Основные принципы работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах реактивностные аварии. Аварии с потерей теплоносителя

Рассмотрим, как на основе цепной реакции деления работает реактор.

Основные принципы работы ядерного реактора.

В реакторе с нейтронами существует всего три типа процессов, которые определяют количество нейтронов в реакторе, или их баланс.

Обозначим русской буквой Р – скорость рождения нейтронов в реакторе, т.е. количество нейтронов, рождающихся каждую секунду в реакторе. Естественно, что рождаются нейтроны при делении. Другого источника нейтронов нет.

Второй тип процессов – процесс поглощения нейтронов. Обозначим его буквой П. Первый тип процессов, который определяет баланс нейтронов – это скорость рождения нейтронов, а второй – скорость поглощения нейтронов, т.е. количество нейтронов, которое поглощается в 1 с. в реакторе всеми ядрами, которые там присутствуют, в том числе и с делением. Нейтрон, который попал в ядро, поглотился. Считается, что родились n нейтронов, которые вылетели при делении, а нейтрон, который попал в ядро, он поглотился. Таким образом, в эту скорость поглощения входят все нейтроны, которые поглощаются любым способом всеми ядрами, и 5U и 8U, и Zr, чем хотите.

Вопрос – а поглотителем?

Все сюда входит, все, что есть в реакторе. В скорость поглощения входит количество нейтронов, поглощаемых в 1 с всеми ядрами всех материалов, присутствующих в реакторе. Вот что такое П.

И, наконец, последний тип процессов, который мы обозначим буквой У – первая буква слова утечка нейтронов. Утечка нейтронов – это количество нейтронов, которые вылетают  за пределы реактора и безвозвратно теряются. Понятно, что те нейтроны, которые находятся в середине реактора, ближе к центру, имеют малую вероятность вылететь, они скорее поглотятся каким-то образом, а вот те нейтроны, которые находятся вблизи внешней границы реактора, имеют большую вероятность вылететь.

Соотношение этих скоростей процессов полностью будет определять состояние реактора. Для этого вводится фундаментальный параметр, который получил обозначение кэфф, этот параметр называется эффективный коэффициент размножения нейтронов. Численно кэфф связан с этими тремя типами процессов очень просто:

.

Это формально, а если сказать словами, то кэфф представляет собой отношение количества рождающихся в 1 с нейтронов в реакторе, к количеству нейтронов, исчезающих в 1 с. Рождаются только одним путем – при делении, а исчезают двумя способами – при поглощении и при утечке. Вот кэфф – это есть отношение этих двух скоростей процессов. В зависимости от величины или значения кэфф определяют три состояния реактора. Если кэфф > 1, такой реактор называется надкритическим и в нем происходит постоянное нарастание количества нейтронов а вслед за ростом количества нейтронов и рост мощности. Т.е. говорят, что реактор разгоняется.

Если кэфф < 1, такое состояние называется подкритическим, это состояние реактора, при котором количество нейтронов становится все меньше и меньше, количество делений все меньше и меньше, мощность снижается и цепная реакция затухает. В подкритическом реакторе цепная реакция затухает.

Основное состояние реактора, когда кэфф = 1, т.е. в точности скорость рождения нейтронов равна скорости исчезновения, тогда цепная реакция стационарна, мощность постоянна, и такое состояние реактора называется критическим состоянием реактора.

Понятно, что критическое состояние может быть различно, видно, что в знаменателе могут быть различные значения у П и У при одном значении их суммы. Но для поддержания критичности всегда надо обеспечивать кэфф = 1.

Есть еще другая величина, которая получила название реактивность, обозначается r, которая приблизительно равна r » кэфф – 1. Слово реактивность более удачно, чем эффективный коэффициент размножения нейтронов, оно как бы отображает отзывчивость реактора на его состояние критичности, и, в зависимости от величины реактивности, теперь можно записать: если реактивность r > 0 - тогда реактор надкритический, если r = 0 – реактор критический и если r < 0, – т.е. реактивность отрицательна - он будет подкритический. Во многих случаях удобнее характеризовать состояние реактора с помощью реактивности, мы будем пользоваться и теми, и другими понятиями, но всегда состояние определено однозначно - если говорят, реактивность равно нулю, это значит, реактор критический, значит, мощность не меняется и режим стационарный. Если реактивность отрицательна – это подкритический реактор, мощность в реакторе падает, если реактивность положительна – мощность растет. Качественно это так, а количественно - чем больше реактивность, например, по величине (положительная или отрицательная), тем больше скорость или роста мощности или снижения мощности. Реактивность может быть чуть-чуть больше нуля, а может быть на одну тысячную, может на одну сотую, а может на одну десятую – чем больше значение реактивности, тем быстрее разгоняется реактор. Если реактивность отрицательна, то, опять таки, чем больше эта отрицательная величина, тем быстрее снижается мощность реактора.

Вопрос – вы говорили, очень трудно контролировать число нейтронов из-за вероятностных процессов, значит и реактивность трудно поддерживать на величине r = 0?

Это зависит от многих величин и от многих факторов. Мы дальше будем рассматривать обратные связи в реакторе, бывают ситуации, когда вообще даже не нужно внешних воздействий для управления реактором, т.е. есть реакторы, которые обладают свойством саморегулирования. Т.е. ректор сам поддерживает заданную мощность даже без внешних воздействий, конечно, в течение какого-то времени. Если говорят, что реактор саморегулируемый, это будет обязательно реактор с отрицательной обратной связью. Если же реактор с положительной обратной связью, то он неустойчивый, при работе этого реактора все время нужно вмешательство в процесс управления, чтобы поддерживать r = 0 на данном уровне. Если откажет система управления у реактора с положительной обратной связью, то реактор становится неустойчив, его работа чревата разгоном, авариями. Это как раз то, что произошло на четвертом блоке Чернобыльской станции. Хотя на РБМК были предусмотрены меры защиты от обезвоживания, но было столько ошибок персонала, столько задействовано блокировок, что оказалось, что процесс пошел таким образом, что все каналы в реакторе «запарились», т.е. вода превратилась в пар, а пар – это практически пустота для нейтронов (плотность пара в 100 раз меньше плотности воды). Это привело к тому, что реактивность стала положительна, а как только реактивность стала положительной – мощность стала нарастать, чуть-чуть выросла мощность – это привело к еще большему ускорению выпаривания воды, а ускорилось выпаривание воды – еще больше ускорилось нарастание мощности. И вот это раскручивание пошло так быстро, что привело в конечном счете к такому росту давления, что произошел взрыв.

Вопрос – т.е. нейтроны начали нарастать бесконтрольно, реакция не управляемая?

Это называется неуправляемая ядерная реакция – разгон. Неуправляемый разгон реактора.

Вопрос – в ВВЭР такое возможно? 

ВВЭР обладает очень сильной отрицательной обратной связью. Там невозможно это сделать. У ВВЭР есть температурные области, при которых обратная связь положительная, но в этой области регламентом запрещено выходить в критическое состояние – надо сначала разогреть весь реактор гидроциркуляционными насосами так, чтобы обратная связь стала отрицательная, а потом можно уже выводить его в критическое состояние, в подкритическое и т.д.

Таким образом, реактор имеет три состояния и легко или трудно управлять реактором, зависит от того, какие у него обратные связи.  При сильной отрицательной обратной связи – даже автоматическое управление можно отключать, регулирование мощности будет поддерживаться само, разумеется, какое-то время, до корректирующего воздействия. При положительной обратной связи – или очень маленькой отрицательной обратной связи, ну очень маленькой, например, как в РБМК, при нормальной эксплуатации есть и положительные обратные связи по температуре графита, действующие с запаздыванием, очень медленно, и по топливу быстрые, но с маленьким эффектом. Здесь для поддержания мощности должно все время работать автоматическое управление. Без автоматического управления реактор «убежит».

Вот это принцип работы реактора. Рассмотрим подробнее утечку и поглощение нейтронов – они могут меняться. От чего зависит утечка нейтронов? Прежде всего, она зависит от размеров реактора. Если реактор очень маленьких размеров, то условия для того, чтобы нейтроны вылетели, очень хорошие. А если представить что реактор делается все больше, больше и больше, в конце концов, занимает бесконечное пространство - в таком случае, нейтронам улетать некуда, поскольку все пространство занято активной зоной, как бы средой реактора. Вот в этом случае утечка нейтронов равна нулю, т.е. если мы устремим, условно говоря, радиус реактора к бесконечности (R ® ¥), то в этом случае утечка нейтронов будет стремиться к 0, а вот кэфф будет стремиться к величине, которая обозначается к¥ , которое в нашем представлении равно просто Р/П. Эта константа к¥ характеризует вообще принципиальную возможность создания реактора из данного состава активной зоны. Если к¥ < 1, то реактор сделать нельзя, это будет подкритическая система, размножающая нейтроны. Можно записать, что всегда кэфф < к¥ .

 Вопрос – часть нейтронов все равно поглощается поглотителем?

Нейтроны поглощаются всеми материалами, и поглотителями, и ураном, и Zr, и водой. Ну и что? Если к¥ < 1, это означает, что у вас рождается нейтронов меньше, чем их поглощается. Т.е. цепная реакция будет затухать. Вы не можете осуществить условия работы даже на постоянной мощности, потому что для постоянства мощности должно выполняться условие: сколько рождается нейтронов, столько и исчезает. А если в реакторе исчезает нейтронов больше, чем рождается, то даже если запустить туда нейтроны от какого-нибудь пускового внешнего источника, то через какое-то время они все-равно сойдут на ноль. 

Если к¥ < 1, то реактор создать нельзя, потому что в этом случае надо поднимать обогащение урана, уменьшать количество бора, менять набор материалов.

Ядерная энергетика в мире активно растет и развивается, особенно активно идет этот процесс в Японии, Корее, Китае и Индии. В последних двух странах потребность в электричестве растет столь быстро, что возникает вопрос уже о скорости наработки ресурсов ядерного топлива (обогащенного урана и плутония) для загрузки новых реакторов. Основной причиной появления и столь быстрого развития атомной энергетики является огромный, по сравнению с органическим топливом, энергетический эквивалент цепной реакции деления
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции