46 Основные параметры, определяющие кинетику реактора.

Раздел физики ядерных реакторов, носящий название «кине­тика», посвящен изучению нестационарных состояний реактора, когда средняя плотность тепловых нейтронов является функци­ей времени.

Кинетика реактора - раздел теории реакторов, объясняющий и описывающий закономерности поведения реактора при ненулевых реактивностях.

Подобные состояния достаточно часто имеют место при эксплуатации реактора, а именно: при пуске, регулировании мощности, остановке реактора и других переходных режимах, как штатных, так и нештатных, в том числе и аварийных.

Изменение плотности нейтронов во времени в этом случае происходит в результате отклонения реактивности от нулевого значения при перемещении органов управления или по другим причинам.

Нарушающееся при этом равновесие между скоростью генерации и скоростью убывания нейтронов описывается нестаци­онарным уравнением диффузии.

Нестационарность происходящих в реакторе процессов приво­дит к ряду существенных особенностей его поведения, чрезвы­чайно важных для управления ядерным реактором.

Изучение этих особенностей и новых явлений, характерных для нестационарного процесса деления ядер горючего в ядерном реакторе, и является предметом изучения раздела физики ядерных реакторов «кинетика ядерного реактора».

Если в активной зоне изначально критического реактора переместить вверх любой стержень-поглотитель и оставить его на некоторое время в новом положении:

вначале измеритель нейтронной плотности показывает относительно быстрое нарастание плотности нейтронов,

затем темп нарастания её замедляется,

а затем вновь начинает увеличиваться всё более и более нарастающим темпом по закону, очень близкому к экспоненциальному.

Если из критического положения опустить стержень-поглотитель и оставить в новом положении:

вначале следует относительно резкий скачок плотности нейтронов вниз,

затем темп спада этой величины замедляется, переходя в плавное её уменьшение по закону, близкому к экспоненциальному.

Для того, чтобы остановить спад величины плотности нейтронов требуется поднять стержень-поглотитель в исходное (критическое) положение, при котором плотность нейтронов стабилизируется на новом, более низком уровне.

Ради выяснения закономерностей переходных процессов изменения плотности нейтронов при сообщении критическому реактору реактивности тех или иных величины и знака в теории реакторов вводится условное идеальное понятие “холодного” реактора.

“холодный” реактор - это такой воображаемый реактор, в котором возмущение по реактивности приводит только к изменениям плотности нейтронов, но не влечёт за собой изменений тепловой мощности реактора.

Тем самым исключается влияние на поведение реактора других сопутствующих изменениям мощности реактора эффектов реактивности.

Основные понятия кинетики ядерных реакторов

Реактивность есть отклонение эффективного коэффициента размножения нейтронов к_эф от единицы, отнесенное к К_эф.

Реактивность является интегральной характеристикой всего реакто­ра.

Экспериментальные значения реактивности получают обычно из наблюдений динамического поведения реактора, хотя возможны и статические измерения коэффициента размножения нейтронов.

Точечная модель реактора применима только тогда, когда к_эф очень близок к единице (когда реактор не очень далек от критического состояния).

Вычисление «обрат­ной связи по реактивности» (температурные эффекты) одна из центральных проблем дина­мики реакторов.

Время жизни поколения нейтронов — это среднее время, необ­ходимое для воспроизводства нейтронов в размножающей среде.

Оно может быть очень коротким (10^-7 с) в реакторах на быст­рых нейтронах, где деление вызывают быстрые нейтроны, или бо­лее длительным (до 10^-3 с) в реакторах на тепловых нейтронах, где нейтроны, прежде чем вызвать деление, сильно замедляются, а затем диффундируют при тепловых энергиях.

Время жизни зависит главным образом от количества актов рассеяния, которые претерпевает в среднем нейтрон, прежде чем он уйдет из реакто­ра (вследствие утечки) или исчезнет в результате ядерной реакции (вследствие поглощения).

Запаздывающие нейтроны хотя и составляют менее одного про­цента выхода нейтронов при делении, чрезвычайно важны, так как определяют в кинетике реакторов характерное время переходных процессов.

Эти нейтроны испускаются в определенных ядерных переходах, характерных для некоторых типов сильно возбужден­ных осколков деления, периоды полураспада которых составляют от 0 до 100 секунд.

Все ядра-предшественники запаздывающих нейтронов объединяются в 6 условных групп и при этом теория хоро­шо совпадает с экспериментом.

Каждая из групп характери­зуется периодом полураспада (Т_1/2) или средним временем жизни Т = T_1/2/0,693 (постоянной распада λ_i=1/T), долей выхода βi и средней энергией Е испускаемых запаздывающих нейтро­нов.

При делении ²³⁵U тепловыми нейтронами в критическом со­стоянии β = 0,0064.

Это существенно больше суммарной доли за­паздывающих нейтронов при делении ²³⁹Ри (β = 0,0022) и ²³³U (β = 0,00264).

Доля мгновенных нейтронов во всех случаях составляет 1 - β.

Cредняя энергия запаздывающих нейтронов со­ставляет около 0,5 МэВ. Это примерно в 4 раза меньше средней энергии мгновенных нейтронов (Е=2 МэВ).

Вероятность избежать утечки в процессе замедления Р = ехр(-В²т) для запаздывающих ней­тронов выше, чем для мгновенных. Поэтому запаздывающие нейтроны обладают более высокой способностью к дальнейшему размноже­нию, чем мгновенные. Это свойство запаздывающих нейтронов характеризуется так называемой ценностью запаздывающих ней­тронов.

Наряду с рассмотренными выше запаздывающими нейтронами в активной зоне существуют также запаздывающие фотонейтроны, образующиеся в результате взаимодействия испускаемых осколка­ми деления γ-квантов с ядрами бериллия или дейтерия, на кото­рых идет реакция (γ,п).

Среднее время жизни поколения нейтронов.

С учетом того, что эффек­тивная доля мгновенных нейтронов равна (1 — β_Эф), среднее время жизни поколения с учетом запаздывающих нейтронов в предпо­ложении, что времена замедления мгновенных и запаздывающих нейтронов равны между собой, составит: