Мерзликин Основы теории ядерных реакторов

также комплекс конструктивных, технических и организационных мер, гарантирующие исключение неуправляемого разгона мощности реактора вследствие сообщения ему больших положительных реактивностей.

Проблема обеспечения ядерной безопасности является (без преувеличения) самой важной проблемой эксплуатации ядерных энергетических установок. Она накладывает свой отпечаток на все стороны процесса эксплуатации реакторных установок: транспортировка и загрузка в активную зону реактора ядерного топлива, физический пуск реактора, эксплуатационные пуски, режимы работы реактора на мощности, останов реактора, перезарядка активной зоны и многое другое.

Различного рода требований по обеспечению ядерной безопасности довольно много, и с ними мы будем знакомиться постепенно, по мере изучения отдельных моментов теории и практики эксплуатации реакторов. Однако основное ограничение, на базе которого формулируется подавляющее большинство этих требований, проистекает из простой мысли:

Ни при каких обстоятельствах реактору не должна сообщаться положительная реактивность, близкая к величине эффективной доли запаздывающих нейтронов.

В связи со сказанным именно сейчас есть повод раз и навсегда определиться с тем, какую величину реактивности считать большой, а какую - малой.

Положительные реактивности, сравнимые по величине с эффективной долей выхода запаздывающих нейтронов в реакторе - большие реактивности. Реактивности, меньшие величины βэ по крайней мере на порядок - малые реактивности.

Всвязи с этим заметим, что величина реактивности реактора, численно равная эффективной доле выхода запаздывающих нейтронов в нём, может служить в качестве естественной и удобной единицы измерения реактивности для любых реакторов.

Вотечественной практике эта единица так и называлась: доля от βэ; и говорилось, например, что “ реактивность равна 0.15 βэ”. Американцы дали этой единице своё название - доллар, а сотой части этой единицы - цент. То есть по-американски упомянутая величина реактивности звучит как “0.15 доллара” ( или «15 центов») и пишется

кратко как “ ρ = 0.15$” или “ ρ = 15 с” ( не спутать бы cents с русским обозначением размерности секунды).

Эта единица измерения наиболее универсальна, так как позволяет единым образом оценивать степень эффективного воздействия на любой реактор, независимо от его размеров, мощности и величины ценности запаздывающих нейтронов в нём, при этом по самой цифре держа в уме степень отдалённости реактора от ядерно-опасного состояния.

12.4. Особенности переходных процессов при сообщении реактору малых и больших реактивностей

Малые реактивности. В соответствии с произведенной переоценкой малыми считаем реактивности, удовлетворяющие неравенству ρ << βэ.

Из взаимосвязи величин реактивности и периода реактора Т, выражаемой уравнением обратных часов

следует, что при малых реактивностях величина периода реактора большая, а это значит, что величина произведения λiT >> 1, то есть единицей в знаменателе под зна-

ком суммы можно попросту пренебречь. Кроме того, во много раз большая по сравнению со временем жизни мгновенных нейтронов l величина периода Т позволяет пренебречь и первым слагаемым правой части уравнения обратных часов (l/T ≈ 0). Поэтому уравнение обратных часов при малых реактивностях приобретает вырожденный вид:

практически постоянная величина, обратно пропорциональная величине сооб-

щённой реактору реактивности. То есть переходный процесс n(t) при малых реактивностях приближённо представляет собой одну экспоненту с практически постоянной величиной периода. А это значит, что переходные процессы при малых реактивностях протекают практически без стадии начального скачка. И это понятно: при малых реактивностях определяющую роль в характере переходных процессов n(t) играют запаздывающие нейтроны (в выражении (12.33) все постоянные величины являются характеристиками запаздывающих нейтронов). Иными словами, формально уравнение обратных часов в случае малых реактивностей вырождается в изначальную формулу для периода реактора, которая была введена при анализе элементарного уравнения кинетики реактора. Роль константы в формуле (12.34) играет величина среднего времени жизни одних только запаздывающих нейтронов.

Подставив в (12.34) значения физических констант и значения величин эффективных долей выхода запаздывающих нейтронов всех групп (применительно к реакторам больших размеров, к которым относятся практически все реакторы АЭС, βэi = βi), можно получить:

ρ ≈ 0.08335 ,

Т

а для маломощных реакторов с более умеренными размерами активных зон:

ρ ≈ 0.08335 χ

. (12.35)

Т

где χ - величина ценности запаздывающих нейтронов в реакторе.

12.4.2. Большие реактивности. При больших реактивностях (т. е. имеющих порядок величины эффективной доли выхода запаздывающих нейтронов в реакторе -βэ) период реактора Т, как мы уже убедились, мал. Причём уже при ρ = 0.7βэ он настолько мал, что величина произведения λiТ оказывается меньшей единицы более чем на два порядка, то есть этой величиной в уравнении обратных часов можно пренебречь:

Величина суммарной эффективной доли запаздывающих нейтронов βэ = 0.0064 при малых величинах реактивности оказывается очень малой сравнительно с величиной l/T, поэтому ею также можно пренебречь, то есть

Мы пришли к приближённому выражению взаимосвязи реактивности и периода реактора, в котором характеристики запаздывающих нейтронов (li и bэi) вследствие их малости словно бы отсутствуют. Единственная характеристика, которая связывает в этом случае величины реактивности и периода реактора, - время жизни мгновенных нейтронов ( l ). А это значит, что при сообщении реактору большой положительной реактивности переходный процесс n(t) обусловлен, главным образом, размножением на мгновенных нейтронах; запаздывающие нейтроны при r ³ bэ перестают играть свою сдерживающую роль в интенсивном развитии переходных процессов.

Экспоненциальный рост плотности нейтронов с очень малым периодом разгона внешне ничем не отличается от резкого (гигантского) скачка. Вот почему весь переходный процесс n(t) в реакторе при сообщении ему большой положительной реактивности представляет собой один большой скачок, совершающийся в течение очень малого промежутка времени, и обусловленный быстрым размножением на мгновенных нейтронах.

12.5. Как управляют реактором на малых уровнях мощности?

Итак, рассмотрены два случая развития кинетических процессов n(t) в “ холодном” реакторе при сообщении ему положительной или отрицательной реактивности. Для чего был затеян весь этот (в общем-то, теоретический) разговор? Зачем он нужен опера- тору-эксплуатационнику?

Это совершенно необходимо для того, чтобы понять, как оператору следует поступать практически при управлении реактором и уметь предвидеть, как “ отзовётся” реактор на то или иное воздействие со стороны оператора.

Конечно, этими двумя случаями вся кинетика реактора далеко не исчерпывается, но их в принципе уже достаточно, чтобы понять, как следует действовать оператору реакторной установки для увеличения или снижения мощности реактора.

Несмотря на то, что рассматривалась кинетика идеализированного, “ холодного” реактора, выявленные закономерности вполне применимы к управлению реальным реактором на малых уровнях мощности, лежащих в пределах между МКУМ (минимально контролируемым уровнем мощности) и значениями (4 ÷ 5)% от номинального уровня мощности реактора.

12.5.1. Если требуется увеличить уровень мощности реактора, первоначально работавшего в критическом режиме на малом уровне мощности Nр1, оператор должен сообщить реактору некоторую величину положительной реактивности, для чего достаточно переместить из критического положения на некоторое расстояние вверх любой стержень-поглотитель (или группу поглотителей). Процедуры перемещения стержняпоглотителя и характер изменений мощности реактора после выполнения этих перемещений в диаграммном виде показаны на рис.12.5.

Сообщение реактору положительной величины реактивности на малом уровне мощности вызывает в реакторе вначале небольшой скачок мощности (реактор управляется введением небольших реактивностей), который затем плавно переходит в экспоненциальное нарастание мощности с установившимся периодом (участок (а) переходного процесса).

Если нам кажется, что процесс увеличения мощности реактора идёт недостаточно быстро, и желательно увеличить темп роста мощности, интуиция подсказывает, что для этого нужно увеличить значение реактивности реактора. Это достигается путём дополнительного перемещения поглотителей вверх из последнего их положения. В ответ на это возмущение реактивности реактор опять отзывается начальным скачком мощности вверх, переходящим в экспоненциальное нарастание мощности с новым (меньшим по

ный “ холодный” реактор.

Существенным моментом техники управления реактором при любом сообщении ему положительной реактивности является осторожность введения реактивности, являющаяся основной мерой обеспечения ядерной безопасности реакторной установки. Смысл её заключается в непрерывном слежении за нарастанием мощности реактора по приборам-измерителям нейтронной мощности и по приборам-периодомерам. Технологический регламент для любой ЯЭУ устанавливает ограничения по величине периода удвоения мощности. Например, для реакторов атомного ледокола “ Арктика” минимальная допустимая величина периода удвоения мощности, разрешённая Технологической Инструкцией по управлению, составляет 30 с. Оператор может допустить введение положительной реактивности и большей величины, соответствующей периоду удвоения менее 30 с. В этом случае при снижении величины текущего значения периода удвоения менее 20 с на табло предупредительной сигнализации зажигается мигающий сигнал “ Т < 20 с”, сопровождающийся прерывистым звуковым сигналом, предупреждающим оператора о необходимости быть осторожным и требующим уменьшить величину введенной положительной реактивности. Если и это предупреждение останется без внимания и величина периода удвоения мощности снизится ниже 15 с, - по сигналу недопустимо малого периода срабатывает автоматическая аварийная защита, и в активную зону реактора с максимальной скоростью вводятся все штатные поглотители СУЗ.

Аналогичные по содержанию технические меры обеспечения ядерной безопасности принимаются на любой реакторной установке; цифры конкретных ограничений по предупредительной сигнализации и аварийной защите у разных реакторов, конечно, разные. Но объективная суть их одна: побуждение оператора к уменьшению реактивности реактора, а в случае непринятия мер или ошибочных действий оператора - автоматическое введение в действие аварийной защиты, приводящее к останову реактора.

В реакторах типа ВВЭР-1000 ТРБЭ устанавливает допустимую величину периода удвоения мощности реактора при положительных реактивностях, равную 100 с.

12.5.2. Если требуется уменьшить уровень мощности реактора, действия оператора имеют ту же теоретическую подоплеку. Вначале стержень-поглотитель (или

Линия критического положения стержня

Npo

(б)

Np1(t) = idem

Np1

0 t

Рис. 12.6. Основные операции со стержнями-поглотителями регулирующей группы при снижении мощности реактора и изменения мощности реактора, вызываемые этими перемещениями.

группа поглотителей) опускается ниже критического положения, сообщая тем самым реактору некоторую величину отрицательной реактивности. Реактор на это возмущение по реактивности отзывается переходным процессом снижения мощности Np(t) с характерными для него стадиями - начального скачка и последующего экспоненциального спада мощности с установившимся периодом, величины которых определяются значением сообщённой реактору отрицательной реактивности (стадия (а) на рис.12.6).

При необходимости увеличить скорость снижения мощности реактора оператор имеет возможность увеличить абсолютную величину отрицательной реактивности реактора, опустив группу регулирующих поглотителей ещё ниже: будет наблюдаться ещё один скачок мощности реактора вниз, переходящий затем в спад мощности по более крутой экспоненте (стадия б).

При снижении мощности реактора до намеченного уровня оператор поднимает регулирующую группу поглотителей до исходного (критического) их положения, снижая абсолютную величину реактивности реактора до нуля, то есть делая реактор критическим на достигнутом к этому моменту более низком уровне мощности (стадия (в)).

12.5.3. Автоматическая стабилизация мощности реактора. Ещё раз напомним,

что всё сказанное о технике управления реактором строго справедливо только для “ холодного” реактора. С некоторыми оговорками закономерности переходных процессов в их “ чистом” виде можно наблюдать и в реальных реакторах АЭС на относительно малых уровнях мощности (в нехарактерных для энергетических реакторов режимах).

Вреальных энергетических реакторах, отличающихся от “ холодного” реактора наличием температурных эффектов реактивности, переходные процессы изменения мощности реактора при сообщении реактивности той или иной величины и знака имеют более сложный характер.

Анализу переходных процессов изменения тепловой мощности в энергетических режимах работы реактора будет посвящена отдельная тема.

Сейчас же хотелось бы сосредоточить внимание на том, что “ холодный” реактор как объект регулирования является объектом неустойчивым: любое, даже самое малозаметное, возмущение по реактивности положительного или отрицательного знака заставляет такой реактор либо непрерывно увеличивать его мощность, либо неуклонно снижать её до полной остановки реактора. И если бы реальный энергетический реактор был лишён уже известного нам отрицательного температурного коэффициента реактивности, он был бы именно таким неустойчивым реактором. Вы сразу можете взять на заметку после сказанного, что реальный энергетический реактор на номинальной (100%-ной) мощности всегда более устойчив, чем на меньших уровнях мощности. Это - однозначно и должно быть понятно: чем меньше уровень тепловой мощности реактора, тем ближе по свойствам этот реактор к “ холодному” ( а, значит, неустойчивому) реактору. И работа оператора реакторной установки в таком случае была бы нудной пыткой, приковывающей к себе всё его внимание и заставляющей постоянно балансировать органами управления и думать только о том, как бы не заглушить реактор или, того хуже, не пустить его “ вразнос”.

Всвязи с этим для конструкторов реактора есть, по крайней мере, две проблемы:

во-первых, необходимость спроектировать реактор устойчивым в любых проектных режимах его эксплуатации в любой момент кампании, причём, устойчивым на базе внутренних свойств самого реактора, опираясь на присущие самому реактору внутренние отрицательные обратные связи, обеспечивающие процесс самоподдержания мощности реактора или, что то же, - поддержания нулевой реактивности реактора в условиях реального возникновения возмущений по реактивности;

во-вторых, необходимость предусмотреть систему автоматического регулирования мощности реактора, освобождающую оператора от тягостных и многократно

повторяющихся действий по поддержанию мощности реактора на требуемом уровне на тот случай, если в какой-то момент кампании эффективности внутренних отрицательных обратных связей окажется недостаточно для стабилизации мощности реактора.

Система автоматического регулирования (АР) обычно предусматривает одну или две группы специально выделенных для этой цели подвижных стержней-поглотителей, попеременно работающих в активной зоне. Каждый канал АР строится по принципу измерения величины разбаланса между фактическим и заданным уровнями мощности реактора, усиления сигнала этого разбаланса и направления его для воздействия на сервопривод группы АР таким образом, чтобы перемещением группы по высоте активной зоны свести разбаланс к нулю.

Принципиальная блок-схема канала АР приведена на рис.12.7.

Электрический сигнал в виде тока от детектора-измерителя нейтронной мощности реактора (группы ионизационных камер) поступает на вход усилителя канала АР (на схеме - УАР), где усиливается до нужных для операционного воздействия величин. В задающем устройстве (ЗУ) формируется токовый сигнал, пропорциональный задаваемой мощности реактора. С выходов УАР и ЗУ токовые сигналы подаются на вход суммирующего устройства (СУ), с выхода которого сигнал, пропорциональный разбалансу фактической и заданной мощностей реактора, подаётся на управляющую обмотку синхронного реверсивного электродвигателя, вращение которого с помощью механической передачи (редуктора и реечного механизма) преобразуется в поступательное перемещение группы управляющих стержней АР.

Ток от ИК ≡ Nф

УАР

Рис. 12.7. Принципиальная схема построения канала автоматического поддержания мощности реактора.

Направление движения стержней АР определяется полярностью сигнала разбаланса. Если разница фактической и заданной мощности реактора N = Nф - Nзад положительна (то есть фактическая мощность превышает заданное её значение), то электродвигатель перемещает стержни вниз, сообщая реактору, тем самым, отрицательную реактивность, заставляющую реактор снижать уровень мощности до тех пор, пока он

оказывается величиной отрицательной, то есть фактическая мощность реактора ниже заданного уровня, привод перемещает стержни вверх, сообщая реактору положительную реактивность, приводящую к подъёму мощности реактора до заданной, после чего движение стержней останавливается.

По такому принципу строятся все токовые автоматические регуляторы мощности реакторов.

Тема 13

ОСНОВЫ КИНЕТИКИ ПОДКРИТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПРИ ЕГО ПУСКЕ

При бездействии энергетический реактор хранится в подкритическом состоянии. Реактору энергоблока АЭС, вообще говоря, состояние бездействия не свойственно; это, скорее, вынужденное состояние после срабатывания аварийной защиты реактора по серьёзным причинам, требующим значительного времени для их устранения, или плановая остановка реактора для перегрузки его активной зоны.

Подкритическое состояние реактора при бездействии обычно обеспечивается полным введением в активную зону всех групп подвижных поглотителей, а в реакторах типа ВВЭР - ещё и за счёт введения в воду первого контура добавочного количества борной кислоты (жидкого поглотителя нейтронов), обеспечивающего достаточную степень подкритичности реактора, гарантирующую невозможность самозапуска реактора во время стоянки вследствие вероятных неучтённых эффектов высвобождения реактивности в период бездействия.

Но, так или иначе, время стоянки реактора когда-то заканчивается, и реактор вновь должен вводиться в действие.

Пуск реактора - это операция приведения его из подкритического состояния в критическое путём осторожного подъёма органов компенсации реактивности в критическое положение или снижения концентрации борной кислоты в воде первого контура до критического значения.

Вопределении намеренно использовано несвойственное для определений слово

“осторожного”: для этого есть серьёзные основания, поскольку пуск реактора относится к числу так называемых ядерно-опасных операций.

Понять причины возможного возникновения ядерной опасности, вытекающие из закономерностей переходных процессов изменений плотности нейтронов в подкритическом реакторе в процессе его пуска, и обосновать практические меры, направленные на исключение самой возможности возникновения ядерно-опасных ситуаций при пуске, - основные практические цели изучения данной темы.

13.1. Источники нейтронов в подкритическом реакторе

Почему вообще возникает вопрос об источниках нейтронов в подкритическом реакторе при рассмотрении операции пуска?

В соответствии с определением эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторе (как отношения чисел нейтронов рассматриваемого и непосредственно ему предшествующего поколений) можно представить себе критический реактор, в активной зоне которого нет ни одного нейтрона. Если это так, то и в первом, и во втором, и в третьем, и во всех последующих поколениях нейтронов в реакторе появ-

ляться не должно: n1 = n2 = n3 = ... = ni = 0.

Если в активную зону такого критического реактора подать извне хотя бы один нейтрон, то этот нейтрон будет воспроизводиться в любом поколении: n1 = n2 = n3 = ... =

ni = 1.

Если вносить последовательно в активную зону реактора 2, 3, 4, ... , и в принципе любое число нейтронов, то активная зона будет исправно воспроизводить внесённое число нейтронов из поколения в поколение, и плотность нейтронов в такой (критиче-

ской) активной зоне всякий раз будет стабилизироваться во времени на уровне, определяемом величиной объёма активной зоны и количеством внесённых в неё нейтронов.

Если представить себе нечто наподобие “ нейтрономёта”, равномерно выстреливающего в активную зону “ очередь” из нейтронов, вы можете безошибочно предсказать, что в процессе этой равномерной во времени подачи нейтронов в активную зону критического реактора величина плотности нейтронов в самой активной зоне будет расти по линейному закону с интенсивностью, определяемой частотой подачи в неё нейтронов.

То же самое будет происходить, если источник нейтронов, независимый от размножающих свойств самой активной зоны, будет находиться не вне, а внутри активной зоны, и принципиально неважно, будет ли этот источник сосредоточен в ограниченной части объёма активной зоны или равномерно распределён по всему объёму активной зоны.

Из этих простых рассуждений, вытекающих из одного лишь определения величины эффективного коэффициента размножения нейтронов, можно заключить, что если в активной зоне реактора полностью отсутствуют источники нейтронов, то даже критический по своим внутренним свойствам реактор работать не станет. Тем более не станет работать без этих так называемых запальных нейтронов подкритический реактор: размножаться в активной зоне, попросту говоря, нечему.

Вот почему вопрос о том, есть или нет в активной зоне подкритического реактора источники нейтронов, независимые от происходящей в ней реакции деления, имеет принципиальное значение.

Кроме того, есть ещё одно обстоятельство, на которое мы уже обращали внимание при разговоре о поведении реактора при отрицательных реактивностях, независимо от величины сообщённой реактору отрицательной реактивности. Из решений уравнений кинетики получается, что по истечении достаточно длительного времени плотность нейтронов в реакторе должна асимптотически спадать до нуля, чего в действительности не происходит. Что это - ошибочность самих уравнений кинетики или просто какой-то неучтённый в них фактор?

Оказалось - последнее. И этот неучтённый фактор связан с наличием в реакторе различных источников нейтронов, независимых от реакции деления в ней.

Что это за источники?

а) Нейтроны космического излучения. Звучит смешно и неправдоподобно, но это так. В составе космических ливней есть и нейтронная компонента, а поскольку часть космического нейтронного излучения проходит сквозь атмосферу Земли и достигает её поверхности, то часть этих нейтронов, благодаря их высокой проникающей способности, могут попадать в активную зону реактора и вызывать деления ядер топлива. Конечно, составляющая естественного фона нейтронов зависит от места расположения реактора, эффективности биологической защиты реактора и ещё некоторых факторов, но важным для нас является то, что космические нейтроны как источник для подкритического реактора имеют скорее принципиальное, чем практическое значение: в самых благоприятных условиях в активную зону по оценкам могут проникать лишь несколько десятков нейтронов в течение часа.

б) Нейтроны спонтанного деления. Спонтанное деление было открыто нашими соотечественниками К.Петржаком и Г.Флёровым в 1940 году. Сначала считали, что нейтроны, испускаемые из кусков металлического урана и урановых соединений, являются обычными нейтронами деления, получаемыми в делениях ядер урана под действием космических нейтронов. Однако проведенные в глубокой шахте московского метрополитена (под слоем грунта около 100 метров, практически исключающем попадание ливневых нейтронов в экспериментальное поле) опыты показали, что те же куски урана и в таких же условиях испускают нейтроны с неменьшей интенсивностью, чем на

поверхности Земли. Поскольку видимых причин для деления урана как будто не было, этот вид деления назвали спонтанным (то есть самопроизвольным) делением.

Дальнейшие эксперименты показали, что скорость спонтанного деления подчиняется той же закономерности, что и радиоактивный распад, то есть она пропорциональна только общему наличному в данный момент времени количеству спонтанно делящихся ядер. В частности, для двух наиболее важных для нас изотопов урана (235U и 238U) эта закономерность записывается как:

ние “ обычного” ( принудительного) деления 235U во много раз больше, чем у 238U.

Простой подсчёт показывает, что в каждом килограмме природного урана происходит всего 23 спонтанных деления за один час. В реакторе с загрузкой в активную зону 80 т урана ежесекундно испускается приблизительно 1070 спонтанных нейтронов. По этим цифрам можно заключить, что спонтанное деление - более мощный источник нейтронов в подкритическом реакторе, чем нейтроны космического излучения.

в) Нейтроны, испускаемые в реакторе в реакциях (α, n), (γ, n) и (n,2n). В активной зоне энергетического реактора после сравнительно недолгой его работы накапливаются в твэлах значительные количества α- и γ-активных осколков деления, характеризуемых разными по величине периодами полураспада, а, следовательно, продолжающими длительно излучать α-частицы и γ-кванты, вызывающие указанные выше типы ядерных реакций с некоторыми другими осколками деления и продуктами их радиоактивных трансформаций. Поэтому в активной зоне остановленного после работы подкритического реактора всегда есть рассредоточенные по объёму его твэлов источники нейтронов, причём значительно более мощные, чем спонтанное деление. Этот источник отсутствует в реакторе в начале кампании, из-за чего, как увидим далее, для обеспечения безопасного пуска реактора при физическом пуске в свежезагруженную активную зону приходится опускать искусственные источники нейтронов. Но для обеспечения безопасного эксплуатационного пуска в произвольный момент кампании мощности этого источника оказывается достаточно.

Итак, в активной зоне подкритического реактора всегда есть естественные источники нейтронов, действующие независимо от размножающих свойств активной зоны. Несмотря на то, что эти источники являются маломощными, они делают принципиально возможным пуск реактора без использования специальных искусственных источников нейтронов.

13.2. Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов

Эффективный коэффициент размножения в подкритическом реакторе - величина, меньшая единицы. Это означает, что как только реактор стал подкритическим (получил отрицательную реактивность), плотность нейтронов в нём от поколения к поколению неуклонно уменьшается, асимптотически приближаясь к нулю. Но если в реакторе есть независимый источник нейтронов (допустим для простоты - источник постоянной удельной мощностью в s нейтр./см3 с), то кажется очевидным, что величина нейтронной плотности не должна снижаться до нуля, поскольку этот постоянно функционирующий источник не даст ей упасть до нуля. Что же можно ожидать в этом случае? - Ответ очевиден: когда скорость спада плотности нейтронов за счёт подкритичности реактора сравняется со скоростью прибыли плотности нейтронов от источника, падение плотности нейтронов в реакторе должно прекратиться, и величина плотности нейтро-