Ядерная энергия
(начальные сведения из физики ядерного реактора)

Основы физики реактора.

В предыдущем разделе мы рассмотрели цепную реакцию деления и возможности по управлению реактором, мы ввели понятие реактивность, которое связано с коэффициентом размножения в делящейся среде. Рассмотрим подробнее что может влиять на реактивность реактора.

Эффекты реактивности.

Если в делящийся среде происходят изменения, температуры, ядерного состава, плотности, то они неизбежно приводят к изменению коэффициента размножения. Например при поднятии температуры среды замедление на горячем замедлителе может ухудшится и изменится вероятность избежать резонансного захвата . В процессе работы реактора количество ядер делящегося изотопа урана уменьшается следовательно, уменьшится вероятность поглощения в 235U, . Поэтому в начале работы мы должны иметь запас по количеству ядер 235U на выгорание. В физике ядерного все эффекты принято подразделять на следующие типы

Температурный эффект - разность реактивности в горячем и холодном состоянии.

В температурный эффект значительный вклад в носит плотностной эффект -изменение при нагреве плотности замедлителя или теплоносителя (в единице объема уменьшается количество ядер замедлителя ).

При нагреве топлива наблюдается так называемый доплеровский эффект - увеличение диапазона энергий нейтрона при которых происходит резонансный захват на ядрах 238U.

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.

При росте мощности увеличивается количество пузырьков пара в кипящем теплоносителе. Если в реакторе вода является одновременно замедлителем и теплоносителем, то замедление нейтронов ухудшается - отрицательный паровой эффект. В реакторе РБМК при увеличении количества пара в воде снижается поглощение нейтронов на ядрах водорода и количество нейтронов увеличивается, а изменение в замедлении незначительно, поскольку основной замедлитель графит - возникает положительный паровой эффект.

В результате деления после цепочек, 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

 

Рассмотрим, изменение реактивности в процессе пуска реактора    

Физические процессы при пуске реактора.

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.

Задачи и способы регулирования реактивности.

Определение: Регулирование реактивности - это подавление или высвобождение реактивности с помощью каких либо внешних по отношению к активной зоне устройств с целью компенсации (достижения равновесия) изменений реактивности, происходящих в активной зоне из-за внутренних ядерно - физических процессов.

Перечислим основные режимы в которых возникает необходимость регулирования реактивности:

  1. подавление реактивности и создание подкритичности в остановленном реакторе;
  2. обеспечение выхода в критическое состояние и подъема мощности до греющего уровня;
  3. высвобождение или подавление реактивности при разогреве до рабочей температуры теплоносителя и при выходе на номинальную мощность;
  4. высвобождение или подавление реактивности при работе на мощности и выгорании топлива и выгорающих поглотителей;
  5. ручное или автоматическое регулирование для поддержания заданной мощности или перехода реактора на другой уровень мощности;
  6. быстрое глушение реактора с целью остановки при аварийной ситуации;
  7. поддержание критичности при перегрузке на работающем реакторе;
  8. высвобождение реактивности при отравлении реактора 135Xe и 149Sm;

Наиболее распространенный способ регулирование это изменение вероятности поглощения нейтрона в 235U (в формуле четырех сомножителей). Для этого в реактор вводят изотопы элементов с большим сечением поглощения нейтронов. Желательно чтобы все изотопы элемента имели большое сечение поглощения.

Для целей регулирования наиболее подходящими являются следующие химические элементы: бор, кадмий, самарий, европий, гадолиний, индий.

У бора высокое сечение поглощения соответствует изотопу 10В, изотоп 11В практически не поглощает нейтроны, поэтому производят обогащение по поглощающему элементу.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители, пример со стержнем мы рассматривали ранее. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования - 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования - 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней.В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается

- кoммуникaция газовых и дренажных труб низа реактора РБМ-К7.сб.174. 3.8.1. Коммуникация верха реактора РБМ-К15.сб.70. - Пароводяная коммуникация РБМ-К15.сб.70-1 /Л.62/. В ее составе трубопровода ПВК ? 76x4 мм для отвода пароводяной смеси (ПВС) от ТК БС. - Коммуникация верхних трубопроводов СУЗ и отражателя РБМ-К15.сб.70-2 /Л.53/. Состоит из трубопроводов ? 28x2 мм подвода охлаждающей воды к каналам СУЗ и КОО, отвода воды из КОО. Регулировка расходов воды в каналах выполняется с помощью запорно-регулирующих вентилей (ЗРВ). - Напорный коллектор ? 426x10 мм каналов СУЗ и КОО РБМ-К15 сб.70-1336 /Л.53/. - Сливные коллекторы ? 219x10 мм КОО РБМ-К15.сб.70-1337 (2 шт.) /Л.53/. Коммуникации сб.70-2, коллекторы сб.70-1336 и сб.70-1337, ЗРВ размещены в пом. 504 бл. "А" (отм. +20,40). Продолжением коммуникации сб.70-2 в шахте реактора являются коммуникации сб.70-4 и сб.70-5. - Коммуникация верхних трубопроводов СУЗ РБМ-К15.сб.70-4 /Л.54/. В ее составе трубопроводы ? 28x2 мм, подающие охлаждающую воду непосредственно в каналы СУЗ. - Коммуникация трубопроводов охлаждения отражателя РБМ-К7.сб.70-5 /Л.55/. Включает трубопроводы ? 28x2 мм подвода и отвода воды из КОО. - Коммуникация трубопроводов ? 14x2 мм системы КЦТК РБМ-К7.сб.70-3 /Л.56/. Служит для отвода проб азотно-гелиевой смеси из трактов каналов к групповым клапанам в пом. 403/2 бл. "А" (отм. +16,80). По исполнению трассировки к ней примыкают импульсные трубопроводы РБМ-К15.сб.70-6 /Л.57/, связанные с дополнительно установленными вне решетки активной зоны каналами СУЗ (8 шт. для ДКЭВ), а также коммуникации отбора проб газа из фистульного канала РБМ-К15.сб.20-1 /Л.58/. - Для защиты от излучений проходки трубопроводов КО СУЗ и системы КЦТК из пом. 504 в шахту реактора выполнены через специальные барабаны РБМ-К7.сб.70-1380 и РБМ-К1.сб.71, межтрубные полости которых заполнены серпентинитовой смесью в виде гали. 3.8.2. Коммуникации низа реактора РБМ-К15.сб.79. - Раздаточные групповые коллекторы (РГК) в количестве 40 шт. ? 325x15 мм РБМ-К5.сб.79-15 и сб.79-16/Л.61,62/. - Нижняя водяная коммуникация (НВК) РБМ-К7.сб.79-1 /Л.63/. Состоит из трубопроводов ? 57x3,5 мм для подвода воды в ТК от РГК. Регулирование расходов воды в ТК выполняется с помощью ЗРК, размещенных в пом. 209/1, 2 бл. "А" (отм. +8.50). - Коммуникация нижних трубопроводов СУЗ РБМ-К15.сб.79-2 /Л.64/. Служит для отвода воды из каналов СУЗ. Отвод воды осуществляется по трубопроводам ? 28x2 мм в сливной коллектор ? 328x12 мм, расположенный в нижней части шахты реактора на отм. +2.88. - Разводка трубок давления ? 14x2 мм под реактором РБМ-К7.сб.79-4 /Л.65/. Коммуникация смонтирована с целью измерения гидравлического сопротивления ТК. Отборные устройства врезаны в калачи шести трубопроводов НВК (№№ 28-23, 28-15, 28-03, 24-27, 16-35, 06-42) *)

В настоящее время в России, как уже было сказано, единственным постоянно действующим коммерческим реактором-размножителем является БН-600 (Третий блок Белоярской АЭС). Компоновка реакторной установки интегральная, бакового типа - активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены в корпусе реактора. Пространство между уровнем теплоносителя и крышкой реактора заполнено аргоном. Схема энергоблока трехконтурная: теплоноситель первого и второго контура - натрий, третьего контура - вода.


Атомные станции с реакторами РБМК 1000