Основы теории ядерных реакторов (стр. 18 )

также является физической константой ядер урана-235. По физическо­му смыслу эта константа представляет собой среднее число получаемых нейтронов де­ления, приходящееся на каждый поглощаемый ядрами 235U тепловой нейтрон. Чаще всего её просто называют "константой этта" в соответствии с греческой буквой, которой обозначают эту величину. (В некоторых учебни­ках и справочниках её обозначают nэф, называя эффективным выходом нейтронов при делении урана-235).

В более общем случае, когда топливо в реакторе состоит из несколь­ких типов делящихся под действием тепловых нейтронов ядер

Константа "этта" - есть среднее число получаемых нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися под действием тепловых нейтронов нуклидами топлива тепловой нейтрон.

С учётом последнего замечания формулу (3.2.2) можно записать так:

nбi+1 = nбi he j q pз pт. (3.2.4)

Отметим, что, рассуждая о процессах и характеристиках нейтронного цикла, мы исходили из числа быстрых нейтронов i-го поколения в объёме всей активной зоны. С тем же успехом можно было начать рассуждение со слов: "Пусть средняя плотность быстрых нейтронов i-го поколения, полученных в делениях ядер урана-235 тепловыми нейтронами равна nбi..." – в результате рассуждений мы пришли бы к той же фор­муле:

nбi+1 = nбi he j q pз pт, (3.2.5)

которая, в конце-концов, может быть получена из формулы (3.2.4) простым делением правой и левой её частей на величину объёма активной зоны.

Но если разделить обе части выражения (3.2.5) на величину n бi:

.

nбi

- нейтронов деления I-го поколения рождаются в делениях топлива

под действием тепловых нейтронов

- при замедлении до энергии 1.1 МэВ (порог деления 238U) часть

этих нейтронов вызывает деления ядер 238U, вследствие чего общее

число нейтронов деления i-го поколения возрастает в e раз и стано -

вится равным nбi e. (e - коэффициент размножения на БН)

Из них:

- nбi e рз нейтронов замедляются в пределах активной зоны (рз – - nбi e (1- рз) нейтронов

вероятность избежания утечки из а. з. замедляющихся нейтронов) претерпят утечку из

а. з. при замедлении.

Из них:

-  nбi e рз j нейтронов избегают резонансного захвата при замед-

лении и становятся тепловыми нейтронами (j - вероятность - nбi e рз (1-j) нейтронов

избежания резонансного захвата при замедлении). Претерпевают резонансный

захват ядрами 238U.

Из них:

-  nбi e рз j рт нейтронов избегают утечки из а. з. при диф -

фузии и поглощаются в активной зоне. (рт – вероятность - nбi e рз j (1-рт) нейтронов

избежания утечки из а. з. тепловых нейтронов) безвозвратно покидают а. з. в

процессе диффузии

Из них:

-  nбi e рз j рт q тепловых нейтронов поглотятся деля-

щимися под действием тепловых нейтронов ядрами - nбi e рз j рт (1-q) тепловых нейтронов

топлива (ядрами235U). (q - коэффициент использо - непроизводительно поглотятся всеми

вания тепловых нейтронов). Прочими компонентами активной зоны

Из этих поглощений:

-  nбi e рз j рт q f5 завершатся делениями ядер 235U.

Иначе: в а. з. реактора произойдёт nбi e рз j рт q f5

делений ядер 235U тепловыми нейтронами. – nбi e рз j рт q(1- f5) поглощений закон -

чатся радиозахватом ядрами 235U

В итоге этих делений ядер 235U под действием

тепловых нейтронов в активной зоне реактора

рождаются nбi e рз j рт q f5 n5 = nбi e рз j рт q h5

новых быстрых нейтронов деления следующего,

(i + 1)-го поколения.

Рис.3.2. Схематическое изображение нейтронного цикла в тепловом ядерном реакторе.

то в левой части получается отношение плотностей нейтронов двух после­довательных поколений, в точности совпадающее с определением величины эффективного коэффициента размножения, то есть:

kэ = h e j q pз pт (3.2.6)

Формула (3.2.6) выражает характеристику эффективных размножающих свойств активной зоны теплового ядерного реактора (kэ), которая явля­ется и мерой нейтронно-физического состояния реактора, через характеристики отдельных физических процессов нейтронного цикла в реакторе.

Все, о чём было сказано, укладывается в наглядную схему баланса нейтронов в продолжение одного цикла размножения нейтронов в тепловом реакторе, показанную на рис.3.2.

Из сказанного следует прямое логическое целеуказание: для позна­ния закономерностей размножения нейтронов в реакторе и понимания прак­тических путей управления мощностью реактора необходимо более подробно исследовать каждую из частных характеристик процессов нейтронного цик­ла, выяснить, какими факторами определяются величины pз, pт, h, e, j и q, и определить, какие из этих факторов пригодны для того, чтобы через их посредство осуществлять воздействие на процесс размножения нейтро­нов в реакторе.

Первые поверхностные размышления над сомножителями формулы (3.2.6) приводят к мысли, что последние два сомножителя в её правой части (pз и pт) определяются формой и размерами активной зоны реактора, и фактом своего существования они обязаны только тому, что реальные активные зо­ны имеют конечные размеры: в гипотетической активной зоне бесконечных размеров обе указанных вероятности равны единице, поскольку и замедля­ющимся, и тепловым нейтронам в бесконечной активной зоне утекать, попро­сту говоря, некуда.

Это означает, что размножающие свойства гипотетической бесконечной активной зоны определяются только совокупностью компонентов среды этой активной зоны безотносительно к её размерам. Вот почему величину произведения в выражении (3.2.6)

k¥ = h e j q (3.2.7)

при анализе обычно выделяют и называют коэффициентом размножения в бесконечной среде. Это не означает, что k¥ - нереальная, гипотетичес­кая величина; она вполне реальна и служит характеристикой собственных размножающих свойств среды активной зоны определённого состава, указы­вая предельную, максимально-возможную, величину эффективного коэффи­циента размножения в активной зоне этого состава при бесконечном уве­личении её размеров. Поэтому с учётом (3.2.7) выражение для эффектив­ного коэффициента размножения реальной активной зоны конечных размеров может быть записано кратко:

kэ = k¥ pзpт , то есть: (3.2.8)

Величина эффективного коэффициента размножения реактора с определённым составом активной зоны конечных размеров есть произведение коэффициента размножения в бесконечной среде этого состава на величины вероятностей избежания утечки замедляющихся и тепловых нейтронов для этой конечной активной зоны.

Так как в реальном энергетическом реакторе конечных размеров, ко­торый предназначен работать в основном в критическом режиме, величины обеих вероятностей - меньшие единицы, то величина коэффициента размно­жения в бесконечной среде для такой активной зоны - величина, большая единицы. То есть активная зона реального критического реактора должна быть скомпонована из таких материалов, совокупность которых обладает собственными надкритическими размножающими свойствами, но с учётом утечки нейтронов из её конечного объёма величина эффективного коэффи­циента размножения в ней должна быть в точности равной единице.

Поскольку эффективные размножающие свойства активной зоны (характеризуемые величиной kэ) представляют собой сложную комбинацию свойств отдельных сторон нейтронного цикла в реакторе (характеризуемых сомножителями h, e, j, q, рз и рт), для того, чтобы понять, от чего и как зависит величина эффективного коэффициента размножения, следует детально выяснить все те факторы, которые определяют величины упомянутых шести сомножителей, рассмотреть, как они влияют на их величины, и только после этого возвращаться к анализу влияния различных зримых, ощутимых для эксплуатационника, факторов на величину эффективного коэффициента размножения и производной от него величины реактивности реактора.

Этому и будут посвящены семь последующих тем настоящего курса.

Тема 4

ХАРАКТЕРИСТИКИ СТРУКТУРЫ АКТИВНЫХ ЗОН ТЕПЛОВЫХ РЕАКТОРОВ

Активная зона энергетического ядерного реактора (а. з.ЭЯР) - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.

Из этого определения применительно к активной зо­не теплового ЭЯР следует, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы (последние объективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат).

4.1. Ядерное топливо.

Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство ис­пользуемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуа­тации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой момент кампании следует считать, как минимум, совокупность трёх делящихся компонентов: 235U, 238U и 239Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.