ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРОМ

Принципы управления. Для того, чтобы определить возможности управления ядерным реактором, проанализируем скорость изменения в нем количества нейтронов. Если в некоторый момент времени в реакторе имеется n нейтронов, то по определению коэффициента размножения их число по прошествию одного цикла обращения станет равным kn, где k – коэффициент размножения нейтронов. А приращение нейтронов за время цикла составит kn-n=n(k-1). Следовательно изменение числа нейтронов во времени описывается уравнением:

(6.2)

Решение этого уравнения дает зависимость числа нейтронов в реакторе от времени:

, (6.3)

где n_o – число нейтронов в реакторе в начальный момент.

Наибольшее время цикла мгновенных нейтронов деления в реакторе на тепловых нейтронах достигает 10^-3 с. Если предположить, что k=1,01, то через каждую секунду число нейтронов в реакторе возрастает в е¹⁰20000 раз и в такое жечисло раз возрастет число делений в реакторе. В средах с большим содержанием делящихся материалов время нейтронного цикла уменьшается и для чистых делящихся материалов может достигать 10^-8 с. В последнем случае при k=1,1 один начальный нейтрон через 6 мкс порождает 10²⁶ нейтронов, а одно деление – порождает 10²⁶ делений, что эквивалентно делению около 40 кг урана.

Создание системы управления реактором при таких параметрах изменения потока нейтронов практически невозможно, имея ввиду необходимость механических перемещений элементов системы управления и защиты (СУЗ) реактора. Наличие запаздывающих нейтронов позволяет решить эту проблему, благодаря тому, что периоды полураспада радионуклидов, в результате распада которых они испускаются, составляют от долей секунды до 56 секунд. Рассмотрим особенности управления реактора при наличии запаздывающих нейтронов.

Итак скорость возрастания числа нейтронов со временем определяется превышением коэффициента размножения k над единицей и временем нейтронного цикла τ (см. соотношение 6.3). Для мгновенных и запаздывающих нейтронов времена нейтронных циклов существенно отличаются. Хотя доля запаздывающих нейтронов невелика, они могут дать существенный вклад в усредненное по всем нейтронам время цикла. В самом деле, в точно критическом реакторе (k=1) β-ая часть нейтронов деления имеет время цикла обращения, определяемое средним временем жизни радиоактивных продуктов деления, являющихся предшественниками запаздывающих нейтронов, и равное τ_з. Оставшаяся часть нейтронов (1-β) имеет время цикла мгновенных нейтронов τ_м. Поэтому, с учетом выходов каждой составляющей среднее время цикла равно:

τ = (1-β)τ_м+βτ_зβτ_з (6.4)

Продукты деления ²³⁵U имеют βτ_з=0,085 с, что во много раз больше τ_м даже в реакторе на тепловых нейтронов, где время цикла свободного нейтрона особенно велико и достигает 10^-3 с. Это позволяет значительно снизить скорость нарастания потока нейтронов в надкритическом состоянии. Время среднего цикла, вычисляемого по соотношению (6.4) относится к точно критическому реактору. Значительное превышение k над единицей приводит к снижению эффективной доли запаздывающих нейтронов, при этом τ приближается к τ_м при . Однако в некотором легко контролируемом интервале изменения k τ остается много больше τ_м, что и используется при управлении цепной реакцией с помощью запаздывающих нейтронов.

Величина

(6.5)

называется реактивностью ядерного реактора.

Понятие реактивности широко используется при управлении ядерного реактора. Поскольку при управлении реактором величина k мало отличается от единицы, то , т.е. реактивность показывает превышение коэффициента размножения k над единицей. В критическом реакторе ρ=0, в надкритическом реакторе реактивность положительна, а в подкритическом – отрицательна.

Система управления. Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности, т.е. излишек топлива, позволяющий поддерживать критичность реактора при уменьшении количества делящегося материала в реакторе. Освобождение связанной реактивности, компенсирующей ее естественные потери, обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается в активной зоне с размерами, значительно превышающими критические.

Чтобы реактор в начальном периоде работы не становился надкритичным, искусственно снижается коэффициент размножения нейтронов посредством введения в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем (механическим извлечением или выгоранием при облучении нейтронами). Вещества-поглотители могут входить в состав материала стержней, перемещающихся по соответствующим каналам активной зоны. Стержни, предназначенные для компенсации начального избытка реактивности называются компенсирующими. Регулирующие стержни с меньшим весом предназначены для тонкого поддержания критического состояния реактора в любой момент времени и для перехода с одного уровня мощности на другой. Для аварийной остановки цепной реакции в активной зоне используют аварийные стержни, обладающие наибольшим весом. Они сбрасываются или вводятся в активную зону реактора очень быстро. В качестве поглощающих нейтроны материалов в тепловых реакторах используются бор, кадмий, гафний. В реакторах на быстрых нейтронах – тантал и европий.

Иногда элементы управления реактором делаются не из поглощающихся материалов, а из делящихся. Они, в отличие от поглощающих, вводятся в активную зону для компенсации выгорания топлива в активной зоне. В некоторых реакторах компенсирующие стержни состоят из двух частей: поглощающей и топливной. В процессе работы реактора компенсация выгорания топлива в реакторе осуществляется последовательным извлечением поглощающей части и введением топливной.

Для регулирования мощности и компенсации выгорания топлива иногда применяют подвижные рассеиватели на периферии активной зоны, которые возвращают в активную зону нейтроны утечки. От положения рассеивателей зависит количество возвращаемых нейтронов.

 

 

Тема 7