Ядерная энергетика

Размещено на http://www.allbest.ru/

Ядерная энергия

Строение материи. Вещество. Молекулы

Чтобы понять процессы, протекающие в ядерном реакторе, при превращении ядерной энергии в тепловую, нужно остановится на строении материи.

Подавляющие большинство веществ состоит из молекул, мельчайших частиц которые сохраняют, все физические свойства вещества. Рассмотрим для примера воду.

В стакане воды содержится огромное количество молекул, если из стакана отлить половину, то это количество уменьшится вдвое, но вода останется водой, все свойства воды как вещества сохранятся. Если отлить еще половину, то количество молекул снова уменьшится вдвое, повторяя этот опыт можно придти к ситуации, когда в стакане останется одна молекула, но и она останется водой по своим свойствам. Эту оставшуюся молекулу можно разделить на части, но эти части уже не будут водой, разложив молекулу воды, мы получим атом кислорода, и два атома водорода, свойства которых значительно отличаются от свойств молекулы воды.

В природе существует около 100 видов атомов, приведенных в таблице Менделеева, из этих атомов образуется все многообразие существующих в природе веществ.

Молекула вещества может состоять из нескольких разных атомов, из нескольких одинаковых атомов. Некоторые вещества состоят просто из атомов.

Количество веществ состоящих из атомов ограничено таблицей Менделеева в которой присутствуют чуть более сотни элементов. Все остальные вещества состоят из молекул.

Атом

Разделив молекулу воды, мы получили атом водорода. Что же из себя представляет атом? Водород находится в самом начале таблице Менделеева, схематично его атом можно изобразить так:

Модель атома водорода

Положительно заряженное ядро, вокруг которого вращается отрицательно заряженный электрон. Такая модель атома получила название планетарной, за свое сходство с солнечной планетной системой. Если принять массу ядра водорода за 1 то масса электрона 1/1850, т.е. в 1850 раз меньше. Почти вся масса сосредоточена в ядре. Планетарную модель можно применить к любому атому. Например, для Бериллия, который в таблице Менделеева находится под номером 4.

В ядерной физики удобно переменить новую единицу измерения для заряда равную 1.610^-19 Кл тогда заряд электрона равен -1.

Модель атома бериллия

Обобщая, можно сказать любой атом состоит из положительно заряженного ядра, окруженного оболочкой из вращающихся вокруг него электронов. Ядра разных химических элементов, отличаются зарядом. Заряд ядра химического элемента соответствует его номеру в периодической таблице Менделеева. Если мы, каким либо способом сможем изменить заряд ядра, то мы получим другой химический элемента.

Ядро. Изотопы

Попробуем заглянуть внутрь ядра. Сильно упрощая, все строение ядра можно свести к двум основным частицам: нейтрону и протону.

Протон - наименьшая устойчивая частица, имеющая положительный заряд по абсолютной величине равный заряду электрона.

Нейтрон - частица с массой приблизительно равной массе протона, не имеющая электрического заряда.

Приведем характеристики этих частиц в сравнении с характеристиками электрона:

Частица	Масса , кг	Заряд, Кл (Электрон)
Протон	1.67310-27	+1.610-17 (+1)
Нейтрон	1.67510-27	0
Электрон	9.110-31	-1.610-17 (-1)

Как было сказано выше, заряд ядра определяет вид химического элемента. Рассмотрим два ядра, одно содержит 8 нейтронов и 4 протона, другое содержит 9 нейтронов и 4 протона. Эти два ядра обладают одинаковым зарядом, но разной массой. Оба ядра являются ядрами одного химического элемента бериллия, но представляют собой разные изотопы.

Определение: Изотопами химического элемента называется атомы и имеющие одинаковый заряд ядра (число протонов), но разную массу (число нейтронов).

Для символической записи используются следующие обозначения:

Z - заряд ядра в электронах;

Z - число протонов в ядре

A - атомная масса ядра в атомных единицах массы (1 а.е.м =1.6610^-27 кг)

А - число протонов + число нейтронов;

Символично изотоп записывают в виде:

Два изотопа бериллия записываются ⁹Ве₄ и ⁸Ве₄. Поскольку заряд определяется видом химического элемента, то число Z часто опускается.

Сокращенная запись двух изотопов бериллия: ⁹Ве и ⁸Ве.

Практически любой элемент имеет несколько изотопов. Даже водород, ядро которого состоит из одного протона, имеет изотопы дейтерий, и тритий в ядрах которых имеются, один и два нейтрона соответственно.

Атомы изотопов водорода

Уран, который используется в качестве ядерного топлива, имеет заряд ядра 92. В природе уран встречается в виде изотопов с массами 238 а.е.м и 235 а.е.м. причем доля последнего ( ²³⁵U ) составляет всего 0.714%, а именно этот изотоп является топливом для большинства современных энергетических реакторов.

Не следует думать что, нейтроны и протоны являются неделимыми частицами, на самом деле они имеют сложный состав. Рассмотрение состава протонов и нейтронов выходит за рамки данного учебного пособия. Не следует также думать также, что эти частицы постоянны во времени, в настоящие время известно множество процессов (реакций) превращений этих частиц, например: протон, захватывая электрон, превращается в нейтрон. Глубокие знания этих процессов не являются обязательными для понимания основных принципов работы ядерного реактора, поэтому мы постараемся не углубляться в физику частиц.

Свойства изотопов. Радиоактивный распад

ядерный реактор нейтрон изотоп

Из общих соображений ясно, что свойства изотопов должны, каким-то образом отличатся, в связи с различным составом ядра. Так как химические свойства у них практически одинаковы, отличие следует искать в каких то других свойствах, напрямую зависящих от состава ядра. Нейтроны и протоны, в ядре, находятся в постоянном движении, таким образом можно говорить о энергии этого движения или энергии ядра. Если посмотреть на ядро ²³⁸U то в его состав входят 92 протона и 146 нейтронов, все эти частицы, находясь в постоянном движении, образуют как бы каплю подвижной жидкости (капельная модель ядра). По аналогии с каплей жидкости: если каким то образом подвести энергию (нагреть каплю), то из ней могут испарится молекулы. В случае яра, при избытке энергии, из него могут вылететь, частицы. Такие процессы впервые были обнаружены в начале века. Беккерель и Кюри установили, что некоторые вещества, (уран, торий, радий и др.) самопроизвольно испускают энергию в окружающие пространство.

После изучения этих процессов были сделаны выводы о том, что некоторые ядра в природе обладают излишком энергии, находятся в ?возбужденном¦ состоянии и могут самопроизвольно сбрасывать часть энергии. Сброс энергии возможен путем радиоактивного распада или излучения.

Определение: Радиоактивный распад - это самопроизвольное превращение одного изотопа в другой (возможно даже в изотоп другого элемента) сопровождающийся сбросом энергии ядра в окружающие пространство.

Существует несколько видов радиоактивного распада приведем основные:

Альфа-распад

При альфа распаде излишек энергии из ядра уносится с альфа-частицей, которая представляет собой ядро гелия. Другими словами из капли ядра вылетает частица, состоящая из двух протонов и двух нейтронов (ядро гелия). Энергия оставшегося ядра меньше чем исходного. Причем поскольку улетают два протона то заряд ядра уменьшается на 2 и мы получаем другой химический элемент.

Например:

При альфа распаде урана образуется торий, ядро которого тоже обладает излишком энергии (находится в возбужденном состоянии), и может в свою очередь претерпеть распад, результатом которого снова будет возбужденное ядро и т.д. Образуется цепочка распадов, в конце который, мы получим устойчивый изотоп, например: в нашем случае возможен свинец .

Бета распад

Бета распад бывает трех видов:

- распад - из ядра вылетает электрон и антинейтрино, при этом нейтрон превращается в протон.

Заряд ядра увеличивается на единицу и изотоп превращается в изотоп другого элемента, следующего в таблице Менделеева.

- распад - из ядра вылетает позитрон и нейтрино, при этом протон превращается в нейтрон.

Заряд уменьшается на единицу - получается изотоп элемента стоящего перед исходным в таблице Менделеева.

К- захват - протон захватывает ближайший к ядру электрон и превращается в нейтрон, при этом ядро испускает нейтрино и квант энергии.

Заряд уменьшается на единицу - получается изотоп элемента стоящего перед исходным в таблице Менделеева.

Гамма излучение

Гамма квант представляет собой электромагнитное излучение с большой частотой, обладающие большой энергией. Излишняя энергия ядра может быть сброшена путем испускания одного или нескольких гамма квантов, это и называется гамма излучением.

Интересной особенностью радиоактивного распада является то, что в настоящее время не известно не одного способа, с помощью которого можно ускорить или замелить этот процесс.

Закон радиоактивного распада

Отношение числа радиоактивных ядер [dN(t) = N(t)-N(t+dt)], распадающихся за единицу времени, к общему числу радиоактивных ядер, имеющихся в данный момент времени [N(t)], постоянно:

- постоянная радиоактивного распада

Каждый изотоп обладает своим значением постоянной радиоактивного распада.

Если известно количество ядер изотопа в начальный момент времени N₀, и постоянная распада этих ядер , то для любого момента времени t можно определить количество ядер, по формуле:

Графически закон можно представить на графике, где по оси У отложено количество ядер, а по оси X - время.



Для каждого изотопа существует свое время полураспада.

Определение: Период полураспада - это время в течении которого распадается половина исходного количества ядер.

Период полураспада для одних изотопов составляет тысячные доли секунды, для других тысячи и миллиарды лет, последние представляют собой главную проблему современной ядерной энергетики. Образовавшиеся в процессе работы реактора эти изотопы остаются радиоактивными в течении столетий и представляют опасность для окружающей среды и человека.

В заключении нужно сказать, что количество энергии, выделившееся в результате цепочки радиоактивных распадов превращающих 1 г урана в свинец, такое же как при сгорании 400 кг угля.

Ядерные реакции

Как было сказано ранее, в настоящие время не существует способа ускорить радиоактивный распад веществ. Ни нагрев до высоких температур, ни сильное сжатие не могут уменьшить период полураспада. Для урана процесс превращения происходит настолько медленно (миллиарды лет), что нечего и думать о практическом использовании выделяющейся энергии.

Проблема была решена после открытия в 1939 году ядерной реакции деления урана под действием нейтронов.

Основное отличие ядерных реакций от самопроизвольного радиоактивного распада, это участие в процессе, кроме ядра, других частиц. В самом деле, вместо того, чтобы ждать когда ядро ?надумает¦ развалится, попробуем ударить по нему какой либо частицей протоном, нейтроном или даже другим ядром.

Определение: Ядерная реакция - это процесс превращения ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами или с другими ядрами.

Первую ядерную реакцию, осуществил Резерфорд направляя пучок альфа-частиц (ядер гелия) на вещество содержащие ядра азота, в результате были получены изотопы кислорода и водорода:

Первые ядерные реакции происходили при бомбардировки заряженными частицами (ядрами гелия, протонами) различных элементов. При этом, энергия затраченная на разгон налетающих частиц значительно превосходила энергию, полученную в результате реакции. Разгон частиц необходим для преодоления сил электрического сопротивления (положительно заряженное ядро отталкивает положительно заряженные ядра, альфа-частицы и протоны). Если в качестве налетающей частицы использовать нейтрон, который не имеет заряда, то необходимость в разгоне пропадает. Поэтому в настоящие время в ядерных реакторах определяющими реакциями являются ядерные реакции нейтронов с ядрами веществ находящихся в активной зоне. Рассмотрим самые важные из них.

Реакция деления

Механизм деления, проще всего представить с помощью капельной модели ядра. В каплю "ядерной жидкости" попадает нейтрон. Под действием внесенной энергии в капле возникают колебания формы, от сферической до форы двух грушеобразных частей с перешейком между ними если внесенной неторном энергии достаточно, то перешеек рвется - ядро разваливается на два осколка.

После деления урана, как правило, образуются два осколка с соотношением масс 2 к 3 и несколько нейтронов.

В принципе, если нейтрон обладает достаточно большой энергией, то разделится может любое ядро. В большинстве ядерных реакторов главным делящимся изотопом является изотоп урана ²³⁵U. При делении урана образуются два ядра-осколка и два или три нейтрона (в среднем около 2.5 нейтрона на один акт деления). При делении одного ядра выделяется приблизительно 3.1510^-13Дж энергии.

Реакция радиационного захвата

После захвата нейтрона составное ядро может и не испытать деления, излишек энергии сбрасывается путем испускания гамма-квантов. В этом случае говорят о реакции радиационного захвата.

Вследствие этой реакции металлические детали, находящиеся в АЗ активируются. То есть в них образуются новые изотопы, например: ядро железа, захватывая нейтрон, превращается в радиоактивный изотоп. Метало-конструкции после интенсивного облучения нейтронами представляют опасность для персонала.

Реакция рассеяния

При взаимодействии нейтрона с ядром возможен случай, когда составное ядро не образуется. Происходит столкновение и разлет в разные стороны нейтрона и ядра. В этом случае говорят об упругом рассеянии. Нейтрон, ударившись о ядро, снижает свою скорость и изменяет направление движения, этот процесс называют замедлением.

Чем легче ядро, с которым столкнулся нейтрон, тем больше снижение скорости. В дальнейшем мы увидим, что снижение скорости движения нейтрона, или другими словами снижение его кинетической энергии (замедление), очень важный процесс в физике ядерного реактора.

Неупругое рассеяние - это процесс когда, после столкновения с нейтроном, образуется составное ядро, но из него почти мгновенно вылетают нейтрон, и гамма квант. В этом случае кинетическая энергия нейтрона уменьшается на величину энергии гамма кванта и энергии полученной ядром. Нейтрон замедляется.

В заключении остановимся на условиях, при которых реакция деления будет самоподдерживающееся. Для этого необходимо, чтобы хотя бы один из нейтронов, полученный в результате первого акта деления, взывал второй акт деления. Нейтроны, вызвавшие первые акты деления, называют нейтронами первого поколения, вторые - второго поколения.

Определение: Коэффициент размножения (К_эф) - это отношение количества нейтронов второго поколения к количеству нейтронов первого поколения

При К_эф < 1 реакция деления затухает.

При К_эф = 1 реакция деления происходит на постоянной мощности (нормальный режим работы реактора).

При К_эф > 1 реакция деления разгоняется (увеличение мощности).

Для осуществления преобразования ядерной энергии в электрическую, необходимо поддерживать в реакторе К_эф = 1.

Управляемая цепная реакция деления. Нейтроны и вероятность их взаимодействия с ядрами

На предыдущем занятии мы рассмотрели, возможные реакции взаимодействия нейтрона с ядрами. Точно определить какая реакция произойдет, в каждом конкретном случае невозможно, говорят о вероятности протекания той или иной реакции. Для оценки вероятности введена величина эффективного сечения реакции.

Определение: микроскопическое сечение реакции - представляет собой эффективную площадь поперечного сечения вокруг ядра, попав в которую налетающий нейтрон вызовет данную ядерную реакцию.

Чем больше сечение реакции, тем больше вероятность этой реакции.

Если умножить микроскопическое сечение реакции k, _k на количество ядер в единице объема N_j, то получим макроскопическое сечение реакции .

Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром.

Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = 1.602 10^-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы:

тепловые - энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения среды Е < 0.5 эВ.

замедляющиеся - энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ.

быстрые - E > 2000 эВ.

Основным топливом в ядерных реакторах является уран, поэтому рассмотрим вероятность реакции деления изотопов урана под действием нейтронов с различной энергией.

В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана ²³⁸U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром ²³⁸U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.

Для изотопа урана ²³⁵U деление возможно нейтронами любых энергий, однако, вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

Цепная реакция деления

Рассмотрим реакцию деления в смеси изотопов урана ²³⁸U и ²³⁵U.

В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ, до 10 МэВ. Средняя энергия около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы ²³⁸U, но как было сказано выше, на 1 нейтрон вызвавший деление ²³⁸U, придется четыре захваченных без деления, а в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона, следовательно, коэффициент размножения К_эф = 5/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа ²³⁸U осуществить цепную реакцию невозможно.

Нейтроны рожденные при делении с энергией 2 МэВ, в результате рассеяния потеряют свою энергию (замедлятся), чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа ²³⁵U, однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер ²³⁸U очень сильно возрастает. Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления ²³⁵U максимальна, сможет замедлится лишь малая часть нейтронов.

В естественном уране количество изотопа ²³⁵U составляет 0.7 % остальное ²³⁸U и для осуществления реакции необходимо произвести обогащение, увеличить концентрацию изотопа ²³⁵U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами ²³⁵U чаще, чем с ядрами ²³⁸U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах.

Другим способом осуществления реакции деления в уране является использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления ²³⁵U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшем обогащением по ²³⁵U.

Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами, называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют:

Воду Н₂О - реакторы типа ВВЭР, PWR;

Тяжелую воду D₂O - реакторы типа CANDU;

Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

В реакторе РБМК в качестве замедлителя используют графит. Нейтроны в них теряют свою энергию (замедляются) при столкновении с ядрами углерода. Причем количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона до теплового составляет для углерода около 114.

Жизненный цикл нейтронов

Рассмотрим "пакет" из N₀ = 100 нейтронов рожденных со средней энергией 2МэВ. Часть нейтронов, сталкиваясь с изотопом ²³⁸U, вызовет его деление. Число нейтронов возрастет до N₀ , где - коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Замедлившись до резонансных значений энергии, часть нейтронов поглотится на ²³⁸U, и их общее число составит N_{0 8}, где ₈ - вероятность избежать резонансного захвата на ²³⁸U. Замедлившись до тепловых энергий, часть нейтронов поглотится в изотопе урана ²³⁵U, эта часть составляет:

,

где ₅ - вероятность поглощения нейтронов в ²³⁵U. На каждый поглощенный нейтрон приходится в среднем _f5 рожденных нейтронов. В результате количество нейтронов второго поколения составит:

,

где _f5 - количество нейтронов деления на один акт захвата нейтрона ядром ²³⁵U. В данном случае мы не рассматривали потери нейтронов связанные с вылетом за пределы среды размножения (утечку нейтронов), поэтому данная формула справедлива только для бесконечной среды.

Коэффициент размножения:

- формула четырех сомножителей. K_бес - характеризует среду в которой происходит размножение. Если K_бес < 1, то цепная реакция невозможна, ни при каких условиях. Если K_бес > 1, то можно подобрать размеры и массу среды таким образом, чтобы реакция была осуществима, поскольку от размеров и массы зависит количество нейтронов вылетающих за пределы среды и не участвующих в цепной реакции. Если обозначить за P_ут - вероятность нейтрона избежать утечки из реактора то условием протекания реакции является:

К_эф = P_ут K_бес = 1 или P_ут = 1/K_бес.

Приведем возможные значения коэффициентов:

для среды с параметрами = 1.05; ₈ = 0.823; ₅ = 0.823; _f5 = 2.071; коэффициент размножения K_бес = 1.54, чтобы в такой среде протекала цепная реакция, вероятность избежать утечки должна быть не менее P_ут = 0.65. В этом случае количество нейтронов во втором поколении составит:

Величина утечки определяет критическую массу и критические размеры.

Определение: Критические размеры - минимальные размеры делящейся среды при которых в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.

Определение: Критическая масса - минимальная масса делящейся среды при которой в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.

Критическая масса и критические размеры зависят также от формы активной зоны реактора. Для шара они меньше чем для цилиндра или параллелепипеда.

Управление цепной реакцией деления

Необходимым условием для осуществления практической реализации цепной реакции деления, является наличие критической массы делящейся среды. Однако это не единственное условие. Получив критическую массу делящегося вещества, мы можем получить атомную бомбу, вместо атомной станции, если не сможем управлять цепной реакцией деления.

Процесс управления цепной реакцией сводится, в конечном счете, к изменению коэффициента размножения К_эф.

Рассмотрим некий абстрактный реактор. Время жизни нейтронов t (время от образования в результате деления до поглощения) составляет от 10^-3с до 10^-5с. Пусть для увеличения мощности реактора мы увеличили К_эф на 0.1 %. В какой то момент времени К_эф станет равным 1.001. Тогда количество нейтронов будет увеличиваться на 0.01% в каждом новом поколения. За 1 секунду сменится 1000 поколений нейтронов и их количество увеличится, в (1.001)¹⁰⁰⁰ = 2.47 раз. Количество нейтронов прямо пропорционально мощности. Следовательно, за секунду мощность реактора увеличится в два с половиной раза, а еще через несколько секунд реактор расплавится. Ясно, что управлять таким реактором очень сложно. Как же происходит управление на самом деле?

К нашей большой радости не все нейтроны образуются сразу, в результате деления, часть из них, около 0.7%, образуется в результате распадов ядер осколков. Например: возможна такая последовательность событий:

В результате деления один из образовавшихся осколков может быть бором, который через 16 секунд через распад превращается в неустойчивый криптон который в свою очередь испускает нейтрон:

Нейтроны, образовавшиеся в результате деления, называются мгновенными нейтронами. Нейтроны, образовавшиеся в результате цепочки распадов осколков, называются запаздывающими нейтронами. Ядра, испускающие нейтроны называются ядра предшественники.

Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет для ²³⁵U около 12сек (зависит от периода полураспада ядер предшественников).

Вооруженные знаниями о запаздывающих нейтронах взглянем на процесс увеличения мощности реактора. Пусть мы увеличиваем коэффициент размножения на 0.01 %, К_эф = 1.001.

Рассмотрим отдельно мгновенные и запаздывающие нейтроны. Доля мгновенных нейтронов составляет в среднем 0.993. Коэффициент размножения только на мгновенных нейтронах составляет 1.001 0.993 = 0.994 - разгон реактора с учетом только мгновенных нейтронов невозможен. А поскольку время жизни запаздывающих нейтронов около 12 с., то и увеличение мощности реактора происходит достаточно медленно.

В практике удобнее пользоваться не коэффициентом размножения, а производной от него величиной - реактивностью.

Определение: Реактивность - это отклонение коэффициента размножения от единицы отнесенное к коэффициенту размножения.



При увеличении коэффициента размножения К_эф, говорят о внесенной положительной реактивности, при уменьшении - говорят о внесенной отрицательной реактивности.

Для обеспечения безопасной работы реактора, увеличение реактивности в реакторе не должно превышать долю запаздывающих нейтронов.

где - доля запаздывающих нейтронов.

Возможность управления реактором характеризуется скоростью увеличения (уменьшения) мощности, она должна быть такова, чтобы системы и механизмы управления успевали реагировать на это изменение. Для определения управляемости реактора введена величина периода реактора.

Определение: Период реактора - это время в течении которого мощность изменяется в е раз (е = 2.718 ).

По правилами безопасности, при нормальной работе реактора, его период не должен быть менее 15-20 секунд.

Пример: Мы внесли реактивность = 0.014 в реактор, где доля запаздывающих нейтронов = 0.007. Для мгновенных нейтронов составляет 1- = 0.993. Коэффициент размножения в этом случае составит:

Кэф = 1/(1-) = 1.0142. Коэффициент размножения на мгновенных нейтронах через 1 с., при времени жизни мгновенных нейтронов 10^-3 с., мы получим увеличение количества мгновенных нейтронов, а значит и мощности в 1.0071¹⁰⁰⁰ = 1181 раз.

Если мы внесем в реактор положительную реактивность, больше доли запаздывающих нейтронов, то мы получим разгон на мгновенных нейтронах. Период реактора будет определяться временем жизни мгновенных нейтронов, который, как было сказано, составляет тысячные доли секунды.

Правила ядерной безопасности жестко ограничивают величину единовременно вносимой реактивности.

Практическая реализация управления реактором

В современных энергетических реакторах управление цепной реакцией осуществляется путем введением в активную зону веществ поглощающих нейтроны. Помещая в активную зону стержень, содержащий поглощающий элемент, например бор, мы уменьшаем коэффициент размножения (вводим отрицательную реактивность), за счет того, что часть нейтронов, поглощаясь на ядрах бора, выбывает из цепной реакции. Если вернутся к формуле четырех сомножителей, мы уменьшаем величину ₅ - вероятность нейтронов поглотится в ²³⁵U. Вытаскивая стержень, мы увеличиваем ₅, следовательно, увеличиваем коэффициент размножения.

Последовательность действий при увеличении мощности работающего реактора.

Выводится поглощающий стержень (вносится положительная реактивность). Коэффициент размножения становится больше 1, количество нейтронов и реакций деления растет, увеличивается мощность;

Выдерживается до требуемого значения время, необходимое для увеличения мощности;

Поглощающий стержень возвращается в исходное состояние (вносится отрицательная реактивность). Коэффициент размножения становится равным 1. Количество нейтронов во всех поколениях одинаково, мощность стабилизируется на новом уровне.

Поглощающий стержень, в данном случае, является органом регулирования реактивности.

Кроме регулирующего стержня на реактивность оказывают влияние другие факторы, например: изменение плотности теплоносителя, изменение температуры и т.д. Знание и учет этих явлений являются важными аспектом безопасности при проектировании и эксплуатации атомных реакторов.

Основы физики реактора

В предыдущем разделе мы рассмотрели цепную реакцию деления и возможности по управлению реактором, мы ввели понятие реактивность, которое связано с коэффициентом размножения в делящейся среде. Рассмотрим подробнее, что может влиять на реактивность реактора.

Эффекты реактивности

Если в делящейся среде происходят изменения температуры, ядерного состава, плотности, то они неизбежно приводят к изменению коэффициента размножения. Например: при поднятии температуры среды замедление на горячем замедлителе может ухудшиться и изменится вероятность избежать резонансного захвата ₈. В процессе работы реактора количество ядер делящегося изотопа урана уменьшается, следовательно, уменьшится вероятность поглощения в ²³⁵U, ₅. Поэтому, в начале работы должен присутствовать запас по количеству ядер ²³⁵U на выгорание. В физике ядерного реактора все эффекты принято подразделять на следующие типы:

Температурный эффект - разность реактивности в горячем и холодном состоянии.

В температурный эффект значительный вклад вносит плотностной эффект - изменение при нагреве плотности замедлителя или теплоносителя (в единице объема уменьшается количество ядер замедлителя).

При нагреве топлива наблюдается так называемый доплеровский эффект - увеличение диапазона энергий нейтрона при которых происходит резонансный захват на ядрах ²³⁸U.

Мощностной эффект - изменение реактивности при изменении мощности ректора.

При изменении мощности происходит изменение теплового потока от топлива к теплоносителю и изменяется температура топлива. При этом так же наблюдается доплеровский эффект.

При росте мощности увеличивается количество пузырьков пара в кипящем теплоносителе. Если в реакторе вода является одновременно замедлителем и теплоносителем, то замедление нейтронов ухудшается - отрицательный паровой эффект. В реакторе РБМК при увеличении количества пара в воде снижается поглощение нейтронов на ядрах водорода и количество нейтронов увеличивается, а изменение в замедлении незначительно, поскольку основной замедлитель графит - возникает положительный паровой эффект.

В результате деления после цепочек, образуется целый спектр различных ядер некоторые из них, особенно изотоп ксенона ¹³⁵Xe и изотоп самария ¹⁴⁹Sm сильно поглощают нейтроны. Уменьшение коэффициента размножения при накоплении в реакторе изотопов поглощающих нейтроны называется - эффектом отравления реактора.

Рассмотрим, изменение реактивности в процессе пуска реактора

Физические процессы при пуске реактора.

В начальный момент времени - после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии Кэф<1. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей. Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя, причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 - 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Задачи и способы регулирования реактивности

Определение: Регулирование реактивности - это подавление или высвобождение реактивности с помощью каких либо внешних по отношению к активной зоне устройств с целью компенсации (достижения равновесия) изменений реактивности, происходящих в активной зоне из-за внутренних ядрено - физических процессов.

Перечислим основные режимы в которых возникает необходимость регулирования реактивности:

подавление реактивности и создание подкритичности в остановленном реакторе;

обеспечение выхода в критическое состояние и подъема мощности до греющего уровня;

высвобождение или подавление реактивности при разогреве до рабочей температуры теплоносителя и при выходе на номинальную мощность;

высвобождение или подавление реактивности при работе на мощности и выгорании топлива и выгорающих поглотителей;

ручное или автоматическое регулирование для поддержания заданной мощности или перехода реактора на другой уровень мощности;

быстрое глушение реактора с целью остановки при аварийной ситуации;

поддержание критичности при перегрузке на работающем реакторе;

высвобождение реактивности при отравлении реактора ¹³⁵Xe и ¹⁴⁹Sm;

Наиболее распространенный способ регулирование - это изменение вероятности поглощения нейтрона в ²³⁵U (₅ в формуле четырех сомножителей). Для этого в реактор вводят изотопы элементов с большим сечением поглощения нейтронов. Желательно чтобы все изотопы элемента имели большое сечение поглощения.

Для целей регулирования наиболее подходящими являются следующие химические элементы: бор, кадмий, самарий, европий, гадолиний, индий.

У бора высокое сечение поглощения соответствует изотопу ¹⁰В, изотоп ¹¹В практически не поглощает нейтроны, поэтому производят обогащение по поглощающему элементу.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители, пример со стержнем мы рассматривали ранее. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50°С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования - 12 штук. Стержни локального автоматического регулирования - 12 штук, стержни ручного регулирования - 131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ снизу, остальные сверху.

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней.

В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР. В теплоноситель вводится борная кислота Н₃ВО₃, содержащая ядра ¹⁰В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию серной кислоты в тракте теплоносителя, мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора, когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Размещено на Allbest.ru