Fundamentals of Nuclear Reactor Physics

«مبانی فیزیک رآکتور هسته‌ای» نوشتهٔ المر ئی. لوییس، یکی از منابع جامع و معتبر در حوزهٔ مهندسی هسته‌ای است که با رویکردی کاربردی و آموزشی، مفاهیم پیچیدهٔ فیزیک رآکتور را برای دانشجویان و مهندسان علاقه‌مند به این حوزه، قابل درک و دسترس می‌سازد. این کتاب با تمرکز بر نحوهٔ کارکرد رآکتورهای شکافت هسته‌ای و طراحی آن‌ها، پلی است میان دانش پایهٔ فیزیک و کاربردهای عملی در تولید انرژی.

دربارهٔ کتاب مبانی فیزیک رآکتور هسته‌ای

کتاب «مبانی فیزیک رآکتور هسته‌ای» (Fundamentals of Nuclear Reactor Physics) نوشتهٔ المر ئی. لوییس، در سال ۲۰۰۸ توسط انتشارات آکادمیک پرس منتشر شده است. این کتاب به گونه‌ای طراحی شده که یک دورهٔ آموزشی یک‌ترمزه را برای آشنایی با اصول عملکرد رآکتورهای شکافت هسته‌ای، رویکردهای مختلف در طراحی آن‌ها و مسائل مربوط به ایمنی و بهره‌برداری کارآمد پوشش دهد. نویسنده با هدف قرار دادن مخاطبی از رشته‌های مختلف مهندسی، از مفروضات و ساده‌سازی‌هایی بهره برده تا مفاهیم عمیق فیزیک هسته‌ای را به زبانی گویا و با تأکید بر جنبه‌های کاربردی آن تشریح کند. این رویکرد مهندسی، به ویژه بر اهمیت واکنش‌های نوترونی و رفتار نوترون‌ها در قلب رآکتور متمرکز است و با ارائهٔ مثال‌های حل‌شده و مسائل پایان فصل، درک مطالب را برای دانشجویان و مهندسان آیندهٔ صنعت هسته‌ای تسهیل می‌نماید. از ویژگی‌های برجستهٔ این کتاب، مرور کلی و روشنی بر فیزیک اتمی از منظر عملکرد و طراحی رآکتور و نیز بحث عمیق در مورد واکنش‌های نوترونی، از جمله سینتیک نوترون‌ها و طیف انرژی آن‌ها است.

دربارهٔ نویسنده

المر ئی. لوییس (Elmer E. Lewis)، استاد بازنشستهٔ مهندسی مکانیک در دانشکدهٔ مهندسی مک‌کورمیک دانشگاه نورث‌وسترن است. او مدرک کارشناسی خود را در فیزیک مهندسی (۱۹۶۰) و مدارک کارشناسی ارشد (۱۹۶۲) و دکتری (۱۹۶۴) خود را در مهندسی هسته‌ای از دانشگاه ایلینوی در اربانا-شمپین دریافت کرده است. دکتر لوییس پیش از پیوستن به دانشگاه نورث‌وسترن در سال ۱۹۶۸، به عنوان استادیار مهندسی هسته‌ای در مؤسسهٔ فناوری ماساچوست (MIT) فعالیت داشته است. او همچنین به عنوان مشاور در آزمایشگاه‌های ملی آرگون، لوس آلاموس و اوک ریج خدمت کرده و تحقیقاتش بر فیزیک، ایمنی و قابلیت اطمینان سیستم‌های هسته‌ای متمرکز بوده است. دکتر لوییس که عضو انجمن هسته‌ای آمریکا است، جوایز متعددی از جمله جایزهٔ ریاضیات و محاسبات، فیزیک رآکتور یوجین پی. ویگنر و آرتور هالی کامپتون را دریافت کرده است. او بیش از بیست دانشجوی دکتری را راهنمایی کرده و آثارش بیش از هشت هزار بار در ادبیات علمی و مهندسی به آن استناد شده است.

چرا باید مبانی فیزیک رآکتور هسته‌ای را بخوانید؟

• مرجعی جامع برای دروس مهندسی هسته‌ای: این کتاب به عنوان یک منبع درسی استاندارد و معتبر در دانشگاه‌های معتبر جهان تدریس می‌شود و مباحث کلیدی از واکنش‌های هسته‌ای تا رفتار طولانی‌مدت قلب رآکتور را پوشش می‌دهد.
• رویکردی کاربردی و مهندسی: برخلاف متون صرفاً نظری، این کتاب با تأکید بر کاربردهای عملی فیزیک هسته‌ای در تولید انرژی، مفاهیم را برای دانشجویان رشته‌های مختلف مهندسی ملموس‌تر می‌سازد.
• آموزش گام‌به‌گام با مثال‌های متعدد: وجود مثال‌های حل‌شده و بیش از صد مسئله در پایان هر فصل، به درک عمیق‌تر مطالب و توانایی حل مسائل عملی کمک شایانی می‌کند.
• ساختاری منظم و به‌روز: این کتاب با سازمان‌دهی مجدد مطالب نسبت به متون کلاسیک، مباحثی مانند سینتیک رآکتور را زودتر از مفاهیم پراکندگی فضایی نوترون‌ها مطرح کرده و به ویژگی‌های رآکتورهای مدرن نیروگاهی توجه ویژه‌ای دارد.
• منبعی معتبر برای مهندسان شاغل در صنعت: این کتاب نه تنها برای دانشجویان، بلکه برای مهندسانی که در صنایع مرتبط با انرژی هسته‌ای فعالیت می‌کنند و نیاز به درک به‌روزی از فیزیک رآکتور دارند، منبعی ارزشمند و قابل اتکا محسوب می‌شود.

این کتاب برای چه کسانی مناسب است؟

این کتاب به طور مشخص برای دانشجویان کارشناسی مهندسی هسته‌ای در نظر گرفته شده است، اما به دلیل رویکرد کاربردی و ساده‌سازی‌های هوشمندانه، برای دانشجویان رشته‌های مهندسی مکانیک، برق و سایر رشته‌های مهندسی که پیش‌زمینه‌ای در انرژی هسته‌ای ندارند نیز کاملاً قابل استفاده است. علاوه بر این، مهندسان شاغل در صنایع مرتبط با انرژی، که وظایف حرفه‌ای آن‌ها نیازمند آشنایی با مبانی فیزیک رآکتورهای هسته‌ای است، مخاطبان اصلی این کتاب را تشکیل می‌دهند. این کتاب با فرض این که خواننده پیش‌نیاز خاصی در زمینهٔ فیزیک رآکتور ندارد، اما با مفاهیم پایهٔ ریاضیات و فیزیک آشناست، نوشته شده است و می‌تواند نقطه‌ی شروعی عالی برای ورود به این حوزه باشد.

سوالات متداول

آیا این کتاب برای افرادی که پیشینهٔ مهندسی هسته‌ای ندارند نیز مناسب است؟

بله، این کتاب به گونه‌ای طراحی شده که برای دانشجویان رشته‌های مختلف مهندسی و حتی مهندسانی که در حوزه‌های دیگر فعالیت می‌کنند، قابل استفاده باشد. نویسنده با هدف قرار دادن مخاطبانی بدون پیش‌زمینهٔ خاص، مفاهیم را از پایه و با زبانی کاربردی توضیح داده است.

آیا این کتاب به مباحث روز و رآکتورهای مدرن نیز می‌پردازد؟

بله، یکی از اهداف اصلی نویسنده، به‌روزرسانی مطالب و تمرکز بر ویژگی‌های رآکتورهای نیروگاهی مدرن است. این کتاب به ساختار رآکتورهای مختلف از جمله رآکتورهای آب سبک، آب سنگین و خنک‌شونده با گاز پرداخته و مباحثی مانند بازخورد واکنش‌پذیری و رفتار طولانی‌مدت قلب رآکتور را پوشش می‌دهد.

آیا برای درک این کتاب نیاز به دانش ریاضیات پیشرفته‌ای دارم؟

این کتاب سعی کرده با ارائهٔ نتایج به صورت گرافیکی و تحلیلی، درک فیزیک را تسهیل کند و از تمرکز صرف بر تکنیک‌های ریاضی پیچیده پرهیز نماید. با این حال، آشنایی با مبانی ریاضیات مهندسی برای دنبال کردن دقیق مطالب و حل مسائل انتهای فصل مفید خواهد بود. در برخی مسائل خاص، استفاده از نرم‌افزارهای محاسباتی نیز پیشنهاد شده است.

cover.jpg......Page 1 Dedication......Page 2 Preface......Page 3 Introduction......Page 6 Nuclear Reaction Fundamentals......Page 7 Reaction Equations......Page 8 Energetics......Page 10 The Curve of Binding Energy......Page 12 Fusion Reactions......Page 13 Fission Reactions......Page 14 Energy Release and Dissipation......Page 15 Neutron Multiplication......Page 17 Fission Products......Page 18 Fissile and Fertile Materials......Page 21 Radioactive Decay......Page 23 Saturation Activity......Page 25 Decay Chains......Page 26 Bibliography......Page 28 Problems......Page 29 Neutron Cross Sections......Page 33 Microscopic and Macroscopic Cross Sections......Page 34 Uncollided Flux......Page 36 Nuclide Densities......Page 37 Enriched Uranium......Page 39 Reaction Types......Page 40 Neutron Energy Range......Page 42 Cross Section Energy Dependence......Page 44 Compound Nucleus Formation......Page 45 Resonance Cross Sections......Page 46 Threshold Cross Sections......Page 50 Fissionable Materials......Page 51 Neutron Scattering......Page 52 Elastic Scattering......Page 53 Slowing Down Decrement......Page 54 Inelastic Scattering......Page 56 Problems......Page 57 Introduction......Page 61 Nuclear Fuel Properties......Page 62 Neutron Moderators......Page 65 Neutron Energy Spectra......Page 67 Fast Neutrons......Page 69 The Slowing Down Density......Page 70 Energy Self-Shielding......Page 72 Thermal Neutrons......Page 74 Fast and Thermal Reactor Spectra......Page 76 Energy-Averaged Reaction Rates......Page 77 Fast Cross Section Averages......Page 79 Resonance Cross Section Averages......Page 82 Thermal Cross Section Averages......Page 83 Infinite Medium Multiplication......Page 85 Problems......Page 86 Core Composition......Page 89 Light Water Reactors......Page 92 Heavy Water Reactors......Page 95 Graphite-Moderated Reactors......Page 96 RBMK Reactors......Page 97 Fast Reactor Lattices......Page 98 Thermal Reactor Lattices......Page 102 The Four Factor Formula......Page 103 Fast Fission Factor......Page 105 Resonance Escape Probability......Page 106 Thermal Utilization and eta_Tau......Page 110 k_infinity Reconsidered......Page 111 Pressurized Water Reactor Example......Page 112 Bibliography......Page 114 Introduction......Page 118 Infinite Medium Nonmultiplying Systems......Page 119 Infinite Medium Multiplying Systems......Page 120 Finite Multiplying Systems......Page 122 Multiplying Systems Behavior......Page 123 Delayed Neutron Kinetics......Page 126 Kinetics Equations......Page 127 Step Reactivity Changes......Page 129 Reactor Period......Page 130 Prompt Jump Approximation......Page 134 Rod Drop......Page 135 Prologue to Reactor Dynamics......Page 136 Problems......Page 138 Introduction......Page 142 Spatial Neutron Balance......Page 143 Diffusion Approximation......Page 145 Source Free Example......Page 146 Uniform Source Example......Page 147 Boundary Conditions......Page 148 Vacuum Boundaries......Page 149 Surface Sources and Albedos......Page 150 Interface Conditions......Page 151 Nonmultiplying Systems-Spherical Geometry......Page 152 Point Source Example......Page 153 Two Region Example......Page 154 Diffusion Approximation Validity......Page 156 Diffusion Length......Page 157 Uncollided Flux Revisited......Page 158 Subcritical Assemblies......Page 160 The Critical Reactor......Page 163 Bibliography......Page 165 Problems......Page 166 The Time-Independent Diffusion Equation......Page 169 Uniform Reactors......Page 171 Finite Cylindrical Core......Page 172 Reactor Power......Page 174 Two Group Approximation......Page 176 Migration Length......Page 180 Leakage and Design......Page 181 Reflected Reactors......Page 182 Axial Reflector Example......Page 183 Reflector Savings and Flux Flattening......Page 186 Reactivity Worth......Page 188 Partially Inserted Control Rod......Page 190 Control Rod Bank Insertion......Page 192 Problems......Page 197 Core Power Distribution......Page 201 Finite Cylindrical Core......Page 202 Uniform Cylindrical Core Example......Page 205 Heat Source Characterization......Page 206 Steady State Temperatures......Page 207 Pressurized Water Reactor Example......Page 211 Thermal Transients......Page 213 Fuel Temperature Transient Examples......Page 214 Coolant Temperature Transients......Page 215 Problems......Page 217 Reactivity Coefficients......Page 222 Fuel Temperature Coefficient......Page 224 Moderator Temperature Coefficient......Page 226 Composite Coefficients......Page 228 Isothermal Temperature Coefficient......Page 229 Power Coefficient......Page 230 Excess Reactivity and Shutdown Margin......Page 231 Reactor Transients......Page 233 Reactor Dynamics Model......Page 234 Transient Analysis......Page 235 Problems......Page 239 Reactivity Control......Page 243 Fission Product Buildup and Decay......Page 245 Xenon Poisoning......Page 247 Samarium Poisoning......Page 250 Fissionable Nuclide Concentrations......Page 252 Burnable Poisons......Page 255 Fission Product and Actinide Inventories......Page 257 Problems......Page 259 Index......Page 263