Нейтринна діагностика швидкого уран-плутонієвого реактору IV покоління - Автореферат

Такий реактор може бути реалізований і у вигляді реактора-трансмутатора (біосумісність), що повною мірою відноситься, наприклад, до уран-плутонієвого реактору IV покоління на проміжних нейтронах зі свинцевим сповільнювачем і теплоносієм. При цьому він може бути реалізований як реактор з гомогенною, так і з гетерогенною активною зоною, а також як реактор з тривалою часовою компанією. Робота виконувалася відповідно до НДР "Розробка установки дистанційного контролю і діагностики основних фізико-енергетичних параметрів активної зони на основі нейтринного методу для керування реактором у робочому, перехідному й аварійному режимах" комплексної програми з науково-технічної підтримки експлуатації ЗАЕС рамкового договору № 69/183 Державної програми проведення досліджень в Антарктиці на 2002-2010 рр., затвердженої розпорядженням Кабінету Міністрів України від 13 вересня 2001 р., №422-р., напрямок “Ядерно-фізичні дослідження Землі та атмосфери”, договору про науково-технічне співробітництво між Одеським національним політехнічним університетом та Ядерним центром «Інститут ім. побудувати теорію нелінійних дисипативних структур нерівноважної системи «метал навантаження опромінення», яка встановлює прямі й зворотні звязки між головними кінетиками реактору: нейтронів, паливних нуклідів, теплопереносу й радіаційних дефектів. Методи дослідження: методи ядерної спектрометрії та експериментальної ядерної фізики при розробці методу дистанційної нейтринної діагностики внутрішньореакторних процесів; методи фізики реакторів для визначення кінетики реакторів IV покоління; методи марковських (у загальному випадку неоднорідних) процесів, що розгалужуються, для побудови твірних функцій двічі каскадних розподілів електронних антинейтрино; методи регуляризації обернених некоректних задач для розвязання оберненої задачі нейтринної діагностики; теорія електрослабких взаємодій для дослідження умов появи нейтринних осциляцій; кореляційна теорія для побудови взаємнокореляційних функцій інтенсивностей реакторних антинейтрино; методи радіаційної фізики металів при створенні теорії дисипативних структур дефектів; обчислювальні методи для компютерного моделювання кінетики реактора; методи нелінійної динаміки при дослідженні реакторної кінетики; теорія нелінійних дисипативних структур при створенні теорії дисипативних структур дефектів.В першому розділі представлено огляд робіт, що присвячені розробці методу нейтринної діагностики реакторів; особливостям солітоноподібної хвилі ядерного горіння у реакторах типу Феоктистова; теорії керованості реакторів; теорії рівнянь теплопереносу дифузійного типу з нелінійними тепловим джерелом і теплопровідністю, для яких характерні розвязки у вигляді нестаціонарних теплових структур, тобто, режими із загостренням С.П. Тут p(En,ARN) - імовірність нейтринних осциляцій залежно від кута змішування q12 і мас m1 і m2, що характеризують масові стани електронного антинейтрино у випадку двохфлейворного аналізу; =a(ai?Efi) - середня енергія, що поглинається в реакторі на один акт поділу при даній композиції палива, ai - внесок ізотопу i (i=5;9;8;1) у повний переріз поділу; (4p2)-1 - ефективний тілесний кут, що враховує реальний розподіл енерговиділення в обємі активної зони; Np і ge0 - характеристики детектора (число атомів водню в мішені й ефективність реєстрації з врахуванням частки g зареєстрованих нейтронів, що відповідають реакції p® e n); anp і - перерізи нейтринної реакції, розмірності яких відповідно є см2/поділ і см2/n-частинок; для даної композиції палива an =a(ai?anpi); Mn - кількість електронних антинейтрино на один акт поділу; r(En)=a(ai?ri) - енергетичний спектр антинейтрино (МЕВ-1?поділ-1), що випромінюється сумішшю продуктів поділу всіх компонентів (актиноїдів) ядерного палива; snp(En) - переріз взаємодії моноенергетичних антинейтрино з енергією En для розглянутої реакції з урахуванням віддачі, слабкого магнетизму і радіаційних поправок. Регуляризовані розвязки {lai} системи рівнянь (4), що характеризують значення швидкостей поділу актиноїдів ядерного палива, наведені в табл.1 у вигляді нормованих значень цих величин {aai}: , (6) що відповідає середнім за час вимірювання (Dt=105c) внескам ізотопів, що поділяються, в загальне середнє число поділів аі( 4). Обернену задачу нейтринної спектрометрії внутрішньореакторних процесів, що описується рівнянням (4), було розвязано також для випадку відомого експерименту KAMLAND, енергетичні спектри антинейтрино якого за нашим припущенням (див. розділ 5) є суперпозицією енергетичних спектрів антинейтрино групи японських реакторів, що беруть участь в експерименті, та енергетичного спектра антинейтрино від уран-плутонієвого геореактору типу Феоктістова потужністю WGNNP=30 ТВТ, розташованого на границі розділу твердої і рідкої фаз Землі. Тоді рівняння (10) має вигляд: Обємна щільність джерела записується у вигляді: де - щільність потоку нейтронів; дорівнює середньому числу миттєвих нейтронів на один акт поділу для нуклідів 238U, 239U, 239Np, 239Pu; , , ,

2. Основний зміст роботи