Крючков В.П. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК
.pdfКонцерн “Росэнергоатом”
Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК
(учебное пособие)
МОСКВА 2005
Физика для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК. Учебное пособие для персонала АЭС. Под редакцией В.П.Крючкова.
Авт.: Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н.
Пособие написано в помощь руководящему, оперативному и инженернотехническому персоналу атомных станций. Состоит из трех частей: в первой изложены основные сведения из теории и физики ядерных реакторов, необходимые для понимания процессов, лежащих в основе работы реакторов, во второй – особенности физики и эксплуатации реакторов ВВЭР, в третьей – особенности физики и эксплуатации РБМК.
Пособие полезно для специалистов, работающих в области ядерной энергетики, а также для студентов вузов, обучающихся по специальности “Атомные электростанции и установки”.
2
Оглавление
ОГЛАВЛЕНИЕ |
3 |
ЧАСТЬ I. ОСНОВЫ ФИЗИКИ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ |
9 |
1. НЕОБХОДИМЫЕ СВЕДЕНИЯ ИЗ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ |
9 |
1.1. ОСНОВНЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ В МАСШТАБАХ АТОМА |
9 |
1.2.ТИПЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ЭЛЕМЕНТАРНЫХ ЧАСТИЦ. |
9 |
1.3. ОСНОВНЫЕ ЯДЕРНЫЕ ЧАСТИЦЫ. |
10 |
1.4.ПОСТУЛАТЫ МОДЕЛИ АТОМА БОРА |
10 |
1.5. НУКЛИДЫ. |
10 |
1.6. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ ЯДЕР |
11 |
1.7. ПОЛУЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ |
11 |
1.8. ОСНОВНЫЕ ВИДЫ РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА ЯДЕР |
12 |
1.9.ЗАКОН РАДИОАКТИВНОГО РАСПАДА ЯДЕР |
12 |
1.10. ДЕЙСТВИЕ ЯДЕРНЫХ СИЛ В ЯДРЕ |
13 |
1.11. УСТОЙЧИВЫЕ И НЕУСТОЙЧИВЫЕ ЯДРА |
13 |
1.12.КАПЕЛЬНАЯ МОДЕЛЬ ЯДРА |
14 |
1.13. ДРУГИЕ МОДЕЛИ ЯДРА |
15 |
2. НЕОБХОДИМЫЕ СВЕДЕНИЯ ИЗ НЕЙТРОННОЙ ФИЗИКИ |
15 |
2.1. НЕЙТРОНЫ |
15 |
2.2. ПЛОТНОСТЬ ПОТОКА (ПОТОК) ЧАСТИЦ. |
16 |
2.3. ЭФФЕКТИВНОЕ СЕЧЕНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ |
17 |
2.4. МАКРОСКОПИЧЕСКОЕ СЕЧЕНИЕ |
17 |
2.5.ДЛИНА ПРОБЕГА И ДЛИНА ДИФФУЗИИ |
18 |
2.6. ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ НЕЙТРОНОВ С ЯДРАМИ |
19 |
2.7. ЗАВИСИМОСТЬ СЕЧЕНИЯ ОТ ТЕМПЕРАТУРЫ СРЕДЫ |
21 |
2.8. ДЕЛЕНИЕ ЯДРА |
22 |
2.9. ДЕЛЯЩИЕСЯ И ВОСПРОИЗВОДЯЩИЕ НУКЛИДЫ |
23 |
2.10. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКЦИЙ ДЕЛЕНИЯ |
23 |
2.11. СКОРОСТЬ РЕАКЦИИ И ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В РЕАКТОРЕ |
27 |
2.12. ЗАМЕДЛЕНИЕ И ФОРМИРОВАНИЕ СПЕКТРА НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ |
27 |
3. ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ ИЗ ФИЗИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ |
29 |
3.1. ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ |
29 |
3.2. ЗАМЕДЛЯЮЩАЯ СПОСОБНОСТЬ |
31 |
3.3. КОЭФФИЦИЕНТ ЗАМЕДЛЕНИЯ |
31 |
3.4. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ В БЕСКОНЕЧНОЙ СРЕДЕ, K∞ |
31 |
3.5.ФОРМУЛА ЧЕТЫРЕХ СОМНОЖИТЕЛЕЙ |
32 |
3.6. ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ |
33 |
3.7. ЭФФЕКТ ЗАМЕДЛЕНИЯ. |
34 |
4. ОСНОВЫ РАСЧЕТОВ РЕАКТОРОВ |
35 |
4.1. ЗАДАЧА РАСЧЕТА ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ И ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ ПРИБЛИЖЕНИЯ |
35 |
4.2. ОБЩИЙ ВИД ДИФФУЗИОННОГО УРАВНЕНИЯ |
36 |
4.3. ДИФФУЗИОННОЕ УРАВНЕНИЕ ДЛЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ И ЕГО РЕШЕНИЕ ДЛЯ ПРОСТЫХ
ГЕОМЕТРИЙ |
37 |
4.7. ПЛОЩАДЬ МИГРАЦИИ НЕЙТРОНОВ |
42 |
4.8. ВЛИЯНИЕ ОТРАЖАТЕЛЯ |
44 |
4.9. МНОГОГРУППОВОЕ ДИФФУЗИОННОЕ ПРИБЛИЖЕНИЕ |
45 |
4.10. ПРОСТРАНСТВЕННОЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ПОТОКОВ БЫСТРЫХ И ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ |
46 |
3
5. ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ |
47 |
5.1. ПОНЯТИЕ РЕАКТИВНОСТИ |
47 |
5.2. ПОНЯТИЕ ЭФФЕКТА И КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ |
48 |
5.3.ТЕМПЕРАТУРНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РЕАКТИВНОСТИ |
49 |
5.4. КОМПЕНСАЦИЯ РЕАКТИВНОСТИ |
51 |
6. ВЫГОРАНИЕ, ОТРАВЛЕНИЕ И ШЛАКОВАНИЕ РЕАКТОРА |
51 |
6.1. ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ |
51 |
6.3. ВЛИЯНИЕ КСЕНОНА НА РАБОТУ РЕАКТОРОВ В ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ |
53 |
6.4. КСЕНОНОВЫЕ КОЛЕБАНИЯ |
54 |
6.5. ОТРАВЛЕНИЕ САМАРИЕМ–149 |
55 |
6.6. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА ДРУГИМИ НУКЛИДАМИ |
56 |
6.7. ГЛУБИНА ВЫГОРАНИЯ |
57 |
7. ОСНОВЫ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА |
57 |
7.1. ПРОСТЕЙШАЯ МОДЕЛЬ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА |
58 |
7.2. УРАВНЕНИЕ ТОЧЕЧНОЙ КИНЕТИКИ |
60 |
7.3. РЕШЕНИЯ УРАВНЕНИЙ ТОЧЕЧНОЙ КИНЕТИКИ |
60 |
7.4. ЗАВИСИМОСТЬ ПЕРИОДА РЕАКТОРА ОТ РЕАКТИВНОСТИ |
63 |
7.5. НЕКОТОРЫЕ ПРАКТИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ РЕШЕНИЙ УРАВНЕНИЯ КИНЕТИКИ |
|
РЕАКТОРА. |
64 |
8. РЕГУЛИРОВАНИЕ РЕАКТОРА |
65 |
8.1. ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ, СУЗ |
65 |
8.2.ТИПЫ ПОГЛОЩАЮЩИХ СТЕРЖНЕЙ |
66 |
8.3. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОГЛОЩАЮЩИХ СТЕРЖНЕЙ |
66 |
8.4. УМНОЖЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В ПОДКРИТИЧЕСКОМ РЕАКТОРЕ |
68 |
8.5.ЗАВИСИМОСТЬ ПОТОКА ОТ СКОРОСТИ ВВОДА РЕАКТИВНОСТИ ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРА НА
МКУ. |
69 |
СПИСОК ЛИТЕРАТУРА К I-ОЙ ЧАСТИ |
71 |
ЧАСТЬ II. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ ВВЭР 72 |
|
9. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРОВ ВВЭР |
72 |
9.1. ОСНОВНЫЕ ТЕПЛО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ВВЭР |
72 |
9.2. КОРПУС РЕАКТОРА И ВНУТРИКОРПУСНЫЕ УСТРОЙСТВА |
72 |
9.3. АКТИВНАЯ ЗОНА |
73 |
9.4. СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ |
80 |
9.5. СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ РЕАКТОРА |
84 |
10. ОСОБЕННОСТИ НЕЙТРОННО - ФИЗИЧЕСКИХ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ |
|
ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНЫХ ЗОН РЕАКТОРОВ ВВЭР |
90 |
10.1. ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ПРИ ВЫБОРЕ КОНСТРУКЦИИ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР |
90 |
10.2. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОТВОДЕ ТЕПЛА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ |
90 |
10.3. ОПТИМИЗАЦИЯ НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК |
91 |
10.4. ОСОБЕННОСТИ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРОВ ВВЭР |
93 |
10.5. РЕГУЛИРОВАНИЕ |
97 |
11. МЕТОДИКИ РАСЧЕТА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК |
|
ЭКСПЛУАТИРУЕМЫХ ЗАГРУЗОК |
105 |
12. ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ |
110 |
4
12.1. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА УПРАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРА
НА МОЩНОСТЬ |
110 |
12.2. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ РАБОТЕ НА МОЩНОСТИ |
112 |
12.3. УПРАВЛЕНИЕ И КОНТРОЛЬ ЗА АКТИВНОЙ ЗОНОЙ ПРИ ПЛАНОВОМ ОСТАНОВЕ |
113 |
12.4. ВЫВОД БОРНОЙ КИСЛОТЫ С ПОМОЩЬЮ ИОНООБМЕННЫХ ФИЛЬТРОВ |
113 |
12.5. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПОДКРИТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ НА ОСТАНОВЛЕННОМ РЕАКТОРА |
114 |
12.6. ВЛИЯНИЕ ХЕ И SM НА РЕГУЛИРОВАНИЕ ПРИ ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССАХ |
114 |
12.7. ПОДАВЛЕНИЕ КСЕНОНОВЫХ КОЛЕБАНИЙ |
115 |
13. ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ |
116 |
13.1. ЯДЕРНЫЕ ИНЦИДЕНТЫ |
116 |
13.2. ЛОКАЛЬНАЯ КРИТИЧЕСКАЯ МАССА |
116 |
13.3. ПОТЕРЯ УПРАВЛЕНИЯ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ |
117 |
13.4. НАРУШЕНИЕ ТЕПЛООТВОДА ОТ АКТИВНОЙ ЗОНЫ |
118 |
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ КО 2-ОЙ ЧАСТИ |
130 |
ЧАСТЬ III. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРОВ РБМК- |
|
1000 |
131 |
14. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА РБМК-1000 (ИСХОДНЫЙ ПРОЕКТ) |
131 |
14.1. МЕТАЛЛОКОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА И БИОЛОГИЧЕСКАЯ ЗАЩИТА |
131 |
14.2. СТРУКТУРА АКТИВНОЙ ЗОНЫ |
132 |
14.3.ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ |
134 |
14.4.ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ |
134 |
14.5. ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ПОГЛОТИТЕЛИ |
136 |
14.5.1. Стержень дополнительного поглотителя (сб. 1814.00.000) |
137 |
14.5.2. Стержень дополнительного поглотителя кассетного типа (сб. 2641.00.000) |
|
|
138 |
14.6. СТЕРЖНИ СУЗ |
139 |
14.6.1. Стержни сб. 2091.00.000-01 |
139 |
14.6.2. Стержни сб.2477.00.000-01 |
139 |
14.6.3. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) |
139 |
14.6.4. Укороченные стержни поглотители (УСП) |
139 |
14.6.5. Кластерный регулирующий орган (сб.2399) |
140 |
15. СРЕДСТВА УПРАВЛЕНИЯ |
142 |
15.1. КОНТРОЛЬ И РЕГУЛИРОВАНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ |
|
15.1.1. Технические предпосылки дискретного контроля распределения |
142 |
|
|
энерговыделения |
142 |
15.1.2. Структура контроля и регулирования распределения энерговыделения |
143 |
16. ОСОБЕННОСТИ ФИЗИКИ РЕАКТОРОВ РБМК-1000 |
145 |
16.1. ГРАФИТ, ЕГО ХАРАКТЕРИСТИКИ |
145 |
16.2. УРАН-ГРАФИТОВОЕ ОТНОШЕНИЕ |
148 |
16.3. РАЗМНОЖАЮЩИЕ СВОЙСТВА РЕШЕТКИ КАНАЛОВ РБМК-1000 |
149 |
16.4. ДЛИНА МИГРАЦИИ В РЕШЕТКЕ РБМК-1000 |
151 |
16.5. БАЛАНС НЕЙТРОНОВ. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА |
154 |
17. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ, ПРОВОДИМЫЕ ДЛЯ |
|
ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ РБМК-1000 |
157 |
18. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ РБМК-1000
159
5
18.1. ВЫВОД РЕАКТОРА В КРИТИЧЕСКОЕ СОСТОЯНИЕ |
159 |
18.1.1. Подкритическое состояние реактора |
159 |
18.1.2. Процесс выхода реактора в критическое состояние |
161 |
18.2. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА РБМК-1000 КСЕНОНОМ И САМАРИЕМ |
162 |
18.2.1. Стационарное отравление ксеноном |
162 |
18.2.2. Нестационарное отравление ксеноном |
164 |
18.2.3. Отравление реактора самарием |
167 |
18.2.4. Нестационарное отравление самарием. |
167 |
18.3. НАДЕЖНАЯ СИСТЕМА ТЕПЛООТВОДА ОТ ТВЭЛОВ |
171 |
18.4. ЭФФЕКТЫ И КОЭФФИЦИЕНТЫ РЕАКТИВНОСТИ РЕАКТОРА РБМК-1000. ВЛИЯНИЕ |
171 |
ИЗМЕНЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА НА ЕГО РЕАКТИВНОСТЬ |
|
18.4.1.Температурный эффект (коэффициент) реактивности |
172 |
14.4.2. Разогрев выше 280 с. Температурный коэффициент по графиту |
174 |
18.4.3. Мощностной коэффициент реактивности |
176 |
18.4.4. Паровой коэффициент реактивности |
177 |
18.5. ЭФФЕКТЫ РЕАКТИВНОСТИ ПРИ ОБЕЗВОЖИВАНИИ КМПЦ И КО СУЗ |
181 |
18.5.1. Эффект реактивности при обезвоживании КМПЦ |
181 |
18.5.2. Эффект обезвоживания контура СУЗ в подкритическом состоянии |
182 |
18.5.3. Эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии реактора при |
|
работе на мощности |
183 |
19. ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ |
183 |
19.1. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ В РЕАКТОРЕ РБМК |
183 |
19.2. АНАЛИЗ НЕКОТОРЫХ ИНЦИДЕНТОВ, ПРОИЗОШЕДШИХ НА РЕАКТОРАХ РБМК-1000 |
186 |
19.2.1. Инцидент на 1-ом блоке Смоленской АЭС 21-22 ноября 1992г. |
187 |
19.2.2. Инцидент на 4-ом энергоблоке Курской АЭС 8 апреля 1999 года |
190 |
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ К 3-ЕЙ ЧАСТИ |
192 |
6
Предисловие
Основной технической литературой по эксплуатации АЭС сегодня являются руководящие и нормативные документы: регламенты, инструкции, правила. Однако, как известно, ни в какой самой подробной инструкции невозможно предусмотреть все многообразие возможных, в том числе нерегламентных, режимов и состояний сложной системы, каковой является активная зона реактора, все ситуации, в которых персоналу, возможно, придется принимать решения. Каким же образом в этом случае можно снизить, а по возможности исключить, ошибки при управлении реактором, особенно в нештатных ситуациях? Способ один – качественная подготовка персонала, оснащение его глубоким пониманием физических процессов, происходящих в реакторе, особенностей физики и эксплуатации реакторов конкретных типов, изучение опыта, накопленного за десятки лет ведущими инженерами реакторных установок разных типов.
Настоящая книга не претендует на полное и исчерпывающее изложение традиционных разделов реакторной физики. Систематическое и детальное изложение этого материала содержится в трудах известных физиков, которых можно отнести к классикам отечественной реакторной физики: Фейнберг С.М., Галанин А.Д., Усачев Л.Н., Шихов С.Б., Лейпунский А.И., Марчук Г.Н., Бать Г.А, Орлов В.В., Лалетин Н.И.. А также в переводных книгах Глестона С., Девисона Б.и др.. Именно к трудам этих авторов мы отсылаем читателя, изучающего теорию и физику ядерных реакторов и готовящегося к научной работе в данной области.
Однако вряд ли современную литературу по физике реакторов, при всех ее достоинствах, можно рекомендовать в качестве основной при подготовке инженернотехнического и оперативного персонала АЭС. Причиной тому является ее академичность, избыточная информативность и, главное, отсутствие материала по практическим вопросам, связанным с особенностями физики и эксплуатации реакторов конкретного типа (ВВЭР и РБМК). На момент написания данной книги специализированного пособия для эксплуатационного персонала реактора не было. На этот пробел в литературе, посвященной ядерным реакторам, и на острую необходимость в разработке специального пособия по вопросам физики эксплуатации реакторов указал Технический директор концерна (1998 - 2002 гг.) Б.В.Антонов. По его инициативе и поручению была начата работа над пособием.
Цель данного пособия – концентрированное, представленное в сравнительно простой форме, изложение материала по физике реакторов и обобщение ядернофизических аспектов практики эксплуатации реакторов ВВЭР и РБМК
Пособие состоит из трех частей: 1-ая часть – основы физики ядерных реакторов на тепловых нейтронах, 2-ая – особенности физики и эксплуатации реакторов ВВЭР и 3-я - особенности физики и эксплуатации реакторов РБМК.
В 1-ой части даны необходимые сведения из физики реакторов, без знания которых невозможно понимание принципов, лежащих в основе конструкций ВВЭР и РБМК, и вопросов их эксплуатации. Изложены в минимально необходимом объеме вопросы ядерной и нейтронной физики, даны основы теории ядерных реакторов, дано описание основных процессов и эффектов, сопутствующих работе реактора. Даны основные соотношения (как правило, без вывода) для определения величин, характеризующих состояние и динамику реактора и важных для безопасности. Дано понятие физических принципов, лежащих в основе регулирования и управления реактором. В 4-ой главе, ориентированной, в основном, на персонал отдела ядерной безопасности, занимающийся расчетами активной зоны, изложены теоретические основы расчетов реакторов.
Во 2-ой части дано описание устройства реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 и их тепло-физических и нейтронно-физических характеристик, изложение вопросов эксплуатации, в т.ч. управления и контроля, влияние отравления и ксеноновых колебаний на регулирование при переходных процессах. Изложены требования и методики
7
регламентных нейтронно-физических расчетов активной зоны. Много места уделено анализу вопросов ядерной безопасности.
В 3-ей части приведено описание устройства РБМК, средств управления, комплексной системы контроля, управления и защиты, особенности нейтроннофизических расчетов, проводимых для эксплуатации РБМК. Большое внимание уделено технологическим аспектам ядерной безопасности, в т.ч. эффектам реактивности.
Пособие написано, в основном, коллективом авторов: Крючков В.П. (1-ая часть), Андреев Е.А. (2-ая часть), Хренников Н.Н. (3-я часть). Кроме того, в подготовке пособия принимали участие специалисты АЭС: Михальчук А.В. (БалАЭС), Лупишко А.Н. (КлАЭС), Поваров В.П. (ВлАЭС), Залетных Б.А. (НВАЭС), Чижевский Ю.Б., Шашкин А.А., (КуАЭС), Абаимов А.Д., Зинаков Л.И. (САЭС), Завьялов А.В. (ЛАЭС), Терешонок В.А.(ВНИИАЭС) которым авторы глубоко признательны за обсуждение рукописи и полезные замечания.
Авторы благодарят профессора Петрова Э.Е. (ГНЦ РФ ФЭИ), взявшего на себя труд по просмотру 1-ой части пособия и сделавшего много ценных замечаний.
Особую благодарность авторы приносят Бобринскому А.Б. (ЛАЭС), высказавшему ряд полезных замечаний и предоставившему полезные материалы к разделам 1.5, 1.7, 1.8 и к некоторым разделам 3-ей части.
Авторы глубоко признательны Техническому директору концерна “Росэнергоатом” Н.М.Сорокину за постоянное внимание к работе над пособием.
В заключение отметим, что любые замечания и пожелания по данному пособию авторы примут с благодарностью.
Авторы.
8
Часть I. Основы физики реакторов на тепловых нейтронах
1. Необходимые сведения из ядерной физики
1.1.Основные величины и единицы измерения в масштабах атома
Вреакторной физике приняты к употреблению величины и единицы измерения,
соответствующие масштабам и свойствам мира элементарных частиц и ядер. Характерные размеры: порядок размера атома и молекулы - 10-9 м (1нм), радиус электронных орбит в атоме 10-10 м (1Аº ), радиус нуклона 10-15 м (1 Фм).
Заряд: за единицу заряда принят заряд электрона е ( e 1,602189 10-19 Кл). Электрические
заряды всех остальных частиц, существующих в свободном состоянии, кратны величине е. (Заряды кварков, составных объектов адронов (протонов, нейтронов, мезонов), кратны одной трети е).
Энергия: за основную единицу измерения энергии в ядерной физике принят электронвольт (эВ). Энергия, равная одному электронвольту, соответствует кинетической энергии частицы с зарядом |е|, прошедшей разность потенциалов 1 В. 1эВ = 1,602 ·10-19
Дж. (Производные от эВ – 1кэВ (килоэлектронвольт) = 103 эВ, 1 МэВ (мегаэлектронвольт) = 106 эВ).
Энергия теплового движения атомов молекул < 10-3 эВ. Энергия связи электронов в атомах ~ 102 эВ.
Энергия частиц, испускаемая при β-распаде изотопа, ~ 1 МэВ.
Масса: за единицу массы в ядерной физике принята международная атомная единица массы (а.е.м), равная 1/12 массы атома углерода 126 C : 1 а.е.м. = 1,66056 · 10-27 кг.
Однако более распространено в качестве единицы измерения массы в ядерной физике использование энергетического эквивалента массы, вытекающего из известного соотношения
E mc2 , |
(1.1.1) |
где с – скорость света в вакууме. 1 а.е.м. ≈ 9,315 · 108 эВ = 931,5 МэВ.
1.2. Типы взаимодействия элементарных частиц
Все объекты материального мира, взаимодействуя один с другим, передают энергию. При этом энергия переносится частицами – квантами взаимодействия. Следуя традиции, все взаимодействия будем далее классифицировать четырьмя типами: сильное, электромагнитное, слабое и гравитационное. (Согласно современным представлениям типов взаимодействия всего три, электромагнитное и слабое взаимодействия являются проявлением единого типа – электрослабого. Однако для масштаба ядра ~10-13 – 10-23 см единая природа электромагнитных и ядерных сил не проявляется, и их можно рассматривать как независимые).
Ядерные процессы в реакторах определяются тремя типами взаимодействий ядер и элементарных частиц – сильным, электромагнитным и слабым (гравитационным взаимодействием ввиду его слабости справедливо пренебрегают):
сильное (ядерное) взаимодействие ответственно за устойчивость структуры ядер и нуклонов. Квант (переносчик) сильного взаимодействия – безмассовая частица – глюон. Квантовая характеристика сильного взаимодействия – цветовой заряд
электромагнитное взаимодействие – по интенсивности слабее сильного взаимодействия в 102–103 раз. Квантовая характеристика взаимодействия – электрический заряд. Квант взаимодействия – фотон. В электромагнитном взаимодействии участвуют заряженные частицы
слабое взаимодействие – слабее сильного взаимодействия в 1013 – 1014 раз. Кванты слабого взаимодействия – калибровочные бозоны. Слабое взаимодействие ответственно за
9
β-распад ядер и распады многих элементарных частиц. В слабом взаимодействии участвуют все частицы.
1.3. Основные ядерные частицы
Среди большого числа известных сегодня элементарных частиц, а их более 350 (в основном нестабильные), интерес для физики ядерных реакторов представляют те из них, которые участвуют в ядерных реакциях в активной зоне реактора.
Фотон – обозначение - γ, квант электромагнитного поля, электрический заряд – 0, масса – 0, стабилен, участвует в электромагнитном и слабом (электрослабом) взаимодействиях.
Лептоны:
нейтрино (антинейтрино) – обозначение e (~e ), электрический заряд 0, масса 0 (или
менее 45 эВ), стабильны.
электрон (позитрон) – обозначение е-(е+), электрический заряд электрона -е, позитрона +е, масса 0,511 МэВ, e- и e+ стабильны.
Барионы:
протон – обозначение р, электрический заряд +e, масса 938,28 МэВ, стабилен (или время жизни τ >1032 лет);
нейтрон – обозначение n, электрический заряд 0, масса 939, 57 МэВ, время жизни τ = 886,7 с. Тип распада: n p e ~e
Заметим, что по современным представлениям нейтроны и протоны не являются истинно элементарными. Это составные частицы, образованные из трех объектов – кварков 1- го поколения: d и u. Масса “голых” кварков (без сопутствующих виртуальных квантов сильного взаимодействия - глюонов: d ~9 МэВ, u ~5 МэВ. (Массы d и u кварков с учетом глюонной “шубы” ~340 MэВ). Электрические заряды в единицах e: d-кварк –(1/3), u-кварка +(2/3). Протон состоит из двух кварков u и одного d (uud), нейтрон – из двух кварков d и одного u (ddu).
1.4.Постулаты модели атома Бора
Согласно атомной модели Бора атом состоит из положительно заряженного ядра и вращающихся вокруг него электронов. Электроны могут находиться на строго определенных орбитах и иметь определенное дискретное количество (квант) энергии. Переход электронов с одной орбиты на другую сопровождается испусканием фотона энергией
E h , |
(1.4.1) |
где h – постоянная Планка (h = 6,63 ·10-27 эрг· с); 1/ ; |
– длина волны фотона. |
Ядро представляет собой плотную материю, состоящую из нуклонов – нейтронов и протонов. Радиус ядра связан с атомной массой соотношением
r 1,25 10 13 A1/3 , |
(1.4.2) |
где r – радиус ядра, см; А – атомная масса.
1.5. Нуклиды
Число протонов в ядре называется атомным номером и обозначается Z. Число электронов в электрически нейтральном атоме равно числу протонов в ядре. Массовое число (А) ядра есть полное количество нуклонов (нейтронов и протонов) A Z N , где N – число нейтронов в ядре.
Нуклидом называют любое атомное ядро с заданным числом протонов и нейтронов. Нуклиды, имеющие одинаковое Z, но разное N называются изотопами (т.е. это ядро одного и того же химического элемента).
Радионуклиды – это радиоактивные нуклиды.
Не все комбинации чисел протонов и нейтронов в ядре возможны. На сегодняшний день известно около 2500 стабильных и радиоактивных нуклидов.
10