2.3 Состояния цепной реакции с точки зрения ядерной опасности.

Цепная реакция может быть:

1) подкритической ( сравнительно безопасной ) – при перегрузке топлива,

2) критической ( на границе опасности) – при автоматическом регулировании реактора.

3) надкритической ( опасной ) – при пусках реактора после перегрузки топлива,

4) мгновенно критической ( очень опасной - взрыв ) – катастрофическая авария.

От этих состояний зависят требования, предъявляемые к быстродействию и надежности аппаратуры СКУЗ ЯР АЭС.

3.3 Классификация технических средств скуз.

По своим выполняемым функциям по отношению к ядерной безопасности на западе жаргонно все автоматические устройства в настоящее время делят на три категории:

1. СНЭ, работающие без НАРУШЕНИЙ, служащие для обеспечения производства электроэнергии, т.е. выполняющие БЕЛУЮ работу, называют БЕЛЫМИ системами;

2. СНЭ, выполняющие вспомогательную работу по диагностики нарушений, ремонту или устранению последствий нарушений, называют СЕРЫМИ системами и

3. СБ, выполняющие грязную работу, по устранению последствий аварий – это ( системы безопасности ) называют условно ЧЁРНЫМИ системами.

После такой краткой характеристики особенностей обслуживания реактора перейдём к терминам и понятиям цепной реакции с точки зрения ядерной безопасности.

3.4 Математическая модель статики и кинетики цепной реакции.

Вопрос 1. Чем отличаются между собой понятия статика , кинетика и динамика ?

Когда ЯР проектируется или загружается свежим топливом, то физиков обычно интересуют его статические характеристики без изменения во времени цепной реакции, связанные с постоянным эффективным коэффициентом размножения К_ЭФФ и запасом реактивности для работы в течение 300 суток. Этот промежуток времени называется кампания реактора.

Эксплуатационников же в первую очередь интересуют параметры, связанные с управлением и изменением состояния ЯР при пуске на малых уровнях мощности – с кинетикой ЯР и на больших или ( энергетических ) уровнях мощности - с динамикой ЯР.

Таким образом, договоримся называть с точки зрения управления три состояния ЯР:

1. Статика ЯР – физические параметры ЯР, связанные с К_ЭФФ, постоянны и мощность ЯР не меняется ( при перегрузке ядерного топлива),

2. Кинетика ЯР – физические параметры и мощность ЯР измененяются ( при пуске ЯР на малых уровнях мощности без учёта внутренних обратных связей) и

3. Динамика ЯР – Физические параметры и мощность ЯР изменяются на больших уровнях с учётом внутренних обратных связей.

Вопрос 2. От каких физических параметров зависит кэфф ?

В связи с этим сначала рассмотрим основные физические параметры активной зоны , от которых зависит К_ЭФФ , а затем – их влияние на состояния ЯР.

К_ЭФФ = f ( Д , З и П ) ( 2-1 )

Где Д – изотопный состав делящегося материала активной зоны ( уран и плутоний),

З – замедлитель нейтронов в ЯР на тепловых нейтронах ( вода и графит ),

П – все виды поглотителей нейтронов в активной зоне.

Важность этой формулы заключается в том, что она:

1. Показывает три основных способа управления ЯР через изменения свойств делящегося материала (Д) , замедлителя (З) и поглотителей (П) ;

2. Выражает отношение числа вторичных нейтронов n₂ к числу первичных нейтронов n₁ в цепной реакции реактора в виде. К_ЭФФ = n_{2 /} n_{1 .}.

Однако цепная реакция самопроизвольно начаться не может т.к. ядра урана сами не делятся. Они делятся только в том случае, если в них попадает нейтрон с определенной энергией. Где взять такой « запальный « источник нейтронов ?

Впервые в мире такой искусственный источник нейтронов изобрели французские физики –супруги Кюри в 1903г и получили за это Нобелевскую премию. Они работали с радиоактивным источником Полонием, который при самопроизвольном распаде испускал гамма-кванты высокой энергии ( около 1 Мэв). Они окружили этот источник Бериллием и тогда из Бериллия начали вылетать нейтроны с энергией порядка 1 Мэв.

Такие искусственные источники нейтронов используются на исследовательских ЯР до сих пор.

Однако цепная реакция на естественном уране не шла потому, что в естественном уране содержится не делящийся изотоп уран-238 в количестве 99,3% и 0,7% делящегося изотопа урана -235.

Вероятность деления урана -235 при энергии быстрого нейтрона 1Мэв в 1000 раз меньше, чем при энергии тепловых нейтронов с Е= 0, 025 эв.

Впервые в мире цепную реакцию на тепловых нейтронах получил в 1943г итальянский учёный Энрико Ферми, который окружил блочки из естественного урана графитом ( замедлителем энергии нейтронов) и цепная реакция началась!

Только позже, когда научились обогащать уран-235 для бомб, в 1950г за создание ЯР на быстрых нейтронах с энергией 1,5 Мэв в Обнинске взялся академик А.И.Лейпунский и в этой области мы до сих пор лидируем впереди всей планеты!

Однако искусственные « пусковые » источники нейтронов очень дороги и обладают малой интенсивностью испускаемых нейтронов.

Поэтому на энергетических ЯР с уже облучённым ураном -235, который обладает радиоактивным излучением гамма-квантов, используется другая реакция образования нейтронов из дейтерия, который в небольшом количестве содержится в обычной воде теплоносителя реактора.

Эти нейтроны называются « фотонейтронами « и их интенсивность в 1000 раз больше интенсивности искусственных источников нейтронов. Вот они то и используются при регулярных пусках энергетических ЯР!

Теперь рассмотрим математическую модель цепной реакции – как эти физические параметры влияют на цепную реакцию.

Сначала опишем словесно её физические параметры, а затем будём создавать её модель, удобную для нашей цели – безопасного управления ЯР.

Цепная реакция имеет три временных жизненных цикла, сопровождающихся выделением тепла.

Они определяются: