Энергетика атомного реактора Управление цепной реакцией деления

Физика атомного реактора

Радиоактивность - это способность некоторых химических элементов (урана, тория, радия, калифорния и др.) самопроизвольно распадаться и испускать невидимые излучения. Такие элементы называют радиоактивными.
Управление реактором

В современных энергетических реакторах управление цепной реакцией осуществляется путем введением в активную зону веществ поглощающих нейтроны. Помещая в активную зону стержень, содержащий поглощающий элемент, например бор, мы уменьшаем коэффициент размножения (вводим отрицательную реактивность), за счет того, что часть нейтронов поглощаясь на ядрах бора, выбывает из цепной реакции. Если вернутся к формуле четырех сомножителей, мы уменьшаем величину θ5 - вероятность нейтронов поглотится в 235U. Вытаскивая стержень, мы увеличиваем θ5, следовательно, увеличиваем коэффициент размножения.

Последовательность действий при управлении мощностью работающего реактора такова:

1. Вывести поглощающий стержень (вносится положительная реактивность). Коэффициент
размножения становится больше 1, количество нейтронов и реакций деления растет,
увеличивается мощность.

Выдержать время необходимое для увеличения мощности до требуемого значения.

Вернуть поглощающий стержень в исходное состояние (вносится отрицательная реактивность).

Коэффициент размножения становится равным 1. Количество нейтронов во всех поколениях одинаково, мощность стабилизируется на новом уровне.

Поглощающий стержень, в данном случае, является органом регулирования реактивности.

Кроме регулирующего стержня на реактивность оказывают влияние другие факторы, например изменение плотности теплоносителя, изменение температуры и т.д. Знание и учет этих явлений являются важными аспектом безопасности при проектировании и эксплуатации атомных реакторов.

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии Кэф<1. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей. Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1 - 2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 - 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Эффективность работы конкретного реактора в режиме стандартной эксплуатации описывается так называемыми функциональными параметрами: коэффициентом использования мощности, коэффициентов готовности и т.п. При этом важнейшими характеристиками являются кампания топлива и кампания реактора. Экономичность реактора определяется величиной коэффициента использования установленной мощности,

Основные моменты физики реакторов

Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа -урана-235 (обогащенный уран).

Цикл начинается с того что произвольно выделяются S1 нейтронов (их называют нейтронами первого поколения или нейтронами источника), образовавшихся при делении ядер 235U тепловыми нейтронами, и затем проводится слежение за их судьбой.

Часть нейтронов деления имеет энергию Е³1 МэВ и, следовательно, они могут вызвать деление ядер 238U выше его порога деления. В результате число быстрых нейтронов увеличится в m раз. Множитель m, который учитывает, во сколько раз увеличивается число нейтронов деления 235U из-за дополнительного деления ядер 238U быстрыми нейтронами, называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.

Итак, в среде начнут замедляться S1 m нейтронов. В процессе замедления часть из них поглотится, причем в основном ядрами 238U, и до тепловых энергий замедлится только S1*m*j нейтронов, где j - вероятность избежать резонансного поглощения ядрами 238U в процессе замедления, равная отношению числа быстрых нейтронов, избежавших захвата в резонансной области энергии и достигших тепловой энергии, к общему числу быстрых нейтронов. При этом для цепной реакции желательно, чтобы значение j было как можно выше. Но у этого параметра есть и другая сторона, поскольку захват нейтронов в 238U приводит к возникновению с вероятностью (1- j) ядра 239U* , которое через 2суток превращается в ядро другого топливного элемента- 239Pu, которое по своим свойствам является топливом даже более высокого качества, чем исходный 235U. Поэтому эти два процесса являются прямыми конкурентами и при выборе нейтронного цикла придется решить которому из них циклу цепной реакции или воспроизводства плутония отдать предпочтение и , следовательно, какую композицию конструировать. Особо отмечается, что цикл цепной реакции занимает время примерно 10 -4 с, тогда как превращение 239U* в 239Pu занимает около 2суток, т.е. эти процессы имеют временные характеристики различающиеся на 9 порядков, тем не менее, оба процесса важны, хотя и разорваны во времени.

Замедлившиеся и ставшие тепловыми нейтроны поглощаются как топливом, так и другими материалами активной зоны (замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами). Для модели цепной реакции существенно число тепловых нейтронов, поглощенных топливом из общего количества S1 mj. Поэтому рассмотрим коэффициент Q, который представляет собой отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в топливе, к полному числу поглощенных тепловых нейтронов. Другими словами, Q есть вероятность для теплового нейтрона поглотиться в топливе, и она называется коэффициентом использования тепловых нейтронов. Для данного случая не очень важно что понимается под словом «топливо»- только 235U или вся композиция 235U+ 238U, главное, чтобы выбранное понятие использовалось и для определения всех других коэффициентов.

Неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения нейтронов осуществляется в атомной бомбе. Для того чтобы происходило почти мгновенное выделение энергии (взрыв), реакция должна идти на быстрых нейтронах (без применения замедлителей). Взрывчатым веществом служит чистый уран или плутоний.
Типы атомных реакторов