- •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
2. 10 Построение размножающей сборки
При построении размножающей сборки (среды), т.е. фактическом размещении делящихся веществ в больших количествах (порядка нескольких килограммов: примерно для 3 % обогащенного топлива порядка 30 с небольшим килограммов) нам надо обязательно знать (путем измерения) в каждый момент и на каждом этапе построения соответствующий коэффициент размножения k. Только таким образом можно судить о том, сколько нам еще осталось до достижения критического состояния сборки, и только таким образом можно контролировать опасность невольного превышения порога надкритического состояния.
Для постоянного контроля k внутри сборки помещают источник нейтронов и нейтроно-чувствительный детектор внутри или на краю сборки для измерения нейтронного потока.
Ядра делящихся веществ обычно распадаются с испусканием -частиц. Кроме того, они (хотя и с намного меньшей вероятностью) могут делиться самопроизвольно (т.е. без воздействия нейтрона), выделяя при этом энергию и нейтроны деления. Этот процесс называется спонтанным делением. В 1 г природного урана примерно 23 ядра в час делится спонтанно и ок. 50 млн. распадается с испусканием -частиц (см. табл.1.1),
Таким образом, делящиеся вещества уже сами по себе представляют собой источник нейтронов. Однако их сила как источника недостаточна для практического применения при формировании размножающей сборки. Дело в том, что во время формирования сборки в далеко подкритической области, важно иметь достаточно сильное нейтронное поле, чтобы детекторы нейтронов могли регистрировать достаточную частоту повторения импульсов. Для промышленных реакторов Германии, например, предписана минимальная частота повторения в 2 импульса/с. Для этого нужен дополнительный внешний источник нейтронов, который после достижения сборкой критического состояния можно удалить. Детекторы нейтронов остаются в сборке и после достижения ею критического состояния, являясь существенным компонентом контрольно-измерительного оборудования реактора.
В топливе, которое уже некоторое время находилось в реакторе, образуются нуклиды, обладающие намного большей способностью к спонтанному делению нежели обычные делящиеся вещества. Поэтому, если составить размножающую сборку не со свежим, а с частично выгоревшим топливом, то его спонтанная интенсивность деления может представлять собой вполне достаточный источник нейтронов. В этом случае можно отказаться от дополнительного внешнего источника нейтронов.
Можно показать, что для размножающей системы в подкритическом состоянии (коэффициент размножения k<1), в которую вводят некоторое количество No нейтронов (начальной нулевой генерации), общее число нейтронов первой, второй и т. д. генерации, включая нулевую, накапливается до
На основе этой формулы надкритического размножения определяется k при формировании размножающей сборки (при известном N0 измеряют N и с помощью этой формулы определяют k).
Легко заметить, что по мере приближения k к значению 1, N становится все больше по отношению к No.
Данные рассуждения справедливы не только при первичном формировании активной зоны реактора, но и в том случае, если при готовом к работе реакторе из далеко подкритической области, за счет удаления поглощающего материала приближаются к критическому состоянию. Они справедливы и для составления делящихся веществ перед перевозкой, в установках по переработке топлива, в могильниках и т.д. Необходимо всегда следить за тем, чтобы размножающая сборка случайно не достигла околокритического состояния.
Составление размножающей сборки из далеко подкритического до критического состояния называется критическим экспериментом. Постепенным добавлением делящегося вещества определяют точное количество делящегося вещества, при котором сборка как раз достигает критического состояния. Это количество называется критического, массой. При заданном составе материалов для ядерных реакторов критичность установится при определенной величине сборки. В этом случае говорят о критическом объеме или (при цилиндрическом строении) о критическом радиусе сборки.
