Мгновенные нейтроны

Мгновенные нейтроны — это нейтроны, испускаемые осколками деления практически мгновенно после деления составного ядра, в отличие от запаздывающих нейтронов, испускаемых продуктами деления через некоторое время после этого. Испускание нейтронов осколками деления — одна из важнейших особенностей процесса деления тяжёлых ядер. Именно она позволяет создать при определённых условиях цепную реакцию деления. Количество нейтронов, испускаемых в одном акте деления — случайная величина, распределённая примерно по закону Гаусса около среднего значения (2—3 нейтрона на одно делящееся ядро). Мгновенные нейтроны составляют более 99% нейтронов деления.

Запаздывающие нейтроны

Запаздывающие нейтроны — это нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время (от нескольких миллисекунд до нескольких минут) после реакции деления тяжёлых ядер, в отличие от мгновенных нейтронов, испускаемых практически мгновенно после деления составного ядра. Запаздывающие нейтроны составляют менее 1% испускаемых нейтронов деления, однако, несмотря на столь малый выход, играют огромную роль в ядерных реакторах. Благодаря большому запаздыванию такие нейтроны существенно (на 2 порядка и более) увеличивают время жизни нейтронов одного поколения в реакторе и тем самым создают возможность управления самоподдерживающейся цепной реакции деления^[1].

Формула четырёх сомножителей

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтронной среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:

, где

• k₀ — коэффициент размножения в бесконечной среде;

• μ — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

• φ — Вероятность избежать резонансного захвата;

• θ — Коэффициент использования тепловых нейтронов;

• η — Выход нейтронов на одно поглощение.

Пусть в результате каждого деления выделяется в среднем ν быстрых нейтронов. Таким образом, по прошествии времени нейтронного цикла, n нейтронов превратится в nμφθxν нейтронов следующего поколения. Таким образом, по определению:

В реальных расчетах величина х самостоятельно не употребляется. Вместо неё используется формула

,

которая представляет собой число вторичных нейтронов, приходящихся на один поглощённый тепловой нейтрон в материале топлива. С учетом сказанного, в тепловом реакторе k₀ можно найти как:

,

которая называется формулой четырёх сомножителей.

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

КРитический, докрити, подкрит.

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;

• k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

• k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

 есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.

Период реактора — время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз (~2,7 раза). Величина, обратная реактивности. Измеряется в секундах. Наряду с мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтронно-физических характеристик работающего ядерного реактора.

Отравление и шлакование

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — ¹³⁵Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶ барн). Период полураспада ¹³⁵Xe T_1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть ¹³⁵Xe образуется в результате распада ¹³⁵I (T_1/2 =  6,8 ч). При отравлении К_эф изменяется на 1—3 %.

Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это положительная реактивность, которую ядерный реактор имел бы при полностью извлеченных стержнях системы управления и защиты (СУЗ).

Являясь, по сути, реактивностью, ОЗР — безразмерная величина, однако для удобства работы, на практике она измеряется в различных условных величинах, например глубине погружения поглощающих стержней реактора, эффективной доле запаздывающих нейтронов и пр. ОЗР, выраженный в стержнях, примерно показывает какой запас есть у оператора для увеличения мощности, а также максимальную положительную реактивность, которую можно внести в реактор стержнями СУЗ.

При этом суммарная длина погружённых частей стержней не равна произведению длины стержня на ОЗР. Причина этого заключается, в частности, в следующем:

• реактивность, вносимая стержнем, имеет нелинейную зависимость от глубины погружения стержня;

количество нейтронов, поглощаемых стержнем СУЗ зависит от потока нейтронов в области стержня, в том числе распределения потока нейтронов по высоте активной зоны реактора. Поэтому стержни, находящиеся в разных частях активной зоны, вносят разную отрицательную реактивность.

С точки зрения экономики реактора, а также его безопасности, наиболее благоприятной является минимальная величина ОЗР. В этом случае, с одной стороны снижается «непродуктивное» поглощение нейтронов стержнями СУЗ (которые могли бы быть затрачены на деление делящихся изотопов, то есть производство энергии), а с другой — уменьшается риск внесения существенной положительной реактивности из-за непредвиденного извлечения поглощающего стержня СУЗ.

Кампания ядерного реактора — время работы реактора с одной и той же загрузкой ядерного топлива.

Когда весь запас реактивности реактора исчерпан, то есть когда компенсирующие стержни заняли свое предельное конечное положение, цепная реакция сама собой прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне. Разумеется, что величину кампании энергетического реактора желательно иметь возможно бо́льшей, поскольку получаемая энергия тем дешевле, чем больше её производится при одной загрузке урана. Однако продолжительность кампании ограничена некоторым минимальным значением критической массы. Часть делящегося материала, составляющая эту критическую массу в конце кампании, из-за прекращения цепной реакции делению не подвергается, выгружается из реактора и в дальнейшем может быть использована только после надлежащей переработки урана, если такая переработка оправдана.

Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова.

Классификация реакторов

• водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);

• кипящий реактор;

•  реактор-размножитель на быстрых нейтронах;

• газоохлаждаемый реактор;

• графито-водный реактор

• тяжеловодный реактор

Зависимость мощности реактора

При положительной величине реактивности (r > 0) величина периода реактора также имеет положительный знак, при отрицательной величине реактивности  (r < 0)  величина периода реактора  отрицательна.

Период реактора является единственной характеристикой для чисто экспоненциального переходного процесса n(t)в реакторе, позволяющей оценивать интенсивность изменения плотности нейтронов или мощности реактора, и при этом является легко воспринимаемой и легко измеряемой величиной. Чем выше величина периода Т, тем менее круто (более плавно) происходит изменение мощности при сообщении критическому реактору реактивности того или иного знака.

Из определения периода следует, что его величина определяется величиной сообщённой реактору реактивности (или величиной dk_э). Из этого следует, что при относительно малых значениях реактивности величина периода обратно пропорциональна величине реактивности, причём коэффициентом  пропорциональности