Основы теории ядерных реакторов (стр. 16 )

Пусть эта нумерация поколений нейтронов произведена, и плотности нейтронов первого, второго, третьего и т. д. поколений равны n1, n2, n3, ... , ni-1, ni, ni+1, ...

Понятно, что если плотности нейтронов различных поколений равны:

n1 = n2 = n3 = ... = ni-1 = ni = n i+1 = ... ,

то реактор критичен: средняя плотность нейтронов n в нём в любой момент време­ни постоянна и уровень мощности реактора - не изменяется.

Если плотность нейтронов от поколения к поколению возрастает:

n1 < n2 < n3 < ... < ni-1 < ni < ni+1 < ... ,

то реактор надкритичен: плотность нейтронов в нём в любой момент вре­мени - функция возрастающая, а, следовательно, мощность реактора во времени - растёт.

Если же плотность нейтронов последовательно сменяющих друг друга поколений уменьшается:

n1 > n2 > n3 > ... > n i-1 > ni > n i+1 > ... ,

то реактор подкритичен, и его мощность со временем падает.

Удобство понятия "поколение нейтронов" состоит ещё и том, что из приведенных простейших рассуждений вытекает простая мера оценки состо­яния реактора. Действительно, раз характер изменения мощности реактора определяется тенденцией изменения плотностей нейтронов непосредственно следующих друг за другом поколений, то отношение плотностей нейтронов любого рассматриваемого и непосредственно предшествующего ему поколе­ний может дать ответ на вопрос, критичен, подкритичен или надкритичен реактор. Величина:

, (3.1.4)

представляющая собой отношение чисел нейтронов рассматриваемого и непосредственно предшествующего ему поколений, называется эффек­тивным коэффициентом размножения нейтронов в реакторе.

Понятно, что в критическом реакторе kэ = 1, в надкритическом реак­торе kэ >1, а в подкритическом - kэ < 1, а величина эффективного коэф­фициента размножения (по тому, насколько она отклоняется от единицы) должна позволить нам оценить, с какой интенсивностью идут процессы на­растания или убывания мощности реактора.

Наряду с эффективным коэффициентом размножения, являющимся мерой оценки состояния реактора, используются ещё две меры оценки отклонения реактора от критического состояния.

Первая из них - превышение величины эффективного коэффициента размножения над единицей

dkэ = kэ - 1 (3.1.5)

называется избыточным коэффициентом размножения.

Вторая мера отклонения реактора от критичности, представляющая со­бой отношение величин избыточного коэффициента размножения к эффектив­ному

(3.1.6)

называется реактивностью реактора.

Понятно, что в критическом реакторе величины избыточного коэффи­циента размножения и реактивности равны нулю, в надкритическом реакто­ре они положительны, а в подкритическом - отрицательны.

Из трёх указанных характеристик реактивность реактора для эксплуатационной практики является наиболее важной. Достаточно сказать, что все расчёты, связанные с оценкой состояния реактора, определением пусковых положений органов регулирования, с нахождением рабочих концен­траций борной кислоты в реакторе, с оценкой условий соблюдения ядерной безопасности реактора - все эти расчёты оперативным персоналом АЭС вы­полняются в единицах реактивности.

Поэтому имеет смысл сразу познакомиться с двумя основными, наибо­лее употребительными в практике единицами реактивности.

Единицы эти, конечно же, условные, поскольку из определения и формул (3.1.4) ¸ (3.1.6) вытекает, что реактивность - величина принципиально безразмерная.

То есть, во-первых, реактивность может измеряться в безразмерных долях от единицы, например, r = 0.0016 или r = 0.0005. Часто эти доли от единицы часто называют абсолютными единицами реактивности (а. е.р.).

Поскольку при управлении реактором операторы имеют дело с небольшими величинами реактивности, в ходу другая единица реактивности, чис­ленно в сто раз большая, чем 1 а. е.р., а потому называемая процентом. Поэтому r = 0.0012 а. е.р. = 0.12%.

3.2. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе.

Большинство энергетических ядерных реакторов, исполь­зуемых в энергоблоках АЭС, являются тепловыми.

Тепловой ядерный реактор (в отличие от быстрого и промежуточного) - это реактор, в котором подавляющее большинство делений ядер топлива осуществляется тепловыми нейтронами.

Иначе говоря, тепловому реактору свойственен тепловой (максвеллов­ский) энергетический спектр нейтронов.

Нейтронный цикл - это совокупность физических процессов, которые

повторяются в пределах среднего времени жизни каждого поколения.

3.2.1. Основными физическими процессами нейтронного цикла в теп­ловом реакторе являются следующие.

а) Рождение свободных нейтронов в реакциях деления ядер топлива. Напомним, что все нейтроны деления рождаются быстрыми (с Е > 0.1 МэВ), а их энергетическое распределение описывается спектром Уатта, которо­му свойственны наиболее вероятная энергия нейтронов Енв = 0.71 МэВ, и средняя энергия нейтронов Еср = 2 МэВ.

б) Замедление нейтронов - процесс пространственного переноса нейтронов в среде активной зоны, сопровождающийся уменьшением их кине­тической энергии за счёт реакций рассеяния на ядрах этой среды.

Основными чертами процесса замедления нейтронов в реакторе являются следующие.

Источником движения замедляющихся нейтронов является начальная кинетическая энергия, с которой рождаются в делениях быстрые нейтроны. Нейтроны движутся прямолинейно и равномерно до тех пор, пока не встречают препятствия в виде ядер, с которыми они вступают во взаимо­действия. Наиболее характерным типом взаимодействия быстрых и промежу­точных нейтронов с ядрами среды, содержащей замедлители, являются уп­ругие и неупругие рассеяния (микросечения поглощения в диапазоне энер­гий замедляющихся нейтронов пренебрежимо малы по сравнению с микросе­чениями рассеяния). При рассеянии ядро испускает нейтрон, имеющий, как правило, меньшую кинетическую энергию, чем исходный нейтрон до рассея­ния. Эта закономерность позволяет рассматривать серию реакций рассея­ния в процессе замедления нейтронов как серию актов механического соударения, в которых участвует один среднестатистический нейтрон, в результате которых он теряет свою кинетическую энергию до уровня энергии тепловых нейтронов. Каждый замедляющийся нейт­рон при каждом рассеивающем соударении представляется как уменьшающий скорость и меняющий направление своего движения;

·  Во время серии последовательных рассеяний замедляющийся нейтрон в объёме среды описывает пространственную ломаную линию, состоящую из приблизительно одинаковых отрезков, длина которых является, как говорилось ранее (см. п.2.4.2), средней длиной свободного пробега рассеяния (ls = 1/Ss);

Нейтроны в процессе замедления движутся с большими (по обычным меркам) скоростями (порядка км/с, десятков или даже сотен км/с); поэтому в процес­се замедления неизбежна утечка части замедляющихся нейтронов за преде­лы активной зоны реактора, приводящая к потере нейтронов из цик­ла размножения;

·  В конце процесса замедления, в интервале энергий от 600 до 6 эВ, неизбежна также потеря ещё части замедляющихся нейтронов за счёт резонансного захвата их ядрами урана-238.

Уцелевшие в процессе замедления в активной зоне реактора нейтроны становятся тепловыми и вступают в качественно новый процесс - диффузии.

в) Диффузия тепловых нейтронов - процесс пространственного пере­носа тепловых нейтронов в среде при постоянном среднем значе­нии их кинетической энергии.

*) Обратим внимание: когда произносится слово "диффузия", речь всегда идёт о тепловых нейтронах.

Основными чертами процесса диффузии нейтронов в реакторе являются следующие.

·  Источником движения тепловых нейтронов в процессе диффузии яв­ляется кинетическая энергия ядер атомов среды, в которой они движутся, поскольку последние сами находятся в состоянии теплового движения. Получая энергию от одного ядра среды, тепловой нейтрон способен до сле­дующего рассеяния увеличить свою скорость, а, испытывая встречное рас­сеяние, - уменьшить скорость ниже некоторого среднего уровня. Среднее же значение энергии теплового нейтрона между последовательными рассеяниями при диффузии остаётся величиной постоянной и равной среднему значению кинетической энергии теплового движения ядер среды, которое определяется, как известно, температурой среды;

·  Наиболее характерный тип нейтронно-ядерной реакции нейтронов в процессе их диффузии определяется тем материалом активной зоны реакто­ра, в объёме которого происходит диффузия. В замедлителях наиболее ха­рактерным является рассеяние, в поглотителях - радиационный захват те­пловых нейтронов.

·  При диффузии, как и при замедлении, пространственный путь теп­лового нейтрона представляет собой качественно такую же ломаную линию.

·  Хотя скорости тепловых нейтронов существенно меньше скоростей эпитепловых нейтронов, они все же достаточно высоки (> 2.2 км/с), что обуславливает безвозвратную утечку некоторой части тепловых нейтронов за пределы активной зоны реактора при их диффузии.

Процесс диффузии тепловых нейтронов завершается поглощением их ядрами атомов среды активной зоны; это может быть потенциально-созида­тельное поглощение (делящимся под действием тепловых нейтронов ядром топлива), а может быть бесполезное поглощение (неделящимися ядрами любого другого, кроме топлива, матери­ала активной зоны), приводящее к непроизводительной потере тепловых нейтронов.