М.: Атомиздат. – 1960 – 392 с.
Монография содержит достаточно полное изложение физических основ и расчета ядерных реакторов. Используемый математический аппарат вполне доступен для читателя, имеющего высшее техническое образование. Во Франции книга издана в 1957 г. С момента ее написания проведено большое число исследований по ядерной физике, уточнены значения сечений и констант, в ряде случаев достигнуты согласованные мировые значения этих величин. Читатель должен иметь это обстоятельство в виду, поскольку авторы рекомендуют различные справочные данные в соответствии с материалами Первой международной конференции по мирному использованию атомной энергии (1956). Книга окажется полезной для научных работников, инженерно-технического персонала и студентов высших учебных заведений, имеющих отношение к атомной технике.
Содержание.
Атомная и ядерная физика.
Атомная физика.
Ядерная физика;
Ядерные процессы.
Ядерные реакции.
Радиоактивность. Законы радиоактивного распада.
Взаимодействие заряженных «частиц» и фотонов с веществом.
Деление ядер.
Цепные реакции в ядерных реакторах.
Физика нейтронов.
Источники нейтронов.
Регистрация нейтронов.
Взаимодействие нейтронов с веществом.
Температура нейтронов.
Поток нейтронов.
Замедление быстрых нейтронов.
Статическая теория реакторов.
Транспортная длина (или длина переноса).
Теория диффузии (Движение нейтронов в рассеивающей среде; Процесс диффузии; Уравнение диффузии).
Решение уравнения диффузии (Краевые условия; Точечный источник в однородной среде; Источник в виде бесконечной плоскости; Длина диффузии; Альбедо; Важнейшие характеристики основных замедлителей).
Пространственное и энергетическое распределение нейтронов и ход замедления (Плотность замедления; Определение возраста нейтронов; Решение уравнения возраста; Длина замедления; Время замедления и время диффузии).
Вероятность избежания резонансного захвата (Замедление с поглощением; Гомогенные реакторы и резонансный захват; Гетерогенные реакторы).
Критические условия для реактора конечных размеров (Одногрупповая теория; Применение уравнения возраста нейтронов; Критическое уравнение; Критические размеры реакторов различной формы; Оптимальная геометрическая форма; Длина миграции).
Баланс нейтронов (Вероятность утечки нейтронов из системы; Цикл производства нейтронов; Коэффициент использования тепловых нейтронов; Среднее время жизни нейтронов в реакторах конечных размеров).
Реакторы, окруженные отражателем (Теория, основанная на методе групп; Одногрупповая теория; Приложение к реактору в форме бесконечного плоского слоя; Эффективность отражателя; Двухгрупповая теория).
Экспериментальные измерения в реакторной технике (Измерение потока нейтронов в реакторе; Измерение эффективных сечений; Измерение длины диффузии; Измерение транспортной длины свободного пробега; Экспериментальное определение критических размеров).
Теория переходных процессов в реакторе.
Реактор на природном уране при постоянной температуре (Коэффициент размножения; Среднее время жизни нейтрона в реакторе; Элементарное кинетическое уравнение; Запаздывающие нейтроны; Надкритическое состояние при наличии запаздывающих нейтронов; Возмущение единичным скачком; Надкритическое состояние; Кинетика реактора с учетом одной группы запаздывающих нейтронов; Динамика реакторов с первичным источником нейтронов; Реакторы с циркуляцией топлива; Переходный режим и частотные характеристики; Линейное изменение реактивности).
Отравление продуктами деления (Изменение реактивности; Переходное отравление ксеноном; Отравление самарием).
Влияние температуры на реактивность; (Ядерный температурный коэффициент; Коэффициент плотности; Барометрический коэффициент).
Расчет реакторов.
Краткая классификация ядерных реакторов.
Общие замечания о расчете реакторов (Характеристика материалов, применяемых в реакторах; Телеуправление и защита; Сложность проблемы; Загрузка ядерного горючего и размеры активной зоны реактора; Расчет мощности реакторов; Мощность, выделяемая в реакторе в процессе распада продуктов деления; Решение критического уравнения с помощью номограммы).
Гомогенные реакторы (Расчет критических размеров и соотношения составных частей активной зоны; Изменение критического размера в зависимости от состава активной зоны; Расчет критической массы для системы с замедлителем в виде обычной воды; Вычисление времени жизни нейтронов; Расчет коэффициента деления на быстрых нейтронах; Расчет избежания вероятности резонансного захвата; Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов; Расчет коэффициента размножения; Расчет значения коэффициента размножения для гомогенного раствора сульфата уранила в D2O6; Расчет реактора с сильнообогащенным горючим; Предварительный проект гомогенного реактора; Расчет внутреннего коэффициента безопасности кипящего гомогенного реактора; Предварительный проект гомогенного реактора на обогащенном уране с охлаждением газом).
Расчет гетерогенных реакторов на природном уране (Общий порядок расчетов; Расчет среднего числа нейтронов, испускаемых делящимся веществом при захвате одного теплового нейтрона; Расчет вероятности избежания резонансного захвата; Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов; Расчет коэффициента деления на быстрых нейтронах; Расчет оптимальной решетки).
Предварительные проекты уран-графитовых решеток (на природном уране) (Характерные длины для решетки; Нейтроны, образующиеся при делении; Коэффициент деления на быстрых нейтронах; Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов; Расчет для урана, помещенного в оболочку, окруженную воздушной прослойкой; Расчет вероятности избежания резонансного захвата; Расчет реактивности бесконечной системы; Расчет длины диффузии; Вычисление геометрического параметра и критического радиуса; Расчет отражателя; Расчет активных стержней и критической массы урана; Вычисление коэффициента деления на быстрых нейтронах для полых стержней из природного урана).
Гетерогенный реактор на природном уране, охлаждаемый жидким металлом (Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов; Поправка на поглощение в охладителе и в каналах; Поглощение в охлаждающей жидкости; Поглощение стенками канала; Поглощение образующимися при делении отравляющими веществами; Распределенное поглощение; Температурные эффекты; Расчет размеров реактора; Требующееся количество активных каналов).
Расчет реактора Атомной электростанции Академии Наук СССР (Предварительный проект ядерного гетерогенного реактора с графитовым замедлителем и охлаждением обычной водой; Двухгрупповой метод расчета эквивалентных добавок к размерам активной зоны за счет отражателей; Учет поглощения нейтронов промежуточных энергий при расчете изотопного состава; Запас реактивности и расчет регулирующих стержней).
