Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:

Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК

.pdf
Скачиваний:
558
Добавлен:
26.05.2021
Размер:
15.39 Mб
Скачать

Концерн “Росэнергоатом

Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК

(учебное пособие)

МОСКВА 2005

Физика для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК. Учебное пособие для персонала АЭС. Под редакцией В.П.Крючкова.

Авт.: Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н.

Пособие написано в помощь руководящему, оперативному и инженернотехническому персоналу атомных станций. Состоит из трех частей: в первой изложены основные сведения из теории и физики ядерных реакторов, необходимые для понимания процессов, лежащих в основе работы реакторов, во второй – особенности физики и эксплуатации реакторов ВВЭР, в третьей – особенности физики и эксплуатации РБМК.

Пособие полезно для специалистов, работающих в области ядерной энергетики, а также для студентов вузов, обучающихся по специальности “Атомные электростанции и установки”.

2

Оглавление

ОГЛАВЛЕНИЕ

3

ЧАСТЬ I. ОСНОВЫ ФИЗИКИ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

9

1. НЕОБХОДИМЫЕ СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ

9

1.1. ОСНОВНЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ В МАСШТАБАХ АТОМА

9

1.2.ТИПЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ ЧАСТИЦ.

9

1.3. ОСНОВНЫЕ ЯДЕРНЫЕ ЧАСТИЦЫ.

10

1.4.ПОСТУЛАТЫ МОДЕЛИ АТОМА БОРА

10

1.5. НУКЛИДЫ.

10

1.6. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ ЯДЕР

11

1.7. ПОЛУЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

11

1.8. ОСНОВНЫЕ ВИДЫ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА ЯДЕР

12

1.9.ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА ЯДЕР

12

1.10. ДЕЙСТВИЕ ЯДЕРНЫХ СИЛ В ЯДРЕ

13

1.11. УСТОЙЧИВЫЕ И НЕУСТОЙЧИВЫЕ ЯДРА

13

1.12.КАПЕЛЬНАЯ МОДЕЛЬ ЯДРА

14

1.13. ДРУГИЕ МОДЕЛИ ЯДРА

15

2. НЕОБХОДИМЫЕ СВЕДЕНИЯ ИЗ НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ

15

2.1. НЕЙТРОНЫ

15

2.2. ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА (ПОТОК) ЧАСТИЦ.

16

2.3. ЭФФЕКТИВНОЕ СЕЧЕНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ

17

2.4. МАКРОСКОПИЧЕСКОЕ СЕЧЕНИЕ

17

2.5.ДЛИНА ПРОБЕГА И ДЛИНА ДИФФУЗИИ

18

2.6. ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ НЕЙТРОНОВ С ЯДРАМИ

19

2.7. ЗАВИСИМОСТЬ СЕЧЕНИЯ ОТ ТЕМПЕРАТУРЫ СРЕДЫ

21

2.8. ДЕЛЕНИЕ ЯДРА

22

2.9. ДЕЛЯЩИЕСЯ И ВОСПРОИЗВОДЯЩИЕ НУКЛИДЫ

23

2.10. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКЦИЙ ДЕЛЕНИЯ

23

2.11. СКОРОСТЬ РЕАКЦИИ И ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В РЕАКТОРЕ

27

2.12. ЗАМЕДЛЕНИЕ И ФОРМИРОВАНИЕ СПЕКТРА НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ

27

3. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ ИЗ ФИЗИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

29

3.1. ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ

29

3.2. ЗАМЕДЛЯЮЩАЯ СПОСОБНОСТЬ

31

3.3. КОЭФФИЦИЕНТ ЗАМЕДЛЕНИЯ

31

3.4. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ В БЕСКОНЕЧНОЙ СРЕДЕ, K

31

3.5.ФОРМУЛА ЧЕТЫРЕХ СОМНОЖИТЕЛЕЙ

32

3.6. ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ

33

3.7. ЭФФЕКТ ЗАМЕДЛЕНИЯ.

34

4. ОСНОВЫ РАСЧЕТОВ РЕАКТОРОВ

35

4.1. ЗАДАЧА РАСЧЕТА ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ И ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИБЛИЖЕНИЯ

35

4.2. ОБЩИЙ ВИД ДИФФУЗИОННОГО УРАВНЕНИЯ

36

4.3. ДИФФУЗИОННОЕ УРАВНЕНИЕ ДЛЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ И ЕГО РЕШЕНИЕ ДЛЯ ПРОСТЫХ

ГЕОМЕТРИЙ

37

4.7. ПЛОЩАДЬ МИГРАЦИИ НЕЙТРОНОВ

42

4.8. ВЛИЯНИЕ ОТРАЖАТЕЛЯ

44

4.9. МНОГОГРУППОВОЕ ДИФФУЗИОННОЕ ПРИБЛИЖЕНИЕ

45

4.10. ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОТОКОВ БЫСТРЫХ И ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ

46

3

5. ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ

47

5.1. ПОНЯТИЕ РЕАКТИВНОСТИ

47

5.2. ПОНЯТИЕ ЭФФЕКТА И КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ

48

5.3.ТЕМПЕРАТУРНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ

49

5.4. КОМПЕНСАЦИЯ РЕАКТИВНОСТИ

51

6. ВЫГОРАНИЕ, ОТРАВЛЕНИЕ И ШЛАКОВАНИЕ РЕАКТОРА

51

6.1. ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ

51

6.3. ВЛИЯНИЕ КСЕНОНА НА РАБОТУ РЕАКТОРОВ В ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ

53

6.4. КСЕНОНОВЫЕ КОЛЕБАНИЯ

54

6.5. ОТРАВЛЕНИЕ САМАРИЕМ–149

55

6.6. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА ДРУГИМИ НУКЛИДАМИ

56

6.7. ГЛУБИНА ВЫГОРАНИЯ

57

7. ОСНОВЫ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА

57

7.1. ПРОСТЕЙШАЯ МОДЕЛЬ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА

58

7.2. УРАВНЕНИЕ ТОЧЕЧНОЙ КИНЕТИКИ

60

7.3. РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЙ ТОЧЕЧНОЙ КИНЕТИКИ

60

7.4. ЗАВИСИМОСТЬ ПЕРИОДА РЕАКТОРА ОТ РЕАКТИВНОСТИ

63

7.5. НЕКОТОРЫЕ ПРАКТИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ РЕШЕНИЙ УРАВНЕНИЯ КИНЕТИКИ

 

РЕАКТОРА.

64

8. РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРА

65

8.1. ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ, СУЗ

65

8.2.ТИПЫ ПОГЛОЩАЮЩИХ СТЕРЖНЕЙ

66

8.3. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОГЛОЩАЮЩИХ СТЕРЖНЕЙ

66

8.4. УМНОЖЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ

68

8.5.ЗАВИСИМОСТЬ ПОТОКА ОТ СКОРОСТИ ВВОДА РЕАКТИВНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРА НА

МКУ.

69

СПИСОК ЛИТЕРАТУРА К I-ОЙ ЧАСТИ

71

ЧАСТЬ II. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ ВВЭР 72

9. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРОВ ВВЭР

72

9.1. ОСНОВНЫЕ ТЕПЛО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР

72

9.2. КОРПУС РЕАКТОРА И ВНУТРИКОРПУСНЫЕ УСТРОЙСТВА

72

9.3. АКТИВНАЯ ЗОНА

73

9.4. СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ

80

9.5. СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА

84

10. ОСОБЕННОСТИ НЕЙТРОННО - ФИЗИЧЕСКИХ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ

 

ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ ВВЭР

90

10.1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ПРИ ВЫБОРЕ КОНСТРУКЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР

90

10.2. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОТВОДЕ ТЕПЛА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

90

10.3. ОПТИМИЗАЦИЯ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК

91

10.4. ОСОБЕННОСТИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ ВВЭР

93

10.5. РЕГУЛИРОВАНИЕ

97

11. МЕТОДИКИ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК

 

ЭКСПЛУАТИРУЕМЫХ ЗАГРУЗОК

105

12. ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ

110

4

12.1. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА УПРАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРА

НА МОЩНОСТЬ

110

12.2. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ РАБОТЕ НА МОЩНОСТИ

112

12.3. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ ПЛАНОВОМ ОСТАНОВЕ

113

12.4. ВЫВОД БОРНОЙ КИСЛОТЫ С ПОМОЩЬЮ ИОНООБМЕННЫХ ФИЛЬТРОВ

113

12.5. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПОДКРИТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ОСТАНОВЛЕННОМ РЕАКТОРА

114

12.6. ВЛИЯНИЕ ХЕ И SM НА РЕГУЛИРОВАНИЕ ПРИ ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССАХ

114

12.7. ПОДАВЛЕНИЕ КСЕНОНОВЫХ КОЛЕБАНИЙ

115

13. ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ

116

13.1. ЯДЕРНЫЕ ИНЦИДЕНТЫ

116

13.2. ЛОКАЛЬНАЯ КРИТИЧЕСКАЯ МАССА

116

13.3. ПОТЕРЯ УПРАВЛЕНИЯ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ

117

13.4. НАРУШЕНИЕ ТЕПЛООТВОДА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

118

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ КО 2-ОЙ ЧАСТИ

130

ЧАСТЬ III. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ РБМК-

1000

131

14. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА РБМК-1000 (ИСХОДНЫЙ ПРОЕКТ)

131

14.1. МЕТАЛЛОКОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА И БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА

131

14.2. СТРУКТУРА АКТИВНОЙ ЗОНЫ

132

14.3.ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

134

14.4.ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ

134

14.5. ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ПОГЛОТИТЕЛИ

136

14.5.1. Стержень дополнительного поглотителя (сб. 1814.00.000)

137

14.5.2. Стержень дополнительного поглотителя кассетного типа (сб. 2641.00.000)

 

138

14.6. СТЕРЖНИ СУЗ

139

14.6.1. Стержни сб. 2091.00.000-01

139

14.6.2. Стержни сб.2477.00.000-01

139

14.6.3. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ)

139

14.6.4. Укороченные стержни поглотители (УСП)

139

14.6.5. Кластерный регулирующий орган (сб.2399)

140

15. СРЕДСТВА УПРАВЛЕНИЯ

142

15.1. КОНТРОЛЬ И РЕГУЛИРОВАНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ

15.1.1. Технические предпосылки дискретного контроля распределения

142

 

энерговыделения

142

15.1.2. Структура контроля и регулирования распределения энерговыделения

143

16. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ РЕАКТОРОВ РБМК-1000

145

16.1. ГРАФИТ, ЕГО ХАРАКТЕРИСТИКИ

145

16.2. УРАН-ГРАФИТОВОЕ ОТНОШЕНИЕ

148

16.3. РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕШЕТКИ КАНАЛОВ РБМК-1000

149

16.4. ДЛИНА МИГРАЦИИ В РЕШЕТКЕ РБМК-1000

151

16.5. БАЛАНС НЕЙТРОНОВ. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА

154

17. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ, ПРОВОДИМЫЕ ДЛЯ

 

ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РБМК-1000

157

18. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ РБМК-1000

159

5

18.1. ВЫВОД РЕАКТОРА В КРИТИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ

159

18.1.1. Подкритическое состояние реактора

159

18.1.2. Процесс выхода реактора в критическое состояние

161

18.2. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА РБМК-1000 КСЕНОНОМ И САМАРИЕМ

162

18.2.1. Стационарное отравление ксеноном

162

18.2.2. Нестационарное отравление ксеноном

164

18.2.3. Отравление реактора самарием

167

18.2.4. Нестационарное отравление самарием.

167

18.3. НАДЕЖНАЯ СИСТЕМА ТЕПЛООТВОДА ОТ ТВЭЛОВ

171

18.4. ЭФФЕКТЫ И КОЭФФИЦИЕНТЫ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА РБМК-1000. ВЛИЯНИЕ

171

ИЗМЕНЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА НА ЕГО РЕАКТИВНОСТЬ

18.4.1.Температурный эффект (коэффициент) реактивности

172

14.4.2. Разогрев выше 280 с. Температурный коэффициент по графиту

174

18.4.3. Мощностной коэффициент реактивности

176

18.4.4. Паровой коэффициент реактивности

177

18.5. ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ ПРИ ОБЕЗВОЖИВАНИИ КМПЦ И КО СУЗ

181

18.5.1. Эффект реактивности при обезвоживании КМПЦ

181

18.5.2. Эффект обезвоживания контура СУЗ в подкритическом состоянии

182

18.5.3. Эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии реактора при

 

работе на мощности

183

19. ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ

183

19.1. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ В РЕАКТОРЕ РБМК

183

19.2. АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ИНЦИДЕНТОВ, ПРОИЗОШЕДШИХ НА РЕАКТОРАХ РБМК-1000

186

19.2.1. Инцидент на 1-ом блоке Смоленской АЭС 21-22 ноября 1992г.

187

19.2.2. Инцидент на 4-ом энергоблоке Курской АЭС 8 апреля 1999 года

190

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ К 3-ЕЙ ЧАСТИ

192

6

Предисловие

Основной технической литературой по эксплуатации АЭС сегодня являются руководящие и нормативные документы: регламенты, инструкции, правила. Однако, как известно, ни в какой самой подробной инструкции невозможно предусмотреть все многообразие возможных, в том числе нерегламентных, режимов и состояний сложной системы, каковой является активная зона реактора, все ситуации, в которых персоналу, возможно, придется принимать решения. Каким же образом в этом случае можно снизить, а по возможности исключить, ошибки при управлении реактором, особенно в нештатных ситуациях? Способ один – качественная подготовка персонала, оснащение его глубоким пониманием физических процессов, происходящих в реакторе, особенностей физики и эксплуатации реакторов конкретных типов, изучение опыта, накопленного за десятки лет ведущими инженерами реакторных установок разных типов.

Настоящая книга не претендует на полное и исчерпывающее изложение традиционных разделов реакторной физики. Систематическое и детальное изложение этого материала содержится в трудах известных физиков, которых можно отнести к классикам отечественной реакторной физики: Фейнберг С.М., Галанин А.Д., Усачев Л.Н., Шихов С.Б., Лейпунский А.И., Марчук Г.Н., Бать Г.А, Орлов В.В., Лалетин Н.И.. А также в переводных книгах Глестона С., Девисона Б.и др.. Именно к трудам этих авторов мы отсылаем читателя, изучающего теорию и физику ядерных реакторов и готовящегося к научной работе в данной области.

Однако вряд ли современную литературу по физике реакторов, при всех ее достоинствах, можно рекомендовать в качестве основной при подготовке инженернотехнического и оперативного персонала АЭС. Причиной тому является ее академичность, избыточная информативность и, главное, отсутствие материала по практическим вопросам, связанным с особенностями физики и эксплуатации реакторов конкретного типа (ВВЭР и РБМК). На момент написания данной книги специализированного пособия для эксплуатационного персонала реактора не было. На этот пробел в литературе, посвященной ядерным реакторам, и на острую необходимость в разработке специального пособия по вопросам физики эксплуатации реакторов указал Технический директор концерна (1998 - 2002 гг.) Б.В.Антонов. По его инициативе и поручению была начата работа над пособием.

Цель данного пособия – концентрированное, представленное в сравнительно простой форме, изложение материала по физике реакторов и обобщение ядернофизических аспектов практики эксплуатации реакторов ВВЭР и РБМК

Пособие состоит из трех частей: 1-ая часть – основы физики ядерных реакторов на тепловых нейтронах, 2-ая – особенности физики и эксплуатации реакторов ВВЭР и 3-я - особенности физики и эксплуатации реакторов РБМК.

В 1-ой части даны необходимые сведения из физики реакторов, без знания которых невозможно понимание принципов, лежащих в основе конструкций ВВЭР и РБМК, и вопросов их эксплуатации. Изложены в минимально необходимом объеме вопросы ядерной и нейтронной физики, даны основы теории ядерных реакторов, дано описание основных процессов и эффектов, сопутствующих работе реактора. Даны основные соотношения (как правило, без вывода) для определения величин, характеризующих состояние и динамику реактора и важных для безопасности. Дано понятие физических принципов, лежащих в основе регулирования и управления реактором. В 4-ой главе, ориентированной, в основном, на персонал отдела ядерной безопасности, занимающийся расчетами активной зоны, изложены теоретические основы расчетов реакторов.

Во 2-ой части дано описание устройства реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и их тепло-физических и нейтронно-физических характеристик, изложение вопросов эксплуатации, в т.ч. управления и контроля, влияние отравления и ксеноновых колебаний на регулирование при переходных процессах. Изложены требования и методики

7

регламентных нейтронно-физических расчетов активной зоны. Много места уделено анализу вопросов ядерной безопасности.

В 3-ей части приведено описание устройства РБМК, средств управления, комплексной системы контроля, управления и защиты, особенности нейтроннофизических расчетов, проводимых для эксплуатации РБМК. Большое внимание уделено технологическим аспектам ядерной безопасности, в т.ч. эффектам реактивности.

Пособие написано, в основном, коллективом авторов: Крючков В.П. (1-ая часть), Андреев Е.А. (2-ая часть), Хренников Н.Н. (3-я часть). Кроме того, в подготовке пособия принимали участие специалисты АЭС: Михальчук А.В. (БалАЭС), Лупишко А.Н. (КлАЭС), Поваров В.П. (ВлАЭС), Залетных Б.А. (НВАЭС), Чижевский Ю.Б., Шашкин А.А., (КуАЭС), Абаимов А.Д., Зинаков Л.И. (САЭС), Завьялов А.В. (ЛАЭС), Терешонок В.А.(ВНИИАЭС) которым авторы глубоко признательны за обсуждение рукописи и полезные замечания.

Авторы благодарят профессора Петрова Э.Е. (ГНЦ РФ ФЭИ), взявшего на себя труд по просмотру 1-ой части пособия и сделавшего много ценных замечаний.

Особую благодарность авторы приносят Бобринскому А.Б. (ЛАЭС), высказавшему ряд полезных замечаний и предоставившему полезные материалы к разделам 1.5, 1.7, 1.8 и к некоторым разделам 3-ей части.

Авторы глубоко признательны Техническому директору концерна “Росэнергоатом” Н.М.Сорокину за постоянное внимание к работе над пособием.

В заключение отметим, что любые замечания и пожелания по данному пособию авторы примут с благодарностью.

Авторы.

8

Часть I. Основы физики реакторов на тепловых нейтронах

1. Необходимые сведения из ядерной физики

1.1.Основные величины и единицы измерения в масштабах атома

Вреакторной физике приняты к употреблению величины и единицы измерения,

соответствующие масштабам и свойствам мира элементарных частиц и ядер. Характерные размеры: порядок размера атома и молекулы - 10-9 м (1нм), радиус электронных орбит в атоме 10-10 м (1Аº ), радиус нуклона 10-15 м (1 Фм).

Заряд: за единицу заряда принят заряд электрона е ( e 1,602189 10-19 Кл). Электрические

заряды всех остальных частиц, существующих в свободном состоянии, кратны величине е. (Заряды кварков, составных объектов адронов (протонов, нейтронов, мезонов), кратны одной трети е).

Энергия: за основную единицу измерения энергии в ядерной физике принят электронвольт (эВ). Энергия, равная одному электронвольту, соответствует кинетической энергии частицы с зарядом |е|, прошедшей разность потенциалов 1 В. 1эВ = 1,602 ·10-19

Дж. (Производные от эВ – 1кэВ (килоэлектронвольт) = 103 эВ, 1 МэВ (мегаэлектронвольт) = 106 эВ).

Энергия теплового движения атомов молекул < 10-3 эВ. Энергия связи электронов в атомах ~ 102 эВ.

Энергия частиц, испускаемая при β-распаде изотопа, ~ 1 МэВ.

Масса: за единицу массы в ядерной физике принята международная атомная единица массы (а.е.м), равная 1/12 массы атома углерода 126 C : 1 а.е.м. = 1,66056 · 10-27 кг.

Однако более распространено в качестве единицы измерения массы в ядерной физике использование энергетического эквивалента массы, вытекающего из известного соотношения

E mc2 ,

(1.1.1)

где с – скорость света в вакууме. 1 а.е.м. ≈ 9,315 · 108 эВ = 931,5 МэВ.

1.2. Типы взаимодействия элементарных частиц

Все объекты материального мира, взаимодействуя один с другим, передают энергию. При этом энергия переносится частицами – квантами взаимодействия. Следуя традиции, все взаимодействия будем далее классифицировать четырьмя типами: сильное, электромагнитное, слабое и гравитационное. (Согласно современным представлениям типов взаимодействия всего три, электромагнитное и слабое взаимодействия являются проявлением единого типа – электрослабого. Однако для масштаба ядра ~10-13 – 10-23 см единая природа электромагнитных и ядерных сил не проявляется, и их можно рассматривать как независимые).

Ядерные процессы в реакторах определяются тремя типами взаимодействий ядер и элементарных частиц – сильным, электромагнитным и слабым (гравитационным взаимодействием ввиду его слабости справедливо пренебрегают):

сильное (ядерное) взаимодействие ответственно за устойчивость структуры ядер и нуклонов. Квант (переносчик) сильного взаимодействия – безмассовая частица – глюон. Квантовая характеристика сильного взаимодействия – цветовой заряд

электромагнитное взаимодействие – по интенсивности слабее сильного взаимодействия в 102–103 раз. Квантовая характеристика взаимодействия – электрический заряд. Квант взаимодействия – фотон. В электромагнитном взаимодействии участвуют заряженные частицы

слабое взаимодействие – слабее сильного взаимодействия в 1013 – 1014 раз. Кванты слабого взаимодействия – калибровочные бозоны. Слабое взаимодействие ответственно за

9

β-распад ядер и распады многих элементарных частиц. В слабом взаимодействии участвуют все частицы.

1.3. Основные ядерные частицы

Среди большого числа известных сегодня элементарных частиц, а их более 350 (в основном нестабильные), интерес для физики ядерных реакторов представляют те из них, которые участвуют в ядерных реакциях в активной зоне реактора.

Фотон – обозначение - γ, квант электромагнитного поля, электрический заряд – 0, масса – 0, стабилен, участвует в электромагнитном и слабом (электрослабом) взаимодействиях.

Лептоны:

нейтрино (антинейтрино) – обозначение e (~e ), электрический заряд 0, масса 0 (или

менее 45 эВ), стабильны.

электрон (позитрон) – обозначение е-(е+), электрический заряд электрона -е, позитрона +е, масса 0,511 МэВ, e- и e+ стабильны.

Барионы:

протон – обозначение р, электрический заряд +e, масса 938,28 МэВ, стабилен (или время жизни τ >1032 лет);

нейтрон – обозначение n, электрический заряд 0, масса 939, 57 МэВ, время жизни τ = 886,7 с. Тип распада: n p e ~e

Заметим, что по современным представлениям нейтроны и протоны не являются истинно элементарными. Это составные частицы, образованные из трех объектов – кварков 1- го поколения: d и u. Масса “голых” кварков (без сопутствующих виртуальных квантов сильного взаимодействия - глюонов: d ~9 МэВ, u ~5 МэВ. (Массы d и u кварков с учетом глюонной “шубы” ~340 MэВ). Электрические заряды в единицах e: d-кварк (1/3), u-кварка +(2/3). Протон состоит из двух кварков u и одного d (uud), нейтрон – из двух кварков d и одного u (ddu).

1.4.Постулаты модели атома Бора

Согласно атомной модели Бора атом состоит из положительно заряженного ядра и вращающихся вокруг него электронов. Электроны могут находиться на строго определенных орбитах и иметь определенное дискретное количество (квант) энергии. Переход электронов с одной орбиты на другую сопровождается испусканием фотона энергией

E h ,

(1.4.1)

где h – постоянная Планка (h = 6,63 ·10-27 эрг· с); 1/ ;

– длина волны фотона.

Ядро представляет собой плотную материю, состоящую из нуклонов – нейтронов и протонов. Радиус ядра связан с атомной массой соотношением

r 1,25 10 13 A1/3 ,

(1.4.2)

где r – радиус ядра, см; А – атомная масса.

1.5. Нуклиды

Число протонов в ядре называется атомным номером и обозначается Z. Число электронов в электрически нейтральном атоме равно числу протонов в ядре. Массовое число (А) ядра есть полное количество нуклонов (нейтронов и протонов) A Z N , где N – число нейтронов в ядре.

Нуклидом называют любое атомное ядро с заданным числом протонов и нейтронов. Нуклиды, имеющие одинаковое Z, но разное N называются изотопами (т.е. это ядро одного и того же химического элемента).

Радионуклиды – это радиоактивные нуклиды.

Не все комбинации чисел протонов и нейтронов в ядре возможны. На сегодняшний день известно около 2500 стабильных и радиоактивных нуклидов.

10