- •Севастопольский институт ядерной энергии и промышленности
- •Основы теории ядерных реакторов Курс для эксплуатационного персонала аэс
- •Содержание
- •Перечень сокращений
- •Тема 1.
- •1.1. Строение вещества
- •1.2. Строение и характеристики атомов
- •Атомная теория раскрывает физический смысл этих характеристик в следующих основных положениях:
- •1.3. Строение ядер и свойства ядерных сил
- •1.4. Энергия связи и устойчивость ядер атомов
- •1.4.5. Энергия связи, приходящаяся на один нуклон ядра
- •1.5. Закономерность и характеристики радиоактивного распада
- •Тема 2 нейтронные ядерные реакции
- •2.2. Особенности реакции деления и их практическое значение
- •2.3. Основные характеристики нейтронных полей
- •2.4. Скорости нейтронных реакций и их характеристики
- •Тема 3 критичность реактора и условия её реализации
- •3.1. Условия осуществления критичности реактора
- •3.1.2. Эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора
- •3.2. Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе.
- •3.2.2. Нейтронный цикл и характеристики его физических процессов
- •4.1. Ядерное топливо.
- •4.2. Замедлитель.
- •4.3. Теплоноситель
- •4.4. Параметры структуры активных зон гетерогенных эяр.
- •Тема 5 замедление нейтронов в реакторе и его размножающие свойства
- •5.1. Общие начальные рассуждения
- •Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов - это доля нейтронов, избежавших утечки из активной зоны при замедлении, от всех нейтронов поколения, начавших процесс замедления в активной зоне.
- •5.2. Характеристики замедляющих свойств веществ
- •5.3. Возраст нейтронов в среде
- •Величину, обратную величине транспортного смещения
- •Возраст нейтронов с энергией е - это шестая часть среднего квадрата пространственного смещения нейтрона в среде при замедлении от начальной энергии Ео до данной энергии е.
- •5.4. Уравнение возраста Ферми и его решение
- •5.5. Вероятность избежания утечки замедляющихся нейтронов
- •Спектр замедляющихся нейтронов Ферми в гомогенной непоглощающей среде
- •5.7. Время замедления нейтронов в среде активной зоны
- •Краткие выводы
- •Тема 6. Диффузия и размножающие свойства теплового реактора
- •6.1. Закон диффузии тепловых нейтронов и длина диффузии
- •6.2. Скорость утечки тепловых нейтронов из единичного объёма активной зоны
- •6.3. Волновое уравнение, уравнение критичности реактора и величина вероятности избежания утечки тепловых нейтронов
- •6.4. Геометрический параметр цилиндрического реактора без отражателя и поле тепловых нейтронов в нём
- •Краткие выводы
- •7.1. Константа
- •7.2. Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •7.2.6. Зависимости величины от определяющих её факторов.
- •Краткие выводы
- •Тема 8 уран-238 и размножающие свойства реактора
- •8.1. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
- •8.1.2. Величина в цилиндрическом блоке из природного металлического урана.
- •8.2. Вероятность избежания резонансного захвата
- •Тема 9 критические размеры и нейтронное поле в реакторе с отражателем
- •9.1. Отражатель теплового реактора
- •9.2. Эффективная добавка (э)
- •9.3. Геометрический параметр и поле тепловых нейтронов в гомогенной цилиндрической активной зоне с отражателем
- •9.4. Особенности нейтронного поля в гетерогенном реакторе
- •9.5. Показатели неравномерности нейтронного поля в реакторах
- •Тема 10 температурные эффекты реактивности реактора
- •Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •Температурный эффект реактивности реактора
- •Три характерных для ввр типа кривых тэр
- •Температурный коэффициент реактивности реактора (ткр)
- •Условие устойчивости работы энергетического реактора на мощности
- •10.3. Чем определяется форма кривой тэр реактора?
- •Условные составляющие тэр и ткр
- •Мощностной тэр (ткр) реактора
- •Тэр и ткр теплоносителя
- •Раздел 3 кинетика реактора
- •Тема 11 элементарная кинетика теплового реактора
- •10.1. Элементарное уравнение кинетики реактора
- •Среднее время жизни поколения нейтронов в тепловом реакторе
- •Следовательно, время жизни запаздывающих нейтронов любой группы
- •11.3. Период реактора, период удвоения мощности и их взаимосвязь
- •Тема 12 кинетика реактора с учётом запаздывающих нейтронов
- •Система дифференциальных уравнений кинетики реактора с учётом
- •Уравнение обратных часов.
- •Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной
- •Переходные процессы при сообщении реактору положительных реактивностей
- •Особенности переходных процессов при сообщении реактору малых и больших реактивностей
- •Как управляют реактором на малых уровнях мощности?
- •Тема 13 основы кинетики подкритического реактора при его пуске
- •Источники нейтронов в подкритическом реакторе
- •Что это за источники?
- •Устанавливающаяся в подкритическом реакторе плотность нейтронов
- •Переходные процессы при изменениях степени подкритичности реактора
- •Учитывая, что отношение начальной и конечной плотностей нейтронов
- •Время практического установления подкритической плотности
- •Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора
- •Краткие выводы
- •Раздел 4. Изменения запаса реактивности при работе реактора
- •Тема 14.
- •Понятия общего и оперативного запаса
- •Тема 15 уменьшение запаса реактивности с выгоранием ядерного топлива
- •15.2. Энерговыработка реактора
- •15.4. Основные характеристики выгорания
- •Тема 16 уменьшение запаса реактивности за счёт шлакования ядерного топлива
- •Кинетика роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования
- •Тема 17 рост запаса реактивности с воспроизводством ядерного топлива
- •17.2. Система дифференциальных уравнений воспроизводства плутония-239
- •Рост запаса реактивности с воспроизводством плутония-239.
- •17.4. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •Тема 18 использование выгорающих поглотителей
- •18.1. Характеристики наиболее распространённых выгорающих поглотителей
- •18.2. Факторы, определяющие скорость выгорания вп
- •18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора
- •Тема 19 отравление реактора ксеноном
- •Отравления реактора ксеноном
- •Стационарное отравление реактора ксеноном.
- •19.3. Переотравление после останова реактора («йодная яма»)
- •Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности
- •19.5. Расчёт изменений потерь реактивности за счёт переотравлений реактора.
- •Тема 20 отравления реактора самарием-149
- •20.1. Схема образования-убыли 149Sm и дифференциальные уравнения отравления реактора самарием
- •20.1. Схема образования и убыли самария-149 и сопутствующих продуктов деления и их распада
- •20.2. Потери реактивности при стационарном отравлении реактора самарием
- •20.3. Закономерность роста потерь реактивности от отравления самарием до выхода реактора на стационарный уровень отравления.
- •20.4. Нестационарное переотравление реактора самарием после останова («прометиевый провал»)
- •20.5. Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора
- •20.6. Нестационарное переотравление реактора самарием после перевода реактора на более высокий или более низкий уровень мощности
- •Раздел 5.
- •Действие вводимого в активную зону стержня-поглотителя
- •Характеристика положения стержня-поглотителя в активной зоне
- •Понятия об интегральной и дифференциальной эффективности
- •Эффективный радиус стержня-поглотителя
- •Физический вес центрального стержня-поглотителя полной длины
- •21.6. Физический вес нецентрального подвижного поглотителя
- •Характеристики поглотителей – кривые интегральной и дифференциальной эффективности
- •Изменение реактивности реактора при перемещении стержня
- •Особенности характеристик укороченных поглотителей
- •Интерференция подвижных стержней-поглотителей
- •21.11. Простейшие методы градуировки подвижных поглотителей
- •Тема 22 борное регулирование ввэр
- •22.1. Сущность борного регулирования
- •22.2. Характер изменения концентрации борной кислоты в первом контуре
- •Эффективность борной кислоты
- •Факторы, определяющие величину дифференциальной эффективности борной кислоты
- •Тема 23 расчётное обеспечение ядерной безопасности ввэр при его эксплуатации
- •Расчёт пусковой критической концентрации борной кислоты
- •Расчёт предельно допустимого расхода подпитки первого контура чистым дистиллатом при пуске ввэр
- •Время снижения концентрации борной кислоты до заданной величины
- •Расчёт безопасного значения стояночной концентрации борной кислоты
- •23.5. Расчёт времени подпитки первого контура концентрированным раствором борной кислоты до достижения безопасной стояночной концентрации
- •Литература
7.1. Константа
Константа в общем случае - это среднее число получаемых в делениях быстрых нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися под действием тепловых нейтронов ядрами тепловой нейтрон.
7.1.1. Общее выражение для . Характеристика по данному определению является частным случаем более общего понятия - константы (Е), представляющей собой среднее число нейтронов деления, приходящееся на каждый поглощаемый делящимися нуклидами нейтрон с энергией Е, применительно к тепловым нейтронам, поскольку последние играют определяющую роль в тепловом реакторе.
Делящихся тепловыми нейтронами компонентов в топливе может быть один (уран-235 или плутоний-239), два (уран-235 + плутоний-239), и более. В соответствии с этим топливо ядерного реактора называют однокомпонентным, двухкомпонентным, или многокомпонентным (уран-238, делящийся только быстрыми надпороговыми нейтронами, в расчёт не принимается). В общем случае многокомпонентного топлива величина константы должна находиться как частное от деления числа быстрых нейтронов деления, полученных в делениях всех делящихся под действием тепловых нейтронов ядер, на число тепловых нейтронов, поглощённых всеми этими делящимися ядрами за один и тот же промежуток времени. В частности - за единичное время и в единичном объёме активной зоны; в этом случае речь будет вестись о легко вычисляемых скоростях генерации и поглощения нейтронов делящимися нуклидами:
(7.1.1)
С помощью этой логической формулы можно найти выражения для константы "этта" в ядерном топливе, состоящем из любого числа компонентов.
7.1.2. Величины константы в однокомпонентных топливах. Подавляющее большинство тепловых энергетических реакторов на АЭС - реакторы с урановым топливом. В свежем топливе, загружаемом в активную зону, содержится только один делящийся тепловыми нейтронами нуклид - уран-235, поэтому свежее топливо любого уранового реактора в начале кампании его активной зоны - однокомпонентное.
Скорость генерации нейтронов деления в делениях ядер 235U тепловыми нейтронами равна произведению скорости реакции деления ядер 235U под действием тепловых нейтронов (Rf5) на среднее число нейтронов деления, получаемых в одном акте деления ядра 235U (5) под действием тепловых нейтронов. Это произведение надо в соответствии с (7.1.1) разделить на величину скорости реакции поглощения тепловых нейтронов ядрами 235U, то есть:
Таким образом, получается, что величина 5, как комбинация физических констант для ядер урана-235, является физической константой его ядер, из-за чего она изначально и получила такое название.
(7.1.2)
Аналогичным образом рассуждая о реакторе с однокомпонентным топливом на основе 239Pu, легко получить:
. (7.1.3)
То есть плутоний-239 как ядерное топливо даже более эффективен, чем уран-235.
7.1.3. Величина константы в двух- и многокомпонентных топливах. Реальное ядерное топливо теплового энергетического реактора АЭС в произвольный момент кампании активной зоны представляет собой, как минимум, двухкомпонентную смесь делящихся тепловыми нейтронами нуклидов: урана-235 и плутония-239 (воспроизводимый в очень небольших количествах плутоний-241 в первом приближении можно в расчёт не брать). Величина константы 59 для такого топлива, исходя из общего определения (7.1.1), найдется как:
(7.1.4)
Выражение (7.1.4) показывает, что величину назвали константой довольно опрометчиво: для двухкомпонентного топлива эта величина определяется не только природой двух делящихся нуклидов, но и соотношением их концентраций в топливной смеси.
Будем и мы из уважения к пионерам теории реакторов условно называть эту величину константой этта. Тем более, что при реальных накоплениях плутония-239 в тепловых энергетических реакторах величина 59 изменяется вроде бы не столь значительно, о чём свидетельствует рассчитанная по формуле (7.1.4) таблица 7.1.
Таблица 7.1. Увеличение величины константы 59 c ростом накопления плутония-239
в уран-плутониевой топливной композиции.
-
N9/N5,%
0
5
10
15
20
25
30
35
59
2.0704
2.0728
2.0750
2.0768
2.0785
2.0800
2.0813
2.0825
Но дело не только в том, что величина константы 59 изменяется в процессе кампании реактора с изменением соотношения количеств основного и вторичного топливных компонентов. Получается, что эта (вроде бы, незыблемая ядерная) характеристика зависит ещё и от температуры топлива, то есть не просто от какой-то теоретической величины, а от параметра, непосредственно подконтрольного оператору реактора.
7.1.4. Зависимость величины от температуры. Даже для однокомпонентного (235U) топлива величина 5 определяется соотношением величин эффективных микросечений деления и поглощения 235U, а не их стандартных значений. Но величины эффективных сечений сами зависят от температуры, а, значит, и величина 5 также должна зависеть от температуры:
(7.1.5)
Таким образом, получается, что величина 5 зависит от температуры в той мере, в какой от температуры нейтронов зависят величины факторов Весткотта для сечений деления и поглощения для ядер 235U.
Величины весткоттовских факторов, как уже указывалось ранее, могут быть рассчитаны по эмпирическим зависимостям:
ga5(Tн) 0.912 + 0.25exp(- 0.00475 Tн);
gf5(Tн) ga5(Tн) - 0.004.
С учётом этих зависимостей формула для расчёта 5 от температуры нейтронов приобретает вид:
(7.1.6)
(Здесь обозначена величина при стандартной (293 К) температуре нейтронов).
Расчёт по этой формуле даёт следующую таблицу зависимости 5(Tн):
Таблица 7.2. Изменение 5 c ростом температуры нейтронов для однокомпонентного топлива на основе урана-235.
-
Тн, К
300
400
500
600
700
800
900
1000
5
2.0619
2.0617
2.0616
2.0615
2.0614
2.0614
2.0614
2.0613
Tн, К
1100
1200
1300
1400
1500
1600
1700
1800
5
2.0613
2.0613
2.0613
2.0613
2.0613
2.0613
2.0613
2.0613
Как видим, зависимость 5(Tн) является малосущественной: при изменении температуры нейтронов на 1500 К величина 5 уменьшается всего на шесть единиц в четвёртой значащей цифре после запятой.
Совсем иначе ведёт себя с ростом температуры величина константы для плутония-239. Это обусловлено тем, что величины факторов Весткотта для сечений деления и поглощения ядер 239Pu с ростом температуры тепловых нейтронов сильно отличаются друг от друга. Расчёт этих коэффициентов по формулам:
gf9(Tн) 0.8948 - 1.43 . 10-4 Tн + 2.022 . 10-6 Tн2,
ga9(Tн) 0.9442 - 4.038 .10-4 Tн + 2.6375 . 10-6 Tн2,
и подстановка их величин в выражение для 9(Tн):
дает следующую серию значений 9 в характерном для тепловых реакторов диапазоне изменения температуры тепловых нейтронов:
Таблица 7.3. Изменение величины с ростом температуры нейтронов для
однокомпонентного топлива на основе плутония-239.
-
Тн,К
300
400
500
600
700
800
900
1000
9
2.0530
2.0296
1.9963
1.9597
1.9242
1.8917
1.8630
1.8380
Тн,К
1100
1200
1300
1400
1500
1600
1700
1800
9
1.8164
1.7977
1.7817
1.7677
1.7556
1.7450
1.7357
1.7271
Из цифр табл.7.3 цифр можно понять, что зависимость 9(Tн):
а) в отличие от зависимости 5(Tн), с ростом температуры падает весьма существенно (более чем на 15% от начальной величины на интервале в 1100 К);
б) температурная зависимость 59 (общей характеристики реального уран-плутониевого топлива тепловых энергетических реакторов в произвольный момент кампании) имеет падающий характер с самого начала кампании активной зоны реактора, причём, крутизна падения 59(Tн) по мере накопления плутония в процессе кампании растёт. Действительно, расчёт по формуле (7.1.4) для различных температур нейтронов величины 59 при различных содержаниях плутония в топливной смеси даёт результаты, представленные в табл.7.4:
Таблица 7.4. Температурные зависимости величины 59 для уран-плутониевой смеси
при различных содержаниях в ней плутония.
Тн,К |
Величина 59 при относительных содержаниях N9/N5,% |
|||||||
0.00 |
0.5 |
1.0 |
1.5 |
2.0 |
2.5 |
3.0 |
3.5 |
|
300 400 500 600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 1600 1700 1800 |
2.0619 2.0617 2.0616 2.0615 2.0614 2.0614 2.0614 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 2.0613 |
2.0618 2.0614 2.0608 2.0601 2.0593 2.0583 2.0571 2.0557 2.0542 2.0525 2.0507 2.0486 2.0465 2.0442 2.0417 2.0391 |
2.0617 2.0611 2.0601 2.0588 2.0572 2.0553 2.0530 2.0504 2.0475 2.0443 2.0408 2.0370 2.0330 2.0288 2.0243 2.0196 |
2.0617 2.0608 2.0594 2.0576 2.0552 2.0524 2.0491 2.0453 2.0411 2.0365 2.0316 2.0263 2.0207 2.0149 2.0088 2.0025 |
2.0616 2.0605 2.0688 2.0564 2.0533 2.0496 2.0459 2.0404 2.0351 2.0293 2.0230 2.0164 2.0095 2.0023 1.9948 1.9872 |
2.0615 2.0602 2.0581 2.0552 2.0514 2.0469 2.0417 2.0358 2.0294 2.0224 2.0150 2.0072 1.9991 1.9908 1.9822 1.9735 |
2.0615 2.0600 2.0575 2.0540 2.0496 2.0443 2.0382 2.0314 2.0240 2.0160 2.0075 1.9987 1.9896 1.9803 1.9708 1.9613 |
2.0614 2.0597 2.0568 2.0528 2.0478 2.0418 2.0348 2.0272 2.0188 2.0099 2.0005 1.9908 1.9808 1.9707 1.9604 1.9501 |
Семейство графиков, построенных по результатам приведенного расчёта (рис.7.1), наглядно свидетельствует о том, что в любой момент кампании активной зоны теплового энергетического реактора температурная зависимость величины константы имеет падающий характер, причём крутизна этого падения в процессе кампании увеличивается. Это важно для температурного эффекта реактивности реактора, так как
59
2.06 N9/N5 = 0 %
2.05
2.04 0.5 %
2.03
2.02 1.0 %
2.01
2.00 1.5 %
1.99 2.0 %
1.98
2.5 %
1.97
3.0 %
1.96
3.5 %
300 500 1000 1500 Тн, К
Рис. 7.1. Температурные зависимости величины эффективного выхода нейтронов деления в
уран-плутониевом топливе при различных содержаниях 239Pu в нём.
ясно, что с ростом температуры в активной зоне уменьшение величины константы будет давать отрицательный вклад в величину эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторе, а, следовательно, и в величину общего температурного эффекта реактивности реактора.