- •А.И. Охрименко
- •Г.Димитровград
- •Предисловие.
- •1. Введение
- •1.1. Типы ядерных реакторов и основные процессы в них
- •1.2. Основные ядерные реакции. Поглотитель. Отражатель. Активная зона реактора.
- •1.3 Источники нейтронов, детекторы нейтронов.
- •1.4. Микроскопическое сечение ядерных реакций.
- •1.5. Простейшее уравнение баланса нейтронов. Коэффициент размножения бесконечной среды. Концентрация ядер, макроскопическое сечение. Скорость реакции, поток нейтронов.
- •1.6. Эффективный коэффициент размножения, вероятность избежать утечки, реактивность реактора.
- •1.7. Замедление нейтронов, спектр нейтронов, классификация реакторов по спектру.
- •1.8. Мощность реактора.
- •2. Структура активной зоны реакторов на тепловых нейтронах и ее характеристики.
- •2.1 Схема реактора
- •2.2. Пример реакторной установки с корпусным водо-водяным реактором для выработки электроэнергии.
- •2.3. Особенности промышленных энергетических ядерных реакторов.
- •2.4. Формула четырех сомножителей.
- •2.5. Спектр нейтронов и коэффициент размножения бесконечной гетерогенной среды.
- •2.6. Формула шести сомножителей.
- •Отдельные величины формулы четырех сомножителей
- •Расширение k до kэфф
- •1080 Нейтр
- •22 Нейтр
- •200 Нейтр.
- •599 Нейтр.
- •2.7. Зависимость р и f от коэффициента замедления.
- •2.8 Обусловленное выгоранием изменение произведения рf
- •2.9 Распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
- •2.9.1 Грубое представление
- •2.9.2 Точное представление
- •2. 10 Построение размножающей сборки
- •3 Коэффициенты реактивности
- •3.1 Общие положения
- •3.2. Положительный и отрицательный коэффициенты реактивности.
- •3.3. Температурный коэффициент топлива (коэффициент Доплера).
- •3.4 Температурный коэффициент замедлителя Гтм
- •3.5 Пустотный коэффициент
- •3.6. Мощностный коэффициент.
- •3.7 Баланс реактивности.
- •3.8. Средства управления реактивностью
- •4. Кратковременные переходные процессы в реакторе
- •4.1 Общие положения
- •4.2 Нарастание потока нейтронов за счет мгновенных нейтронов.
- •4.3 Запаздывающие нейтроны
- •Данные запаздывающих нейтронов для случая деления lj-235 на тепловых нейтронах.
- •4.4. Нарастание потока нейтронов за счет запаздывающих нейтронов
- •4.5 Важные понятия
- •4.6 Временной режим подкртической системы
- •1 Момент изменения реактивности
- •4.7 Временной режим реактора при весьма малой мощности
- •4.8. Временной режим реактора при работе на мощности.
- •4.9. Временной режим реактора после отрицательного скачка реактивности
- •1 Момент изменения реактивности
- •5. Долговременные процессы в реакторе
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Выгорание твэлов
- •5.3. Отравление ксеноном
- •5.4. Отравление самарием
- •5.5 Конверсия и воспроизводство.
- •5.5.1. Оценка коэффициента воспроизводства.
- •5.5.2.Связь между критичностью и коэффициентом воспроизводства.
- •6. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах.
- •6.1. Факторы, определяющие спектр нейтронов в активной зоне быстрого реактора.
- •6.2. Обогащение ядерного топлива в быстром реактора.
- •6.3. Структура активной зоны быстрого реактора и ее размеры.
- •6.4. Плотность тепловыделения, выбор теплоносителя и компоновка энергетического быстрого реактора.
- •6.5. Управление быстрым реактором.
- •6.5.1. Роль запаздывающих нейтронов.
- •6.5.2 Коэффициенты реактивности и контроль быстрого реактора.
- •6.5.2.1. Доплеровский коэффициент реактивности
- •6.5.2.2 Температурный коэффициент реактивности теплоносителя.
- •6.5.2.3. Температурные коэффициенты реактивности топлива и конструкционных материалов
- •6.5.3 Средства управления реактивностью
- •6.5.3.1 Два вида управляющих стержней
- •6.5.3.2 Материал управляющих стержней
- •6.5.3.3 Эффективность управляющих стержней
- •Причины изменения реактивности
- •Требования к эффективности регулирующих стержней, стержней останова, и аварийных стержней
- •6.6. Превращение актинидов.
- •6.6.1 Долгоживущие продукты деления и актиниды
- •6.6.2. Выжигание актинидов в ядерных реакторах.
- •6.7. Радиационная защита.
- •6.8. Сравнение быстрых реакторов с тепловыми.
- •7. Историческая справка (заключение).
- •Литература
4. Кратковременные переходные процессы в реакторе
4.1 Общие положения
Здесь будет рассмотрено, как реактор в критическом состоянии реагирует по времени на незначительные и значительные изменения коэффициента размножения. Таким незначительным изменением может быть, например, небольшое перемещение управляющего стержня, значительным - остановка реактора. Обычно эти вопросы объединяются понятием кратковременного поведения, в отличие от долговременных изменений, например, в результате выгорания (п. 5).
Принято различать кинетику реакторов, рассматривающую временной режим после таких изменений, которые не вызывают существенных изменений температуры в реакторе, и динамику реакторов, когда изменением приводит к заметным изменениям температуры, которые, в свою очередь, "сами собой" дополнительно изменяют k. (Говорят об обратной связи по температуре; см. п. 4.8.) Методы кинетики реакторов используются для принципиальных рассуждений, а также при рассмотрении реакторов при малых мощностях (часть пускового режима реактора, характеризующаяся нулевой мощностью). Для реакторов же, работающих на мощности (т.е. со значительным выделением теплоты), необходимо использовать более сложный подход, описывающий динамику реакторов.
Перемещение управляющего стержня в определенной точке подействует на поток нейтронов по времени, конечно, сначала в этой точке и лишь с задержкой в более отдаленных точках реактора. Однако, для наших рассуждений мы выберем достаточно грубую шкалу времени, чтобы не нужно было учитывать таких пространственных переходных процессов. При таком предположении нейтронный поток Ф(х, у, z, t), зависящий от места (х, у, z) и от времени t, будет реагировать по времени одинаково в любой точке (х, у, z) реактора:
Ф(x,y,z,t)=Фo(x,y,z)f(t)
Ф0(х, у, z) описывает пространственную зависимость нейтронного потока, a f(t) зависимость от времени, принятую для всех точек как одинаковую. Этот (не всеобщий, но для большинства практических случаев достаточный) подход называется точечной кинетикой. Такой подход позволяет перенести результаты п. 1.5 для бесконечной размножающей среды из U-235 на случай реального реактора.
4.2 Нарастание потока нейтронов за счет мгновенных нейтронов.
Если коэффициент размножения k равен ровно 1 (реактор находится в критическом состоянии, р=О), то количество N нейтронов, которое в определенный момент находится в реакторе, в среднем не меняется (см. (1.9)). Говорят, что реактор (или его состояние) стационарны (изменений по времени не происходит). В других случаях (при пуске, остановке, изменении мощности) говорят о нестационарных режимах (см. (1.9)).
Нейтроны, рождающиеся в процессе деления непосредственно в системе, называются мгновенными. После своего рождения они удаляются от места своего рождения, многократно рассеиваются и, в конце концов, либо поглощаются ядром, либо выходят из системы наружу. Таким образом, у каждого из этих нейтронов весьма индивидуальная судьба и индивидуальное время жизни в системе. Различное время жизни можно усреднить: пусть Тр будет средним временем жизни мгновенные нейтронов (в системе). Типичным значением времени жизни нейтронов в большом тепловом реакторе является Тр=0,001 секунд. Таким образом, сложная последовательность рассеяний в различных точках и в различных направлениях, которую проходит нейтрон между рождением и смертью (или выходом из системы), происходит в течение довольно короткого промежутка времени.
Всякое отклонение k от единицы приводит к увеличению или уменьшению популяции нейтронов. Зная среднее время жизни Тр, можно вычислить характер изменения популяции нейтронов по времени для данного отклонения (k-1) коэффициента размножения от 1.
Пусть N будет количеством нейтронов в системе в определенный момент времени, тогда это число в промежуток времени Тр изменится с N на kN, т.е. на величину N(k-1). В меньший промежуток времени t изменение будет меньше на фактор t/Тp, так что изменение N числа нейтронов N во время t будет дано следующим уравнением: Всякое отклонение от k = 1 приводит к увеличению или уменьшению
Это уравнение можно преобразовать в выражение, описывающее развитие популяции нейтронов N по времени, если исходить из числа No в момент t = 0. Это выражение совпадает с (1.9):
N = N0
exp
,
где величина Та заменена на среднее время жизни мгновенных нейтронов Тр.
Из этих двух формул видно, что в случае увеличивающейся с течением времени популяции (k больше 1, (k-l)/Tp и показатель (k-1)/Tpt положительны) популяция будет расти тем быстрее, чем больше стало за это время N.
Если учесть, что Тр сравнительно мал, то этот факт имеет ужасающие последствия. Дело в том, что если изменить k лишь на 1 процент, с 1,00 до 1,01, то число нейтронов в реакторе, а следовательно, и интенсивность деления и мощность реактора за одну секунду возрастут в 22 000 раз. В таких условиях реактор становится неуправляемым. Ни человек, ни механические регулирующие устройства не в состоянии вовремя отреагировать на столь быстрые изменения.
Отклонение размножения от значения 1 приводит к росту или уменьшению популяции нейтронов в реакторе. Величина
называется относительной скоростью изменения соответственно количества N нейтронов (мощности) в реакторе, или нейтронного потока Ф. Она описывает характер увеличения или уменьшения каждой из этих величин относительно их начального значения. Ее можно указывать, например, в процентах в секунду; при росте популяции нейтронов она положительна, при убывании отрицательна, а при стационарном реакторе равна нулю (см. уравнение баланса нейтронов в п. 1.5).
