Самоподдерживающаяся цепная реакция деления

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления

 

Содержание

 

Перечень сокращений

1. Цепная реакция деления. Коэффициент размножения.

2. Эффективный коэффициент размножения и утечка нейтронов.

3. Геометрический параметр.

4. Критическое состояние реактора.

5. Принцип саморегулирования реактора. Коэффициенты реактивности.

6. Принципиальная конструкция ядерного реактора.

7. Виды ядерного топлива.

8. Замедлители нейтронов.

9. Теплоносители.

10. Неравномерность тепловыделений в активной зоне реактора.

11. Физическое и гидравлическое профилирование.

 

Перечень сокращений

СУЗ - система управления и защиты

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент

 

Цепная реакция деления. Коэффициент размножения.

Цепной реакцией деления называется самоподдержива­ющаяся последовательность ядерных реакций деления, в которых количество образующихся нейтронов деления достаточно для деления новых ядер и для поддержания реакции деления внешних источников нейтронов не требуется.

Среднее число вторичных нейтронов образующихся в одном акте деления – ν_f является нейтронно-физическим свойством делящегося материала и для основных делящихся изотопов составляет:

 

^233U	νf = 2,51
^235U	νf = 2,46
^239Pu	νf = 2,91

 

Таким образом, один нейтрон в результате деления может привести к образованию нескольких нейтронов в следующем поколении. Они, в свою очередь, создадут ν_f² нейтронов второго поколения, и в n-ом поколении возникает ν_fⁿ нейтронов (см. рис.1). Протекание реакции деления по такой схеме размножения нейтронов и является цепной реакцией деления.

 

Рис. 1. Схема размножения нейтронов в цепной реакции деления.

 

 

Однако не все нейтроны вызывают деление, так как часть нейтронов теряется вследствие радиационного захвата, и некоторое количество нейтронов покидает среду размножения, вылетая из объема активной зоны реактора. В реакторе кроме делящегося изотопа находятся также другие материалы – теплоноситель, замедлитель и конструкционные материалы, которые поглощают нейтроны. Перечисленные потери нейтронов влияют на общий баланс нейтронов и ход цепной реакции.

 

Делящиеся ядра поглощают наиболее интенсивно тепловые нейтроны. Сечение деления в тепловой области в сотни раз превы­шает сечение деления для быстрых нейтронов. Чтобы воспользо­ваться этим свойством, быстрые нейтроны замедляют до тепловых энергий, после чего они вступают в реакцию с делящимися ядрами.

Условия существования цепной реакции деления, т.е. способность той или иной среды к поддержанию цепной реакции характеризуется коэффициентом размножения нейтронов, который определяют как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения.

Коэффициент размножения равен отношению скорости образо­вания к скорости поглощения нейтронов всех энергий.

Для однородной среды размножения, которую нейтроны не могут покинуть (бесконечная среда) величина коэффициента размножения нейтронов определяется по формуле четырех сомножителей:

 

K_∞ = η·ε·φ·θ

η - среднее число быстрых нейтронов, образующихся в резуль­тате одного акта поглощения.

η = ν_f ·Σ_f / Σ_a

 

ε - коэффициент размножения на быстрых нейтронах характеризует, во сколько раз увеличивается число нейтронов в реакторе за счет деления ²³⁸Uбыстрыми нейтронами по сравнению с числом быстрых нейтронов, образующихся только за счет деления ²³⁵U.

 

φ - вероятность избежать резонансного захвата характеризует вероятность того, что быстрый нейт­рон, замедляясь, избежит захвата в резонансной области и станет тепловым. Данный коэффициент учитывает вероятность захвата нейтронов промежуточных энергий, при которых сечение радиационного захвата ²³⁸U имеет резонансные пики.

 

θ - коэффициент использования тепловых нейтронов характеризует долю тепловых нейтронов, поглощен­ных в ядерном горючем, от общего числа поглощенных нейтронов. Поскольку поддержание цепной реакции идет в основном за счет деления урана тепловыми нейтронами, то лишь нейтроны, поглощенные в горючем, могут вызвать реакцию деления и нейтроны, погло­щенные в других материалах активной зоны, являются потерянными.

 

Баланс нейтронов одного поколения, участвующих в цепной ре­акции деления можно представить в виде циклического процесса (см. рис.2.).

 

 

 

Рис. 2. Баланс нейтронов при протекании цепной реакции деления в реакторах

на тепловых нейтронах.

 

Геометрический параметр.

Геометрический параметр B² позволяет оценить влияние геометрических размеров активной зоны реактора на величину утечки из среды размножения. С учетом формы активной зоны на основании физики процесса диффузии нейтронов определены формулы расчета геометрического параметра:

Форма активной зоны	Геометрический параметр B^2
Прямоугольный параллелепипед	(π/a)^2+ (π/b)^2+(π/c)^2
Конечный цилиндр	(2,405/R)^2+ (π/H)^2
Сфера	(π/R)^2

 

где a, b, c – размеры параллелепипед

H – высота цилиндра

R – радиус цилиндра и сферы

 

Как следует из приведенных зависимостей, увеличение размеров активной зоны приводит к уменьшению геометрического параметра и, следовательно, уменьшению утечки.

Минимальная утечка нейтронов из активной зоны в форме параллелепипеда некоторого фиксированного объема обеспечивается при условии a = b = c (куб). Для цилиндрической формы также имеется оптимальное соотношение размеров радиуса и высоты H / R = 1,848, при котором утечка нейтронов из ректора минимальна.

 

Виды ядерного топлива.

В качестве ядерного топлива могут использоваться металлический уран, двуокись урана UO₂, карбиды и бикарбиды урана UC, UC₂. В настоящее время в реакторах на тепловых нейтронах чаще всего используется двуокись урана, которая имеет следующие преимущества:

- совместимость с конструкционными материалами и теплоносителями;

- пористая структура, допускающая достаточно глубокое выгорание ядерного топлива (газообразные продукты деления могут накапливаться в порах, не приводя к повреждению топливной таблетки).

Температура плавления двуокиси урана ≈ 2800 ⁰С, плотность от 6640 до 10970 кг/м³ в зависимости от способа изготовления. Основной недостаток UO₂ - низкая теплопроводность.

Обогащение ядерного топлива – это весовая доля делящегося изотопа (измеряется в процентах).

 

Природный (ископаемый) уран имеет обогащение 0,72 % и может использоваться в качестве ядерного топлива. Однако чаще используют топливо с обогащением до 4-5 % в реакторах на тепловых нейтронах и до 20-23 % в реакторах на быстрых нейтронах.

 

Металлический уран использовался в первых проектах газо-охлаждаемых реакторов, имеет температуру плавления 1135 ⁰С, плотность кованого урана 19050 кг/м³, литого - 18600 кг/м³. При облучении нейтронами в реакторе металлический уран распухает за счет образования продуктов деления, его плотность и теплопроводность уменьшаются, металл становится хрупким. Металлический уран химически активен – активно взаимодействует с водой и воздухом. Для улучшения свойств применяется легирование урана алюминием, хромом, бериллием, железом.

 

Карбиды и бикарбиды урана применяются в настоящее время в высокотемпературных газо-охлаждаемых реакторах. Карбиды урана имеют более высокую по сравнению с двуокисью урана плотность и значительно более высокую теплопроводность. Их недостаток - большая химическая активность со многими реакторными материалами.

Замедлители нейтронов.

В качестве замедлителя наиболее часто используются обычная и тяжелая вода, графит, бериллий и окись бериллия.

 

Основные требования, предъявляемые к замедлителю - высокая эффективность замедления и низкое поглощение нейтронов.

Численными характеристиками этих требований служат замедляющая способность – ξΣ_s и коэффициент замедления – К_з = ξΣ_s / Σ_а.

Перечисленные характеристики зависят от Σ_s, Σ_а - макроскопических сечений рассеяния и поглощения нейтронов и ξ - логарифмического декремента замедления, характеризующего относительную потерю нейтроном энергии в одном столкновении:

 

ξ = ln(ΔЕ / Е)

где ΔЕ - потеря энергии нейтроном при одном столкновении;

Е - энергия нейтрона перед столкновением.

 

Наибольшей замедляющей способно­стью обладает легкая вода, однако, она существенно поглощает нейтроны (см. табл.3). Поэтому реакторы с водным замедлителем обладают минимальными габаритами, но требуют обогащенного урана.

 

У тяжелой воды максимальный коэффициент замедления, но небольшая за­медляющая способность. Поэтому реакторы с тяжеловодным замедли­телем имеют большие размеры, но могут использовать в качестве топлива природный уран и при этом допускают применение конструкционных материалов, поглощающих нейтроны.

 

Теплоносители.

В качестве теплоносителей в реакторах используются обычная и тяжелая вода, углекислый газ и гелий, а в реакторах на быстрых нейтронах - жидкие металлы.

Основные требования к теплоносителю:

- хороший теплоотвод;

- совместимость теплоносителя с конструкционными материа­лами и ядерным топливом;

- низкая коррозионная активность, термическая и радиацион­ная стойкость;

- слабое поглощение нейтронов, а в реакторах на быстрых нитронах и низкая замедляющая способность;

- доступность и умеренная стоимость;

- невысокое давление.

Ни один теплоноситель не удовлетворяет всем требованиям, поэтому выбор теплоносителя всегда является результатом компромисса.

Вода, являясь наиболее широко используемым в энергетике теплоносителем, может выполнять функции замедлителя. Возможные сочетания материалов замедлителя и теплоносителя представлены в табл. 4.

 

Таблица 4.

Самоподдерживающаяся цепная реакция деления

 

Содержание

 

Перечень сокращений

1. Цепная реакция деления. Коэффициент размножения.

2. Эффективный коэффициент размножения и утечка нейтронов.

3. Геометрический параметр.

4. Критическое состояние реактора.

5. Принцип саморегулирования реактора. Коэффициенты реактивности.

6. Принципиальная конструкция ядерного реактора.

7. Виды ядерного топлива.

8. Замедлители нейтронов.

9. Теплоносители.

10. Неравномерность тепловыделений в активной зоне реактора.

11. Физическое и гидравлическое профилирование.

 

Перечень сокращений

СУЗ - система управления и защиты

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент