41. Коэффициент размножения нейтронов. Активность

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении во всем объеме размножающей нейтронной среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырех сомножителей:

, где

• k₀ — коэффициент размножения в бесконечной среде;

• μ — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

• φ — Вероятность избежать резонансного захвата;

• θ — Коэффициент использования тепловых нейтронов;

• η — Выход нейтронов на одно поглощение.

42. Управление цепной ядерной реакцией деления. Суз

Чтобы управлять ядерным реактором, нужно иметь возможность регулировать коэффициент размножения нейтронов k. При k = 1 (критический реактор) имеет место стационарная цепная реакция с постоянной интенсивностью. При k > 1 (надкритический реактор) интенсивность процесса нарастает, а при k < 1 (подкритический реактор) спадает. Благодаря явлению запаздывающих нейтронов время «рождения» нейтронов увеличивается от 0,001 с до 0,1 с. Это характерное время реакции позволяет управлять ею управляющими стержнями из материала, поглощающего нейтроны (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Для обеспечения безопасности выбирают такой режим работы реактора, в котором для поддержания стационарной цепной реакции необходимы запаздывающие нейтроны в каждом поколении. Для обеспечения заданного уровня мощности используются управляющие стержни и отражатели нейтронов, но задачу управления можно значительно упростить правильным расчетом реактора.

Система управления и защиты (СУЗ) – это система, предназначенная для осуществления пуска реактора, регулирования уровня мощности и энерговыделения реактора, положения органов регулирования реактивности в активной зоне, а также для мониторинга неисправностей реактора. Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов.

43. Основные компоненты ядерного реактора

Ядерный реактор в целом содержит:

(А) Активную зону, состоящую из:

• Топлива (делящегося или воспроизводящего). Оно может быть растворено или рассеяно в замедлителе (гомогенный реактор) или сконцентрировано в ТВЭЛах (гетерогенные реакторы).

• Замедлителя и, в необходимых случаях, отражателя нейтронов (например, бериллий, графит, вода, тяжелая вода, определенные углеводороды, такие как дифенил или терфенилы).

• Теплоносителя. Он служит для отвода тепла, генерируемого реактором (двуокись углерода, гелий, вода, тяжелая вода, расплавленный натрий или висмут, расплавленные смеси натрия и калия, расплавленные соли, определенные углеводороды и пр.).

• Управляющих стержней, выполненных из материала с высокой способностью к поглощению нейтронов (например, бор, кадмий, гафний) или из сплавов и соединений на основе такого материала.

• Трубы высокого давления ядерных реакторов, предназначенные для размещения в них топливных элементов и теплоносителя первого контура в реакторах при рабочем давлении, превышающем 50 атмосфер.

• Трубы или сборки труб из металлического циркония или его сплавов, которые специально предназначены или подготовлены для использования в реакторах и в которых отношение по весу гафния к цирконию меньше чем 1:500.

(Б) Механическую структуру (например, металлический корпус реактора, машины для загрузки и выгрузки топливных элементов, трубопроводы для транспортировки теплоносителя, клапаны, механизм установки управляющих стержней и пр.).

(В) Измерительные, контрольные и управляющие приборы (например, детекторы нейтронов, ионизационные камеры, термопары, телекамеры, манометры или расходомеры).

(Г) Тепловых и биологических экраны (из стали, бетона, свинца и пр.).