В сборнике представлены доклады Международной конференции по физическим проблемам защиты реакторов, прошедшей в сентябре 1967 г. в Лондоне.
В докладах приведены новые теоретические и экспериментальные исследования, охватывающие большинство проблем, возникающих при проектировании и сооружении защиты ядерных реакторов. Они включают расчеты защиты методами дискретных ординат, Монте-Карло, сечения выведения, диффузии, операторов пропускания и отражения и оптимизации на основе использования вариационных принципов.
Сборник предназначен для широкого круга научных работников и инженеров-конструкторов, интересующихся вопросами расчетов, экспериментальных исследований и сооружения защиты ядерных реакторов самого различного назначения. Информация, содержащаяся в сборнике, полезна также студентам старших курсов и аспирантам, специализирующимся по атомной энергетике.
Таблиц 85, иллюстраций 309, библиография 370 названий.
***
ПРЕДИСЛОВИЕ РЕДАКТОРОВ
Международная конференция по физическим проблемам защиты реакторов проходила с 26 по 29 сентября 1967 г. в Харуэлле (Англия). На конференции было заслушано около 50 докладов.
Проблемы, которые рассматривались на конференции, можно разделить на три группы: 1) расчеты сплошных защит; 2) исследования неоднородностей в защите; 3) конструкция и характеристика защиты на практике.
В первой группе работ, представленных в сборнике, рассматриваются проблемы, связанные с расчетно-теоретическим и экспериментальным изучением пространственно—-энергетических и угловых распределений нейтронов и у-квантов в сплошных защитных средах. Эти работы позволяют понять преимущества и недостатки, относящиеся к использованию различных приближений кинетического уравнения: диффузионных методов расчета, метода дискретных ординат, 5„-ме-тода, метода сферических гармоник, метода Монте-Карло, а также систем используемых констант и т. д. Как правило, во всех работах проводятся достаточно полные сравнения различных методов расчета друг с другом и с экспериментальными результатами. Это дает основание определить применимость как расчетных, так и экспериментальных методов исследования защиты. Кроме того, такого рода сравнения дают возможность наметить пути усовершенствования расчетных и экспериментальных методов.
Значительное место в сборнике уделено вопросам прохождения излучения через различного рода неоднородности в защите и защиту сложной конфигурации. В докладах подчеркивается большое практическое значение этих проблем, так как ни одна защита реального реактора не может быть спроектирована и изготовлена без наличия в ней пустот, каналов, щелей и других неоднородностей, заполненных воздухом или каким-либо материалом.
И, наконец, третья группа работ, представленная в сборнике, отражает исследования, проведенные в процессе проектирования и создания защит реальных ядерноэнергетических установок. Изучение защит реальных установок проводилось на всех стадиях их создания: в проектной стадии, когда проводилась расчетно-экспериментальная оценка различных композиций, при создании различных макетов натурных защит и на действующих установках при пуске и на номинальной мощности. Данные, приведенные в этом разделе, по дозовым полям излучения, тепловыделению, прострелу излучения и т. п. представляют большой практический интерес при сооружении защит реакторов реальных установок.
Экспериментальная техника, используемая при исследовании защиты, наряду с обычными дозиметрическими приборами включает, в частности, сцинтилляционные спектрометры быстрых нейтронов с дискриминацией у-квантов, полупроводниковые спектрометры нейтронов с радиатором Ы6, пропорциональные водородные счетчики, сэндвиче-вые (слоеные) детекторы резонансных нейтронов и всевозможные детекторы тепловых нейтронов.
В сборник не включено несколько докладов, в частности доклады и советских авторов, которые частично или полностью были опубликованы ранее.
Перевод докладов выполнен С. Ф. Дегтяревым, В. Г. Золотухиным, Е. И. Костиным, М. Я. Кулаковским, А. И. Липуновым, В.И.Мазиным, Ю. Н. Мироновичем, Д. В. Панкратовым, Э. Е. Петровым, Б. И. Синицыным, В. Б. Староверовым, А. П. Суворовым, И. А. Фадеевым, А. Н. Хмылевым, С. В. Юсим.
****
СОДЕРЖАНИЕ
Предисловие редакторов : 3
I. РАСЧЕТЫ СПЛОШНОЙ ЗАЩИТЫ
П. Нике, Г. Перлини, К. Понти. ЗАВШЕ— программа расчета одномерной защиты с использованием экспериментальных сечений выведения (1.1.1) 5
Д. Ретиф. Метод расчета защиты в диффузионном приближении с применением теории выведения. Сравнение различных модификаций (1.1.3) 23
Р. Акройд. К использованию теории диффузии для расчетов в транспортном приближении (1.1.4) : 291
К. Вершуур. Конечно-разностная аппроксимация уравнения переноса (1.1.6). 51
В. Бонселл. Решение одномерного уравнения переноса нейтронов (1.1.7). . 55.
А. Эвери, Ж. Эгертон, М. Коутс, Д. Гейсер. Сравнение спектров, рассчитанных методом дискретных ординат, со спектрами, измеренными по методу «времени пролета» в полиэтилене, графите и натрии (1.1.8). . . 61
Д. Бендал, А. Мак - Кракен. МсВЕК'О — прототип программы, использующей как диффузионный метод с сечением выведения, так и метод Монте-Карло (1.2.1): 72-
И. Катаока, К. Такеучи. Применение метода дискретных ординат с численным интегрированием для расчета защиты (1.2.4) 95
А. П р о ф и о, Г. Антоне, И. Н а л и б о в, Д. Расселл. Сравнение результатов расчета методами Монте-Карло и дискретных ординат с измерениями нейтронных спектров в сплошной защите (1.2.5) 107
Г. X е и, X. 3 и г е р т. Многогрупповая программа метода сферических гармоник и ее применение к задачам защиты в плоской геометрии (1.2.6) . .117
Р. А к р о й д, Е. С а й б о с е м, А. Д ж е к с о н. Использование метода ядра для расчета тепловыделений в замедлителе (1.2.7) '37
Д. Труби. Сравнение трех методов расчета переноса у-излучения в железе (1.3.1) '48
А. Э в е р и, Г. Котиз. Изучение ослабления нейтронов в защите реакторов на быстрых нейтронах (1.3.2) ЮЗ
А. Маут. Применение операторов пропускания и отражения для расчета прохождения у-квантов в веществе (1.3.4)
В. Футерменгер, X. Шуберт, X. Фогт. К расчету факторов накопления у-квантов в многослойных защитах (1.3.5) Ю'
М. Г р и м с т о у и, П. Миллер, А. П е к в у д, М. С и л к, Д. Р е д ф е р н, Д. X этт он. Сравнение измеренных и расчетных спектров нейтронов в экспериментальных защитах на реакторе ЫБО (1.3.7) ^96
А. В. Тиль, В. Л. Б а н ч. Натрий — компонент защиты реакторов на быстрых нейтронах (1.4.1)
С. Бюскаглион, Ж. Куламбуо, Ж. Э д и л и н, Ж. Ре стон, А. Ш м и т, М. Лотт. Ослабление нейтронов в сплошной защите (1.4.3) .... 235
II. ПРОХОЖДЕНИЕ ИЗЛУЧЕНИЙ ЧЕРЕЗ НЕОДНОРОДНОСТИ В ЗАЩИТЕ
П. Миллер, А. П е к в у д, /1 -ч Паркер. Методы расчета прохождения излучения в каналах и пустотх (2.1.1) 243
Д ж. Паратт. Изучение распределения нейтронов в изогнутых пустых каналах в водной защите (2.1.2) 259
У. К а н а л и, Б. Ч и н а г л и а, Д. М о н т и, Р. Н и к с. Прохождение нейтронов через прямые и изогнутые цилиндрические каналы (2.1.3) 274
Ч. Вайчкер. Простая приближенная формула для расчета прострела у-излучения через полые ступенчатые каналы в защите реактора (2.1.6) . . . 301
К. Дэвилерс, П. Ляфор, Ж. Лямор, Ж- Нимал, Сиванганам. Рассмотрение неоднократностей в защите (2.2.2) 315
Е. Клиффорд, Ф. Макинтайлер, Р. Майернер, Е. Штаркер, Ф. Майнет. Изучение прохождения нейтронов через каналы и защитные барьеры: сравнение расчетов с экспериментальными результатами (2.2.5). . 328
Д. Браунтон, Д. Батлер, М. Гримстоун, П. Миллер, А. Пеквуд. Методы расчета гетерогенной защиты прототипа быстрого реактора (2.2.6). 357
III. ПРОЕКТИРОВАНИЕ И СООРУЖЕНИЕ РЕАЛЬНЫХ ЗАЩИТ
Р. Бёдрн. Программа испытания защиты быстрого бридерного реактора «Энрико Ферми» (3.1.5) . 376
Р. Стюарт, Д ж. Тайлер, Ф. Юел. Проблемы защиты коммерческих промышленных электростанций с усовершенствованными газовыми реакторами (3.2.1) 391
Б. Энгхолом Изучение защиты реактора НТСК (3.2.2) 408
Т. Эижииол. Методика оптимизации защиты (3.2.4) 427
У. Бонсал, У. Бриндли, П. Соляри. Проектирование защиты прототипа быстрого реактора (3.2.5) 437
Дж. Дудзяк, М. Баттат. Анализ защиты экспериментального быстрого реактора (3.2.6) 455
Е. Нишибори, Ю. Фукушима, Ю. Фурута, Т. Фузе, Ю. Хигашихара, Ю. Канемори, И. Китаока, Т. Миура, С. Миясака, М. Накаи, Ю. Накано, М. Окубо, М. Шиндо, Ю. Тайода, И. Умеда, Т. Ямада, X. Ямаки. Изучение защиты для первого ядерного корабля Японии (3.2.7) . , 469
