Энергетика атомного реактора Управление цепной реакцией деления

Физика атомного реактора

Техногенные воздействия на окружающую среду при строительстве и эксплуатации атомных электростанций многообразны. Обычно говорят, что имеются физические, химические, радиационные и другие факторы техногенного воздействия эксплуатации АЭС на объекты окружающей среды.
Управление цепной реакцией деления

Необходимым условием для осуществления практической реализации цепной реакции деления, является наличие критической массы делящейся среды. Однако это не единственное условие. Получив критическую массу делящегося вещества, мы можем получить атомную бомбу, вместо атомной станции, если не сможем управлять цепной реакцией деления.

Процесс управления цепной реакцией сводится, в конечном счете, к изменению коэффициента размножения Кэф.

Коэффициент размножения нейтронов Кэфф равен разности количества нейтронов образующихся в одном акте деления и количества нейтронов, потерянных или за счет поглощения, не приводящего к делению, или за счет ухода за пределы массы делящегося вещества. Параметр Кэфф соответствует количеству актов деления, которое вызывает распад одного ядра. Этот коэффициент определяет возможность осуществления цепной реакции деления и скорость выделения энергии в ходе этой реакции. Кэфф зависит как от свойств делящихся ядер, таких как количество вторичных нейтронов, сечения реакций деления и захвата, так и от внешних факторов, определяющих потери нейтронов вызванные их уходом за пределы массы делящегося вещества. Вероятность ухода нейтронов определяется геометрической формой образца и увеличивается с увеличением площади его поверхности. Вероятность захвата нейтрона пропорциональна концентрации ядер делящегося вещества и длине пути, который нейтрон проходит в образце.

Рассмотрим некий абстрактный реактор. Время жизни нейтронов t (время от образования в результате деления до поглощения) составляет от 10-3 с до 10-5 с. Пусть для увеличения мощности реактора мы увеличили Кэф на 0.1 %. В какой то момент времени Кэф станет равным 1.001. Тогда количество нейтронов будет увеличиваться на 0.01% в каждом новом поколении. За 1 секунду сменится 1000 поколений нейтронов, и их количество увеличится, в (1.001)1000 = 2.47 раз. Количество нейтронов прямо пропорционально мощности. Следовательно, за секунду мощность реактора увеличится в два с половиной раза, а еще через несколько секунд реактор расплавится. Ясно, что управлять таким реактором очень сложно, практически невозможно.

Возможность создания управляемого реактора (а не только бомбы) связана с тем фактом, что не все нейтроны образуются сразу, в результате деления. Часть нейтронов (около 0.7%) образуется в результате распадов ядер осколков. Например, в результате деления один из образовавшихся осколков оказался бором, который через 16 секунд путем β -- распада превращается в неустойчивый криптон, который в свою очередь испускает нейтрон:

Нейтроны, образовавшиеся в результате деления называются мгновенными нейтронами. Нейтроны образовавшиеся в результате цепочки распадов осколков называются запаздывающими нейтронами. Ядра, испускающие нейтроны, называются ядра предшественники. Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет для 235U около 12 сек (зависит от периода полураспада ядер предшественников). Именно наличие запаздывающих нейтронов позволило осуществить контролируемую цепную реакцию деления в реакторе и эффективно управлять ею в ходе работы реактора.

Рассмотрим процесс увеличения мощности реактора.

Поглощающий элемент (Absorber element) - элемент ядерного реактора, содержащий материалы -поглотители нейтронов и предназначенный для управления реактивностью реактора. Правила ядерной безопасности жестко ограничивают величину единовременно вносимой реактивности.

Эффекты реактивности

Если в делящейся среде происходят изменения температуры, ядерного состава, плотности, то они неизбежно приводят к изменению коэффициента размножения.

Мощностной эффект - изменение реактивности при изменении мощности ректора. При изменении мощности происходит изменение теплового потока от топлива к теплоносителю и изменяется температура топлива. При этом так же наблюдается доплеровский эффект. Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности делений ядер в активной зоне. Реактор работает в стационарном режиме, если в активной зоне ежесекундно делится одно и тоже число ядер. Если плотность делений ядер изменяется во времени, то реактор работает в нестационарном режиме.

«Иодная яма»

В результате деления ядер урана, после цепочек распада радионуклидов, образуется целый спектр различных ядер некоторые из них, особенно изотоп ксенона 135Xe и изотоп самария 149Sm сильно поглощают нейтроны. Уменьшение коэффициента размножения при накоплении в реакторе изотопов поглощающих нейтроны называется эффектом отравления реактора.

КПД –коэффициент полезного действия

КР - капитальный ремонт

КФБ - критическая функция безопасности

МАГАТЭ - Международное Агентство по атомной энергии

МКУ – минимально контролируемый уровень мощности

МП – машина перегрузки

МПА - максимальная проектная авария

МРЗ – максимальное расчетное землетрясение

НД - нормативная документация

НК – направляющий канал (СУЗ)

ННУЭ - нарушение нормальных условий эксплуатации

НТД - нормативно-техническая и конструкторская документация

НРБ – нормы радиационной безопасности

НУЭ - нормальные условия эксплуатации

ОЗР – оперативный запас реактивности

ОР – орган регулирования (СУЗ)

ОПБ - Общие положения обеспечения безопасности АС

ОТВС – отработавшие ТВС

ОЯБ - отдел ядерной безопасности

ОЯТ – отработавшее ядерное топливо

ПА – проектная авария

ПГ – парогенератор

ПЗ – предварительная защита

ПДД - предельно допустимая доза

ПК - предохранительный клапан

ПНАЭ - правила и нормы в ядерной энергетике

ППР - планово-предупредительный ремонт

ПС –поглощающий стержень

ПСП - программа ступенчатого пуска

ПЭЛ – поглощающий элемент

РАО (РО) - радиоактивные отходы

РБ - радиационная безопасность

РО – реакторное отделение

РОМ – регулятор ограничения мощности

РР - ручной регулятор

РУ - реакторная установка

РЩУ - резервный щит управления

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны

СБ - система безопасности

СВО – система специальной водоочистки

СВП – стержень выгорающего поглотителя

СВРК – система внутриреакторного контроля

СГО – система специальной газоочистки

СЗЗ - санитарно-защитная зона

СОАД - симптомно-ориентированные аварийные действия

СН – электроснабжение для обеспечения собственных нужд

СЦР – самоподдерживающаяся цепная реакция

СУЗ - система управления и защиты реактора

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТВЭГ – тепловыделяющий элемент с гадолинием

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент

ТГ - турбогенератор

ТЗБ – технологические защиты и блокировки

ТК – транспортный контейнер

ТКР –температурный коэффициент реактивности

Мировые энергетические потребности в ближайшие десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы. Достижения в области физики атомного ядра открыли человечеству возможность использования энергии, освобождающейся в некоторых ядерных реакциях. Одна из таких реакций - цепная реакция деления ядер урана - сегодня широко используется в реакторах на атомных электростанциях.
Типы атомных реакторов