energía durante la dispersión

2.1.2 Distribución de la energía de los neutrones después de la dispersión

2.1.3 Caída de energía logarítmica promedio

2.1.4 Ángulo de dispersión promedio coseno

2.1.5 Selección de moderador

2.1.6 Vida media de los neutrones

2.2 Moderación del espectro de energía de los neutrones en un medio uniforme infinito

2.3 Absorción de vibraciones en un medio homogéneo

2.3.1 Integral de vibración efectiva en medio uniforme y probabilidad de escapar de la captura de vibración

2.3.2 Cálculo aproximado de la integral de vibración efectiva***

2.4 Espectro de energía de neutrones térmicos y sección transversal promedio de neutrones

2.4.1 Espectro de energía de neutrones térmicos

2.4.2 Sección transversal promedio de neutrones térmicos

Referencias

Ejercicios

Capítulo 3 Teoría de la difusión de neutrones

3.1 Ecuación de difusión de neutrones monoenergética

3.1.1 Ley de Fick

3.1.2 Establecimiento de ecuación de difusión de neutrones monoenergéticos

3.1.3 Difusión Condiciones de frontera de la ecuación

3.1.4 Ámbito de aplicación de la ley de Fick y la teoría de la difusión

3.2 Solución de neutrones ecuación de difusión en medio no reproductivo

3.3 Tasa de reflexión

3.4 Longitud de difusión, longitud de moderación y longitud de migración

Referencias

Ejercicios

Capítulo 4 I de la teoría crítica del reactor uniforme

4.1 Teoría de grupo único de montón desnudo uniforme

4.1.1 Solución de la ecuación de difusión de grupo único de montón desnudo uniforme

4.1.2 Condiciones críticas de neutrones térmicos del reactor

4.1.3 Curvatura geométrica y distribución de densidad de flujo de neutrones de varias geometrías de reactores desnudos

4.1.4 Curvatura del reactor y tareas de cálculo de criticidad

4.1.5 Modificación de la teoría de grupo único

4.2 Teoría de difusión de grupo único de reactor con capa reflectante

4.2.1 El papel de la reflexión capa

4.2 .2 Reactor con capa reflectante en un lado

4.2.3 Ahorro de capa reflectante

4.3 Concepto de coeficiente no uniforme de densidad de flujo de neutrones distribución y aplanamiento de la distribución de energía

Referencias

Ejercicios

Capítulo 5 Teoría de la difusión de grupos

5.1 Ecuación de difusión de neutrones relacionada con la energía y difusión de grupos Teoría

5.1.1 Ecuación de difusión de neutrones relacionada con la energía

5.1.2 Teoría de difusión de grupos y ecuación de difusión de neutrones multigrupo

5.1.3 Cálculo de grupo constante< /

p>

5.2 Teoría de la difusión de doble grupo

5.2.1 Ecuación de doble grupo

5.2.2 Solución de ecuación de doble grupo

5.2.3 Doble grupo Ecuación crítica y distribución de densidad de flujo de neutrones

5.3 Solución numérica de la ecuación de difusión multigrupo

5.3.1 Método de iteración de fuente

5.3.2 Difusión bidimensional Solución numérica de ecuaciones

Referencias

Ejercicios

Capítulo 6 Efectos no uniformes de las grillas y cálculo de constantes de grupos de homogeneización

6.1 No -efecto uniforme de la cuadrícula

6.2 Uniformización de la cuadrícula

6.2.1 Uniformización de la cuadrícula

6.2.2 Cálculo central de la sección transversal de homogeneización

6.3 Cálculo de la constante del grupo de homogeneización celular

6.3.1 Ecuación básica de la teoría del transporte integral

6.3.2 Probabilidad de colisión Solución a la ecuación y cálculo de la constante del grupo minoritario

6.4 Cálculo de la distribución de densidad de flujo homogeneizada en el conjunto combustible y la constante del grupo minoritario

6.5 ***Cálculo de la constante de grupo en la zona de vibración

6.5 .1 Cálculo de la integral de vibración efectiva de celdas no uniformes

6.5.2 Principio de equivalencia

6.5.3 Efecto de pantalla mutua (Dankov)

6.5.4 Efecto de la temperatura sobre la absorción de vibraciones

6.5.5 Cálculo de la constante de grupo de la zona de vibración

6.5.6 Fórmula semiempírica para la integral de vibración *** efectiva

6.6 Selección de parámetros geométricos de la rejilla

Referencias

Ejercicios

Capítulo Nº 7 Cambios en la reactividad a lo largo del tiempo

7.1 Cambios en la densidad Componentes isotópicos del combustible nuclear a lo largo del tiempo

7.1.1 Cadena de quemado de isótopos pesados ​​y cadena de productos de fisión

7.1.2 Ecuación de quemado de isótopos pesados ​​en el combustible nuclear

7.1.3 Solución de la ecuación de quemado

7.2 Envenenamiento de los productos de fisión Xe y Sm

7.2.1.13 Envenenamiento por sXe

7.2.2.149 Sm#poison

7.3 Cambios en la reactividad a lo largo del tiempo y profundidad de quemado

7.3.1 Cambios en la reactividad a lo largo del tiempo y la vida útil del núcleo

7.3.2 Profundidad de quemado

7.4 Conversión y multiplicación de combustible nuclear

Referencias

Ejercicios

p>

Capítulo 8 Efecto de la temperatura y control de la reactividad

8.1 Coeficiente de reactividad

8.1.1 Coeficiente de temperatura de reactividad y su efecto sobre la estabilidad del reactor nuclear

8.1.2 Coeficiente de temperatura del combustible

8.1.3 Coeficiente de temperatura del moderador

8.1.4 Otros coeficientes de reactividad

8.1.5 Temperatura Cálculo de coeficientes

8.2 Tareas y métodos de control reactivo

8.2.1 Varios cantidades físicas utilizadas en el control reactivo

8.2.2 Tareas de control reactivo

8.2.3 Métodos de control reactivo

8.3 Control de barras de control

8.3.1 Funciones y consideraciones generales de las barras de control

8.3.2 Cálculo del valor de las barras de control

8.3.3 Efecto de la profundidad de inserción de las barras de control en el valor de las barras de control

8.3.4 Efecto de interferencia entre las barras de control

8.3.5 El impacto de la inserción de las barras de control a diferentes profundidades en la distribución de energía del núcleo

8.4 Control de venenos combustibles

8.4.1 El papel de los venenos combustibles

8.4.2 Disposición de los venenos combustibles y su impacto en la reactividad

8.4.3 Cálculo de los venenos combustibles

8.5 Control de compensación química

Referencias

Ejercicios

Capítulo 9 Dinámica del reactor nuclear

9.1 El papel de los neutrones retardados

9.2 Ecuación de la dinámica de neutrones del reactor puntual

p>

9.3 Solución de la ecuación dinámica del modelo del reactor puntual durante la perturbación escalonada

9.4 Ciclo del reactor

9.4.1 Reactores

Periodo

9.4.2 Características de respuesta del reactor cuando se introducen diferentes reactividades

9.5 Solución aproximada de la ecuación cinética del reactor puntual

9.5.1 Arranque retardado de un solo grupo Aproximación de neutrones

9.5.2 Aproximación de fuente de neutrones retardada constante

9.5.3 Aproximación de salto instantáneo

9.6 Solución numérica de la ecuación dinámica de pila de puntos

Referencias

Ejercicios

Capítulo 10 Gestión del combustible central del reactor de agua a presión

10.1 Principales tareas de la gestión del combustible nuclear

10.1.1 Cantidades físicas básicas en la gestión del combustible nuclear

10.1.2 Principales tareas de la gestión del combustible nuclear

10.2 Gestión del combustible de ciclos múltiples

10.2.1 Equilibrio La relación entre ciclos y parámetros

10.2.2 Ciclo inicial y ciclo de transición

10.3 Gestión de combustible de ciclo único

10.3.1 Plan básico de reabastecimiento de combustible

10.3.2 Cálculo de la gestión de combustible principal

10.4 Optimización del diseño de reabastecimiento de combustible principal

10.4.1 Modelo de optimización del diseño de repostaje de combustible principal

10.4.2 Introducción al reabastecimiento de combustible principal método de optimización del diseño

Referencias

Apéndice

Apéndice 1 Sistema Internacional de Unidades (SD)

Apéndice 2 Constantes básicas

Apéndice 3 Secciones transversales y parámetros nucleares de elementos y algunas moléculas

Apéndice 4 Factores no 1

Apéndice 5 Funciones

Apéndice 6 EnCz -) función

Apéndice 7 Función de error erf(x)

Apéndice 8 Función Bessel