223

1. Конструктивная схема ядерного реактора.

Ядерный реактор – представляет собой устройство, предназначенное для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции деления атомных ядер.

Возможность осуществления такой реакции обеспечена тем, что на каждый акт деления производится 2-3 нейтрона, способных вызвать деление других ядер ядерного топлива в реакторе.

Составными частями любого ядерного реактора (см. рис.) являются:

- активная зона с ядерным топливом;

- активная зона обычно окружается отражателем нейтронов;

- теплоноситель;

- система регулирования цепной реакции;

- радиационная защита;

- система дистанционного управления.  

В активной зоне реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. С помощью теплоносителя эта энергия выводится за пределы активной зоны и в виде нагретого пара (газа) поступает на турбину для выработки электроэнергии.

Если бы все нейтроны, возникающие при делении, расходовались только на деление ядер, то получился бы лавинообразный процесс неограниченного размножения нейтронов, ростом числа делений и мощности реактора. В действительности же в любом реакторе одновременно с процессом деления всегда имеет место:

- поглощение нейтронов горючим, не приводящее к делению;

- поглощение нейтронов другими материалами;

- утечка нейтронов из активной зоны реактора.

Два последних фактора дают возможность регулировать процесс деления так, чтобы плотность потока нейтронов в активной зоне была постоянной.

Физическая теория ядерных реакторов, как прикладная наука, возникла в 40-х – 50-х годах прошлого века вместе с появлением самих ядерных реакторов. Вычислительная техника только-только возникла и находилась в зачаточном состоянии. Поэтому весь упор был сделан на математику и физику.

Вместе с развитием вычислительной техники развивались и методы расчета. Но подход, развитый в ФТР, позволяет качественно понять физику происходящих в ЯР процессов.

Теория ЯР – область науки, рассматривающая большое число различных задач физики нейтронов с применением математических методов решения. Одной из важнейших задач этой теории является установление условий критичности реактора, то есть условий достижения такого состояния, при котором интенсивность ЦЯРД деления, сопровождающейся выделением энергии, будет постоянной.

Еще одной важной задачей ФТР является нахождение простанственно - энергетического распределения потока нейтронов по объему ЯР. Другая, столь же важная задача состоит в том, чтобы предвидеть поведение реактора и всей ЯЭУ в целом при отклонениях от стационарного режима.

Для прогнозирования поведения ЯЭУ в настоящее время требуется проведение расчетов с использованием различных расчетных программ. Но использование этих программ, не говоря уж об их усовершенствовании, требует определенных теоретических знаний и практических навыков.

На параметры и поведение ядерного реактора оказывают влияние:

- материальный состав активной зоны и отражателя;

- в ЯР используется топливо различного обогащения;

- это топливо неравномерно выгорает в процессе работы ЯР;

- конструкция и размеры активной зоны;

- органы регулирования и их перемещение в реакторе в процессе работы;

- изменение температуры, мощности и агрегатного состояния теплоносителя;

- изменение нуклидного состава топлива в процессе работы.

К основным параметрам ядерного реактора можно отнести:

- эффективный коэффициент размножения (реактивность);

- время жизни нейтронов;

- тепловая мощность, выделяемая в активной зоне;

- плотность потока нейтронов и ее распределение;

- эффекты реактивности, проявляющиеся в реакторе при любых изменениях в активной зоне (температура, положение поглощающих стержней, изменение нуклидного состава).

Корректное рассмотрение даже гомогенного ЯР весьма сложно. А ведь большинство ЯР являются гетерогенными. Поэтому расчет ЯР в большинстве случаев является многоступенчатым.

Сначала, как правило, в активной зоне выделяются зоны с примерно одинаковым материальным составом и определяются усредненные макроконстанты этих зон (и к_∞ этих зон). Только потом производится расчеты в 2-х и 3-х мерной геометрии с разбиением активной зоны на отдельные объемы. Физический расчет распадается на 2 независимые части – подготовку библиотек макроконстант и выполнение собственно расчетов реактора.

Влияние стержней СУЗ на нейтронные потоки в ЯР определяется достаточно сложно. Поэтому сначала рассмотривается гомогенный реактор без стержней СУЗ. Пусть ЯР не имеет отражателя, т.е. все нейтроны, вылетевшие за пределы АЗ, обратно не возвращаются. Это означает, что нейтронные потоки Ф (r,Е) в каждой точке имеют только одно значение. Другими словами переменные r и Е и из функции Ф (r,Е) разделяются. Если размеры а.з. достаточно большие, то вклад экстраполированной длины в эффективный размер ЯР мал по сравнению с геометрическими размерами.