к библиотеке   к оглавлению   FAQ по эфирной физике   ТОЭЭ   ТЭЦ   ТПОИ   ТИ  

РЕАЛЬНАЯ ФИЗИКА

Глоссарий по физике

А   Б   В   Г   Д   Е   Ж   З   И   К   Л   М   Н   О   П   Р   С   Т   У   Ф   Х   Ц   Ч   Ш   Э   Ю   Я  

Ядерный реактор

  1. Устройство ядерного реактора
  2. Взаимодействие нейтронов с материалами ядерного реактора
  3. Размножение нейтронов
  4. Распространение нейтронов в среде
  5. Кинетика и управление ядерным реактором
  6. Литература по ядерным реакторам

Ядерный реактор - содержащая ядерное горючее установка, в к-рой осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первые ядерные реакторы были запущены в Германии в конце 1930-х годов под руководством И. Ноддак, Ханна, Гайзенберга и др. Первый ядерный реактор в США был построен по германской документации, добытой разведкой США в 1942 году под руководством Э. Ферми (Е. Fermi).

По своему назначению ядерные реакторы подразделяются на неск. групп; 1) энергетические реакторы, в к-рых энергия, выделяющаяся при делении ядер горючего, используется для выработки электроэнергии, а также для др. промышленных и бытовых нужд (ядерные реакторы для АЭС, транспортные ядерные реакторы для морского флота и др.); 2) экспериментальные, или опытные, реакторы, служащие для проведения экспериментов в области физики и техники реакторов; 3) исследовательские реакторы, в к-рых возникающее излучение используется для научных и прикладных исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, биофизики, химии и др.; 4) промышленные, или изотопные, реакторы, используемые для наработки (накопления) искусств. изотопов. В многоцелевых ядерных реакторах могут совмещаться различные по назначению функции.

Устройство ядерного реактора

Принципиальная схема ядерного реактора приведена на рис. 1. Осн. часть ядерного реактора - активная зона, где сосредоточено ядерное горючее, протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Активная зона имеет обычно цилиндрич. конфигурацию, объём её в зависимости от назначения и возможностей конструктивного воплощения - от долей литра до многих кубометров. Кол-во горючего, необходимое для поддержания управляемой цепной реакции,- критическая масса - от сотен грамм до неск. тонн. При загрузке ядерного реактор ядерное горючее превышает критич. массу на величину, соответствующую запасу на выгорание. Ядерное горючее размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов ),кол-во к-рых в активной зоне может достигать многих десятков тысяч. В конце срока службы (кампании) - многие месяцы или годых-ТВЭЛы полностью или частично извлекаются и заменяются новыми. Для удобства загрузки ТВЭЛы собираются по неск. дес. или сотен штук в отд. пакеты - тепловыделяющие сборки (ТВС).


5138-3.jpg

Рис. 1. Схема ядерного реактора.

Через активную зону прокачивается теплоноситель, к-рый омывает ТВЭЛы и уносит выделяющееся в них тепло. Наличие теплоносителя в активной зоне, а также большого кол-ва конструкц. материалов в условиях разветвлённой теплопередающей поверхности не препятствует протеканию цепной реакции. Это существенно облегчает техн. проблемы теплосъёма по сравнению, напр., с реакторами синтеза, где внесение посторонних веществ в зону протекания ядерной реакции недопустимо.

Для выработки электроэнергии в АЭС применяются турбогенераторы. В одноконтурных (т. н. кипящих) ядерных реакторах при прокачивании водяного теплоносителя через активную зону образуется слаборадиоактивный пар, к-рый затем поступает на турбину. Для того чтобы ограничить возможность распространения радиоактивности, используется двухконтурная система теплопередачи. В ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому первичному контуру, отдаёт тепло для выработки пара во вторичный нерадиоактивный контур. В реакторах с жидкометаллич. натриевым теплоносителем для большей гарантии безопасности применяется трёхконтурная система теплопередачи. Плотн. тепловыделения в энергетических ядерных реакторах достигает сотен кВт на литр активной зоны.

В состав активной зоны многих ядерных реакторов входит замедляющее вещество с малым атомным весом, которое служит для снижения первонач. энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния. В результате многократных соударений с ядрами замедлителя нейтроны теряют свою энергию, пока не войдут в тепловое равновесие со средой. Энергетич. распределение таких нейтронов (т. н. тепловых) близко к максвелловскому с максимумом при комнатной температуре ок. 0,025 эВ. В активной зоне ядерного реактора размещаются также подвижные стержни или кассеты с интенсивно поглощающим нейтроны веществом (В, Cd, Eu), предназначенные для регулирования цепной реакции деления.

Активная зона окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и соответственно позволяющим уменьшить величину критич. массы. Материал отражателя обычно тот же самый замедлитель. В случае реактора-размножителя в отражателе помещается обеднённый или природный Уран и, как и в активной зоне, происходит накопление 239Рu.

Вокруг отражателя размещается радиац. биол. защита, состоящая из бетона и др. материалов, предназначенная для снижения интенсивности ядерного излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоакт. первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

По спектру нейтронов ядерные реакторы подразделяются на быстрые (без замедлителя), в к-рых деление происходит на быстрых нейтронах (со ср. энергией порядка сотен кэВ); тепловые (с достаточным кол-вом замедлителя), в к-рых деление ядер происходит на тепловых нейтронах; промежуточные (с относительно небольшим кол-вом замедлителя), в к-рых деление осуществляется на частично замедленных нейтронах-промежуточных или резонансных. По виду используемого ядерного горючего ядерные реакторы подразделяются на урановые и плутониевые; по виду замедлителя-на водяные (обычная вода), тяжеловодные, графитовые; по виду теплоносителя - на водяные, натриевые (жидкий натрий), газовые (углекислый газ, гелий).

Абс. большинство существующих ядерных реакторов - тепловые с урановым ядерным горючим, с водяными замедлителем и теплоносителем (водо-водяные ядерные реакторы). В ядерных реакторах с графитовым замедлителем для отвода тепла используется вода или газ (водо-графитовые и газо-графитовые ядерные реакторы). Обычно топливо физически отделено от замедлителя, образуя гетерогенную структуру активной зоны (рис. 2). В отдельных экспериментальных ядерных реакторах может отсутствовать теплоноситель (критич. сборка, или реактор нулевой мощности), отражатель (голый ядерный реактор). В гомогенных ядерных реакторах нет ТВЭЛов, и ядерное горючее используется в смеси с замедлителем или теплоносителем в виде раствора или суспензии. Особую группу составляют исследовательские импульсные реакторы, в которых создаются периодические или одиночные нейтронные вспышки. Часто понятие ядерного реактора распространяется на весь реакторный блок, включающий в себя непосредственно сам реактор, а также все обслуживающие его системы (управления, теплопередачи и др.).

5138-4.jpg

Рис. 2. Схематический разрез гетерогенного реактора.

Взаимодействие нейтронов с материалами ядерного реактора

Основные процессы, протекающие в активной зоне ядерного реактора: деление ядер, радиац. захват, упругое и неупругое рассеяния нейтронов. При делении первичный нейтрон поглощается ядром, в результате образуются обычно два радиоактивных осколка и испускается в ср. v вторичных нейтронов и неск. g-квантов. Значения v для осн. испытывающих в реакторе деление изотопов приведены в табл. 1.

Табл. 1.

5138-5.jpg

Величина v слабо растёт с ростом энергии нейтронов.

Энергетич. спектр нейтронов деления практически одинаков для всех изотопов и почти не зависит от энергии падающих нейтронов. Он простирается от 0 до примерно 10 МэВ и приближённо описывается ф-лой

5138-6.jpg

где Е'-энергия нейтронов (в МэВ). Ср. энергия вылетающих нейтронов-2 МэВ. Угл. распределение практически изотропно.

Небольшое кол-во нейтронов (так называемые запаздывающие нейтроны) испускаются после деления из возбуждённых ядер, образующихся при р-распаде осколков. Их интенсивность спадает экспоненциально со временем. Имеется 6 групп запаздывающих нейтронов со ср. временами запаздывания от десятых долей секунды до одной минуты. Доля всех запаздывающих нейтронов b по отношению к мгновенным нейтронам деления для разных изотопов представлена в табл. 2.

Табл.2.

5138-7.jpg

Вероятность процесса деления, определяемая эфф. поперечным сечением ядра sf, существенно зависит от энергии падающего нейтрона Е. На рис. 3 представлена соответствующая зависимость сечения для 235U. Нерегулярности слева определяются резонансным характером процесса поглощения нейтронов малой энергии. В ср. в этой области энергий сечение деления обратно пропорц. скорости нейтрона (закон 1/u). Зависимости sf (Е)для изотопов 239Рu и 233U имеют аналогичный вид. Ядра 238U и 232Th не делятся тепловыми нейтронами. Эфф. пороги деления для них примерно одинаковы - ок. 1 МэВ (рис. 3). Значения sf в барнах при делении тепловыми и быстрыми нейтронами приведены в табл. 3.

Рис. 3. Зависимость сечений деления ядер 235 U и 238U от энергии нейтронов.

5138-8.jpg5138-9.jpg

Табл. 3.

5138-10.jpg

Образующиеся в процессе деления ядер осколки находятся в широком диапазоне массовых чисел: примерно от 70 до 160 а. е. Они перегружены нейтронами и переходят в стабильное состояние после неск. последовательных (3-распадов. Ок. 29% всех осколков-газообразные Кr и Хе.

Полная энергия, выделяемая при одном акте деления, ~200 МэВ. Она распределяется примерно след. образом: 82% составляет кинетич. энергия осколков, 3% энергии уносят g-лучи деления, 6% - b- и g-кванты распадающихся осколков, 9%-нейтроны деления и g-кванты, образующиеся при их захвате в неделящихся материалах. Выгорание 1 г ядерного горючего даёт 1 МВт сутки энергии.

На всех ядрах, в т. ч. делящихся, а также на накапливающихся осколках происходит реакция радиационного захвата, при к-рой поглощается нейтрон и испускаются g-кванты. Сечения радиац. захвата sс тепловых нейтронов нек-рыми ядрами представлены в табл. 4. Радиац. захват нейтронов в неделящихся материалах активной зоны приводит к образованию b-радиоакт. изотопов. При поглощении нейтронов ядрами 238U после двух последовательных b-распадов образуются ядра 239Рu, т. е. имеет место вос-произ-во ядерного горючего. В результате последовательного радиац. захвата нейтронов ядрами горючего в реакторе накапливаются высокорадиоакт. трансурановые изотопы, в осн. не делящиеся на тепловых нейтронах и слабо делящиеся на быстрых.

Табл.4.

5138-11.jpg

Для тепловых нейтронов характерна значит. разница в сечениях захвата, в т. ч. и для соседних изотопов, связан-ная со случайной близостью к тому или иному резонансу. Энергетич. зависимость sс в принципе имеет тот же характер, что и sf)для делящихся во всём диапазоне энергий ядер с резонансной структурой в области малых энергий. Для быстрых нейтронов различие в sс для разных ядер значительно меньше, чем для тепловых. Резонансная структура энергетич. зависимости здесь практически полностью сглаживается. Для мн. ядер sс при энергии нейтронов 1-2 МэВ-порядка 0,1 барна. Для лёгких ядер, а также нек-рых средних и тяжёлых, т. н. магических, sс на 1-2 порядка ниже. Радиац. захват в материалах активной зоны, отрицательно влияющий на баланс нейтронов, сильнее сказывается в тепловых ядерных реакторов

Процесс упругого рассеяния происходит на всех ядрах и при всех энергиях нейтронов. В результате упругого рассеяния нейтрон изменяет направление движения и теряет часть своей энергии (если она выше тепловой), передавая её ядру отдачи. Сечение упругого рассеяния ss обычно слабо зависит от энергии нейтрона и приближённо равняется геом. поперечному сечению ядра (порядка неск. барн). Угл. распределение нейтронов после рассеяния (в системе центра масс) в большинстве случаев изотропно; лишь на тяжёлых ядрах для быстрых нейтронов имеет место нек-рая анизотропия с преимуществ. рассеянием вперёд. Эффект упругого рассеяния непосредственно не влияет на баланс нейтронов, но косвенно сказывается на протекании цепной реакции, т. к. уменьшение энергии нейтронов в общем случае изменяет соотношение между вероятностью вызвать деление и вероятностью захватиться, кроме того, "запутывание" нейтрона в среде уменьшает вероятность его потери из-за вылета наружу. Ср. потерю энергии нейтроном при одном соударении удобно характеризовать среднелогарифмич. декрементом

5138-12.jpg

где E1 и Е2-энергии нейтрона до и после соударения соответственно. Для ядер с атомным весом А>10 при изотропном рассеянии

5138-13.jpg

Качество замедлителя можно характеризовать ср. кол-вом столкновений Р, к-рое требуется, чтобы нейтрон деления сделался тепловым:

5138-14.jpg

В табл. 5 приведены значения Р для применяемых замедлителей и нек-рых др. веществ.

Табл. 5.

5138-15.jpg

Процесс неупругого рассеяния состоит в том, что нейтрон в общем случае теряет значит. часть своей энергии, к-рая идёт на возбуждение ядра, а затем излучается в виде у-квантов. Часть энергии, как и в случае упругого рассеяния, передаётся ядру отдачи. Энергетич. порог процесса определяется первым уровнем возбуждения ядра, ниже к-рого неупругое рассеяние невозможно. В табл. 6 приводятся значения первого уровня 5138-16.jpg для нек-рых ядер.

Табл. 6.

5138-17.jpg

Сечение неупругого рассеяния sin сначала растёт с ростом энергии падающего нейтрона выше порога, затем выходит на плато, достигая величины порядка геом. поперечного сечения ядра. Наиб. вклад в смягчение нейтронного спектра за счёт неупругого рассеяния дают тяжёлые ядра, включая 238U и 232Th, для к-рых sin велико, а порог реакции низок. Для ядер 235U, 239Pu, 233U sin мало из-за большой конкуренции реакции деления. Полное сечение взаимодействия нейтронов с ядрами равно сумме парциальных сечений: s = sf + sс + ss + sin.

Для описания поведения совокупности нейтронов в среде вводятся след. величины: плотн. нейтронов п (число нейтронов в единице объёма) и поток нейтронов Ф (число нейтронов, пересекающих единичную площадку, перпендикулярную направлению их движения, в единицу времени). Величины n и Ф носят статистич. характер, однако они обычно достаточно велики, чтобы можно было пренебречь относит. флуктуациями и считать их равными ср. значениям. Полное число взаимодействий нейтронов с ядрами в единице объёма среды в единицу времени равно NsФ (N-концентрация ядер).

Ср. длина пробега нейтрона до соударения с ядром l = (Ns)-1. Длина пробега до взаимодействия того или иного рода определяется соответственным парциальным сечением. Длина пробега до рассеяния, в частности, ls= (Ns)-1. Величина l для реакторных сред-порядка неск. см. В общем случае ср. расстояние, проходимое движущимся в данном направлении нейтроном в рассеивающей среде, выражается транспортной длиной l tr=ls/(l~5138-18.jpg), где 5138-19.jpg -ср. косинус угла рассеяния в лаб. системе. Если рассеяние изотропно, то ltr = ls. При преимуществ. рассеянии вперёд ltr>ls. Величина x/ls, наз. замедляющей способностью среды, характеризует ср. потерю энергии нейтроном на единице длины пути (см. Замедление нейтронов).

Многокомпонентная среда может быть гомогенной или гетерогенной. В гомогенной среде сечения отд. компонент аддитивны и общее сечение взаимодействия 5138-20.jpg, где ai- доля ядерной плотности i-той компоненты; сумма берётся по всем компонентам. Условие гомогенности: r<<l, где r-размер участков различающихся по составу компонент. Отсутствие аддитивности в гетерогенной среде связано с возникновением локальных неоднородностей нейтронного потока. Т. к. в общем случае l = l(E), то для одних нейтронов, напр. быстрых, среда может быть гомогенной, а для других, тепловых,- гетерогенной.

Размножение нейтронов

Возможность осуществления цепной реакции деления и её параметры определяются ядерно-физ. свойствами среды и геометрией (размерами, формой) системы. Влияние свойств среды можно изучать независимо, введя представление о бесконечной (бесконечно протяжённой) среде. Осн. параметром в этом случае является 5138-21.jpg-коэф. размножения нейтронов для бесконечной среды, равный отношению кол-ва нейтронов одного поколения к предыдущему. При этом подразумевается, что нейтроны данного поколения исчезают как при поглощении с последующим делением ядра, так и в результате радиац. захвата. Вторичные нейтроны деления относятся к след. поколению. Время жизни нейтронов одного поколения весьма мало (10-3-10-5 с в тепловых ядерных реакторах и до 10-8 с в быстрых), поэтому потерей нейтрона за счёт его собственного b-распада (время жизни ~ 15 мин) можно пренебречь. В гомогенной среде в общем случае

5138-22.jpg

В чистом природном уране, где неупругое рассеяние быстро снижает энергию нейтронов ниже порога деления 238 U, радиац. захват настолько превалирует, что 5138-23.jpg оказывается существенно меньше единицы и цепная реакция невозможна. Для её осуществления нужно либо повысить содержание изотопа 235U (до 10% и более), либо изменить спектр нейтронов с помощью замедлителя. В обоих случаях цепная реакция в осн. будет происходить на 235U. Для смеси урана с замедлителем упрощённый расчёт 5138-24.jpg основывается на том, что прослеживается вся "судьба" нейтрона, начиная от его образования в виде быстрого, далее в процессе замедления вплоть до поглощения, с определением необходимых параметров для каждого этапа в отдельности. В результате получается известная ф-ла четырёх сомножителей:

5138-25.jpg

Величина h определяет ср. кол-во вторичных нейтронов, образующихся в результате поглощения в уране одного теплового нейтрона с последующим делением ядра. Второй множитель e определяет вклад в 5138-26.jpg эффекта размножения быстрых нейтронов в 238U. Величина/есть вероятность избежать резонансного (радиационного) захвата в 238U в процессе замедления нейтрона; q - вероятность поглощения теплового нейтрона в уране, а не в замедлителе или др. материалах.

В общем случае в гомогенной среде существует оптимальное соотношение между концентрациями ядерного топлива и замедлителя, при к-ром 5138-27.jpg наибольший. Дальнейшее увеличение 5138-28.jpg может быть достигнуто за счёт использования гетерогенной структуры активной зоны. Обычно активная зона представляет собой правильную решётку стержневых ТВЭЛов, погружённых в массив замедлителя. Если, напр., в гомогенной смеси природного урана с графитом 5138-29.jpg меньше единицы, то при гетерогенной структуре 5138-30.jpg может доходить до 1,1. На природном уране в смеси с обычной водой, к-рая заметно поглощает тепловые нейтроны, нельзя достигнуть 5138-31.jpg= 1 ни при какой структуре активной зоны. Водяной замедлитель обязательно требует применения обогащённого урана.

Для конечной среды вводится эфф. коэф. размножения нейтронов Kef, к-рый меньше, чем 5138-32.jpg, за счёт утечки нейтронов за пределы активной зоны: Kef = 5138-33.jpgl, где l- вероятность избежать утечки (для нейтронов данного поколения). Величина l зависит от свойств среды и геометрии системы. С увеличением объёма активной зоны относит. величина поверхности, через к-рую происходит утечка, уменьшается и l растёт. При заданном объёме утечка зависит от формы системы; для сферы - системы с мин. относит. поверхностью - l максимальна.

При Kef = 1 осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Это состояние, а также сама система и её параметры наз. критическими.

Распространение нейтронов в среде

Движение нейтронов в реакторной среде имеет много общего с хаотич. движением молекул в газе. Однако макс. концентрация нейтронного газа соответствует вакууму с давлением 10 мм рт. ст. Это означает, что взаимодействие нейтронов между собой на много порядков ниже, чем с ядрами, и им можно пренебречь. Поэтому ур-ния переноса нейтронов являются линейными относительно п и Ф. Пространственное энерге-тич. распределение нейтронов в точной постановке задачи находится из решения газокинетич. интегродифференци-ального ур-ния Больцмана, получаемого при строгом учёте нейтронного баланса в элементарном объёме среды. Это ур-ние можно решать приближёнными численными методами с любой необходимой степенью точности. Во многих имеющих практич. интерес случаях достаточную точность даёт первое приближение метода сферич. гармоник, к-рое близко к диффузионному. Ур-ние диффузии выводится в предположении, что угл. распределение потока нейтронов мало меняется на расстояниях порядка l. При подведении баланса нейтронов учитываются изменение кол-ва нейтронов в данном объёме за счёт обмена с соседними объёмами, размножения и исчезновения нейтронов при ядерных взаимодействиях, а также возможное образование нейтронов от внутр. источников, не зависящее от величины Ф.

Для стационарных состояний, представляющих наиб. практич. интерес, в отсутствие внеш. источников ур-ние диффузии в одномерной геометрии имеет вид

5138-34.jpg

для трёхмерной геометрии-

5138-35.jpg

Величина 5138-36.jpg наз. длиной диффузии и равна среднему расстоянию, которое проходит тепловой нейтрон в данном направлении от момента его образования до поглощения. Необходимые граничные условия устанавливаются для каждого конкретного случая. Для тех областей, где 5138-37.jpg <1, решение одномерной задачи даёт экспоненц. зависимость п (и Ф) от х, для 5138-38.jpg=1-линейную, для 5138-39.jpg > 1 -синусоидальную.

Диффузионное приближение даёт заметную погрешность лишь для участков среды с резко меняющимися свойствами, а также вблизи сосредоточенных источников или поглотителей нейтронов. Само понятие диффузии имеет смысл только для несильно поглощающих сред, когда sc<<ss.

Осн. ядерно-физ. параметры существенно зависят от энергии нейтронов, причём зависимости эти различные. Поэтому часто используется многогрупповой подход, в к-ром составляется система ур-ний диффузии для отдельных, примыкающих друг к другу энергетич. интервалов. Для каждого интервала берутся свои параметры, отвечающие соответствующим ср. значениям. Уход нейтронов в др. интервалы за счёт упругого и неупругого рассеяний учитывается как поглощение, приход - как вклад от независимых источников.

Для расчёта тепловых ядерных реактор многогрупповой подход оказывается громоздким и затруднительным. Можно использовать более простой диффузионно-возрастной метод, в к-ром рассматриваются всего две группы нейтронов: замедляющиеся и тепловые. Распространение замедляющихся нейтронов описывается теорией возраста нейтронов. При этом считается, что энергия нейтронов в процессе упругого замедления изменяется непрерывно (что неприменимо в случае наиб. сильных замедлителей, содержащих водород и дейтерий). Из рассмотрения баланса нейтронов в процессе непрерывного замедления следует:

5138-40.jpg

где S = xФE/ls - плотн. замедления (число нейтронов в единичном объёме, пересекающих уровень энергии Е в единицу времени). Величина

5138-41.jpg

называется возрастом нейтронов, связана с временем замедления от нач. энергии Е0 до Е (хотя сама и не имеет размерности времени). Ср. расстояние, на к-рое уходит нейтрон в данном направлении в процессе замедления (от энергии деления до тепловой), наз. длиной замедления 5138-42.jpg (t0-возраст теплового нейтрона). В табл. 7 приводятся значения длин замедления и диффузии для применяемых замедлителей.

Табл. 7.

5138-43.jpg

Из-за утечки наружу плотность нейтронов спадает по направлению к границам активной зоны ядерного реактора. В результате возникает неоднородность тепловыделения, характеризующаяся коэф. неравномерности, равным отношению макс. плотности тепловыделения к средней (в целом по объёму активной зоны). С целью выравнивания тепловыделения применяют топливо разл. обогащения, повышая его к краям. Там, где важно иметь одинаковую температуру на выходе, прибегают к профилированию потока теплоносителя, уменьшая его к периферии.

Кинетика и управление ядерным реактором

При решении нестационарных задач реакторной физики в большинстве случаев можно исходить из того, что пространственное распределение нейтронов практически не меняется со временем и, следовательно, временную зависимость мощности можно находить для реактора в целом (точечная модель ядерного реактора). Основным параметром, определяющим ход мощности, служит реактивность

5138-44.jpg

При r = 0 состояние стационарно. Каждому значению r отвечает определённая скорость изменения мощности с характерным временем Т (т. н. периодом реактора), устанавливающаяся после некоторого переходного этапа. При r<0 мощность снижается, при r>0-растёт.

Если | r | << b, то период реактора определяется практически только запаздывающими нейтронами и оказывается достаточно большим, чтобы обеспечить удобное и безопасное регулирование цепной реакции. С увеличением положит. реактивности период реактора быстро уменьшается. При r > b период реактора почти полностью определяется временем жизни мгновенных нейтронов Т0 и уже не зависит от временных параметров запаздывающих нейтронов:

5138-45.jpg

Если r заметно превосходит b, то будет иметь место недопустимо быстрый (аварийный) разгон ядерного реактора на мгновенных нейтронах.

В процессе работы ядерного реактора происходят внутренние изменения реактивности - относительно быстрые, связанные с изменением температуры ядерного реактора в переходных режимах, и сравнительно медленные, обусловленные изменением состава активной зоны за счёт выгорания ядерного горючего и накопления осколков. Температурный эффект реактивности определяется разл. влиянием температуры на вероятности элементарных процессов (деление, захват нейтронов) и, как следствие, на величину 5138-46.jpg, а также изменением утечки нейтронов из-за термич. деформации компонент и всей активной зоны в целом. Количественно этот эффект характеризуется мощностным коэф. реактивности, к-рый равен изменению реактивности при изменении мощности на единицу, а также температурным коэф. реактивности, равным отношению изменения реактивности к температуре теплоносителя (при пост. мощности).

Из-за конечных теплопроводности и теплоёмкости изменения температуры в разных частях и элементах активной зоны происходят с разной скоростью. Соответственно коэффициенты реактивности состоят из компонент в общем случае разл. величины, а также знака, с разными периодами установления. Наиб. быстрая компонента обусловлена нагреванием топлива, при к-ром за счёт т. н. допле-ровского уширения резонансов происходит перераспределение парциальных сечений взаимодействия нейтронов с ядрами реакторных материалов. Значения коэффициентов реактивности изменяются с мощностью, а также в процессе выгорания горючего. Порядок величины асимпто-тич. коэффициентов реактивности: мощностного - 10-5 МВт-1 температурного-10-5 К-1.

Влияние температуры и мощности на реактивность означает наличие в ядерном реакторе внутренней обратной связи. В большинстве случаев эта обратная связь отрицательна, что способствует стабильности ядерного реактора в аварийных ситуациях, в т. ч. при выходе системы управления из строя. На величину этой обратной связи можно влиять соответствующими конструктивными мерами. Правила ядерной безопасности устанавливают жёсткие требования к параметрам внутр. устойчивости ядерного реактора.

Связанные с накоплением осколков эффекты влияния на реактивность - отравление и шлакование. Отравление имеет место только в тепловых ядерных реакторах и обусловлено в первую очередь образованием 135Хе (с выходом 6-7% на акт деления), обладающего колоссальным сечением поглощения тепловых нейтронов - 2,7•106 барн. Исчезает 135Хе как за счёт р-распада (с периодом 9,2 ч), так и из-за выгорания-превращения при захвате нейтрона в слабопоглощающий 136Хе. При большой мощности, отвечающей потоку 1013 нейтрон/см2.с и выше, второй эффект становится превалирующим. После остановки ядерного реактора количество 135Хе растёт, т. к. продолжается р-распад его предшественника-135I (с периодом 6,7 ч), а выгорание отсутствует, до тех пор пока не установится равновесие с его собственным b-распадом. Связанное с этим временное снижение реактивности после остановки теплового ядерного реактора носит название йодной ямы. Более слабый эффект - отравление 149Sm, сечение поглощения тепловых нейтронов для к-рого составляет 5,3•104 барн. Потеря реактивности за счёт накопления других, слабо поглощающих нейтроны осколков-шлакование-практически не зависит от уровня мощности и пропорц. достигнутой степени выгорания топлива. В быстрых ядерных реакторах, где нет сильных поглотителей нейтронов, отравление отсутствует, а шлакование относительно мало.

Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ) включает в себя след. подсистемы: оперативного регулирования, управляющую относительно небольшой (десятые доли b) положит. и отрицат. реактивностью, достаточной для обеспечения необходимых переходных режимов; подсистему аварийной защиты, быстро вводящую по сигналу о выходе технол. параметров за допустимые пределы большую (неск. b) отрицат. реактивность и останавливающую цепную реакцию; подсистему компенсации, сравнительно медленно вводящую положит. реактивность для компенсации её снижения как за счёт температурных эффектов, так и из-за выгорания ядерного горючего и накопления осколков. Изменение реактивности в нужную сторону осуществляется движением регулирующих стержней по показаниям следящих за мощностью ионизац. камер и др. технол. датчиков. Управление ядерным реактором может осуществляться в автоматическом и ручном режимах.

СУЗ-система высокого класса, обеспечивающая безопасное управление ядерным реактором в нормальных и регламентных аварийных ситуациях за счёт надлежащей внешней обратной связи.

Литература по ядерным реакторам

  1. Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961;
  2. Крамеров А. Я., Щевелев Я. В., Инженерные расчеты ядерных реакторов, М., 1964;
  3. Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. П., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972;
  4. Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974.

О. Д. Казачковский.

к библиотеке   к оглавлению   FAQ по эфирной физике   ТОЭЭ   ТЭЦ   ТПОИ   ТИ  

Знаете ли Вы, что низкочастотные электромагнитные волны частотой менее 100 КГц коренным образом отличаются от более высоких частот падением скорости электромагнитных волн пропорционально корню квадратному их частоты от 300 тысяч кмилометров в секунду при 100 кГц до примерно 7 тыс км/с при 50 Гц.

НОВОСТИ ФОРУМАФорум Рыцари теории эфира
Рыцари теории эфира
 23.10.2019 - 06:53: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ - Upbringing, Inlightening, Education -> Просвещение от Марины Мелиховой - Карим_Хайдаров.
23.10.2019 - 06:51: СОВЕСТЬ - Conscience -> РУССКИЙ МИР - Карим_Хайдаров.
23.10.2019 - 06:48: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ - Upbringing, Inlightening, Education -> Просвещение от Вячеслава Осиевского - Карим_Хайдаров.
23.10.2019 - 06:45: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА - War, Politics and Science -> Проблема государственного терроризма - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 18:39: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА - War, Politics and Science -> ПРАВОСУДИЯ.НЕТ - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 17:00: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ - Upbringing, Inlightening, Education -> Проблема народного образования - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 16:58: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА - War, Politics and Science -> РАСЧЕЛОВЕЧИВАНИЕ ЧЕЛОВЕКА. КОМУ ЭТО НАДО? - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 13:02: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА - War, Politics and Science -> ФАЛЬСИФИКАЦИЯ ИСТОРИИ - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 13:01: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ - Upbringing, Inlightening, Education -> Декларация Академической Свободы - Карим_Хайдаров.
22.10.2019 - 12:45: ЭКОЛОГИЯ - Ecology -> Биологическая безопасность населения - Карим_Хайдаров.
20.10.2019 - 19:34: ВОСПИТАНИЕ, ПРОСВЕЩЕНИЕ, ОБРАЗОВАНИЕ - Upbringing, Inlightening, Education -> КОМПЬЮТЕРНО-СЕТЕВАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ДЛЯ ВСЕХ - Карим_Хайдаров.
20.10.2019 - 19:29: ВОЙНА, ПОЛИТИКА И НАУКА - War, Politics and Science -> ЗА НАМИ БЛЮДЯТ - Карим_Хайдаров.
Bourabai Research Institution home page

Bourabai Research - Технологии XXI века Bourabai Research Institution