ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

Начертательная геометрия
Комплексный чертеж
Аксонометрические проекции
Метрические задачи
Построить проекции
Машиностроительное черчение
Математика
Матрицы и определители
Начала анализа
Теория вероятности
Теория поля
Кратные и криволинейные интегралы
Ядерная энергетика
Основы получения ядерной энергии
Реакция деления
Плотность потока нейтронов
Скорости нейтронных реакций
Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе
Реакторный теплоноситель
Уравнение возраста Ферми
Закон диффузии тепловых нейтронов
Коэффициент использования тепловых нейтронов
Ячейка активной зоны реактора РБМК-1000
Меры по уменьшению неравномерности поля тепловых нейтронов.
Кинетика ядерного реактора
Запаздывающие нейтроны
Переходные процессы при сообщении реактору отрицательной реактивности
Процедура ступенчатого пуска и ядерная безопасность реактора
Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
Стационарное отравление реактора ксеноном
Нестационарное переотравление реактора самарием
Эффективный радиус стержня-поглотителя
БОРНОЕ  РЕГУЛИРОВАНИЕ ВВЭР
РАСЧЁТНОЕ  ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВВЭР ПРИ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ
Алгоритм расчёта пусковой концентрации борной кислоты

Нейтронный цикл в тепловом ядерном реакторе.

Большинство энергетических ядерных реакторов, используемых в энергоблоках АЭС, являются тепловыми.

Тепловой ядерный реактор (в отличие от быстрого и промежуточного) - это реактор, в котором подавляющее большинство делений ядер топлива осуществляется тепловыми нейтронами.

Иначе говоря, тепловому реактору свойственен тепловой (максвелловский) энергетический спектр нейтронов.

 Нейтронный цикл - это совокупность физических процессов, которые

 повторяются в пределах среднего времени жизни каждого поколения.

Основными физическими процессами нейтронного цикла в тепловом реакторе являются следующие.

а) Рождение свободных нейтронов в реакциях деления ядер топлива. Напомним, что все нейтроны деления рождаются быстрыми (с Е > 0.1 МэВ), а их энергетическое распределение описывается спектром Уатта, которому свойственны наиболее вероятная энергия нейтронов Енв = 0.71 МэВ, и средняя энергия нейтронов Еср = 2 МэВ.

б) Замедление нейтронов - процесс пространственного переноса нейтронов в среде активной зоны, сопровождающийся уменьшением их кинетической энергии за счёт реакций рассеяния на ядрах этой среды.

Основными чертами процесса замедления нейтронов в реакторе являются следующие.

Источником движения замедляющихся нейтронов является начальная кинетическая энергия, с которой рождаются в делениях быстрые нейтроны.

Нейтроны движутся прямолинейно и равномерно до тех пор, пока не встречают препятствия в виде ядер, с которыми они вступают во взаимодействия. Наиболее характерным типом взаимодействия быстрых и промежуточных нейтронов с ядрами среды, содержащей замедлители, являются упругие и неупругие рассеяния (микросечения поглощения в диапазоне энергий замедляющихся нейтронов пренебрежимо малы по сравнению с микросечениями рассеяния). При рассеянии ядро испускает нейтрон, имеющий, как правило, меньшую кинетическую энергию, чем исходный нейтрон до рассеяния. Эта закономерность позволяет рассматривать серию реакций рассеяния в процессе замедления нейтронов как серию актов механического соударения, в которых участвует один среднестатистический нейтрон, в результате которых он теряет свою кинетическую энергию до уровня энергии тепловых нейтронов. Каждый замедляющийся нейтрон при каждом рассеивающем соударении представляется как уменьшающий скорость и меняющий направление своего движения;

Во время серии последовательных рассеяний замедляющийся нейтрон в объёме среды описывает пространственную ломаную линию, состоящую из приблизительно одинаковых отрезков, длина которых является, как говорилось ранее (см.п.2.4.2), средней длиной свободного пробега рассеяния (ls = 1/Ss);

Нейтроны в процессе замедления движутся с большими (по обычным меркам) скоростями (порядка км/с, десятков или даже сотен км/с); поэтому в процессе замедления неизбежна утечка части замедляющихся нейтронов за пределы активной зоны реактора, приводящая к потере нейтронов из цикла размножения;

В конце процесса замедления, в интервале энергий от 600 до 6 эВ, неизбежна также потеря ещё части замедляющихся нейтронов за счёт резонансного захвата их ядрами урана-238.

Уцелевшие в процессе замедления в активной зоне реактора нейтроны становятся тепловыми и вступают в качественно новый процесс - диффузии.

в) Диффузия тепловых нейтронов - процесс пространственного переноса тепловых нейтронов в среде при постоянном среднем значении их кинетической энергии.

*) Обратим внимание: когда произносится слово "диффузия", речь всегда идёт о тепловых нейтронах.

Основными чертами процесса диффузии нейтронов в реакторе являются следующие.

Источником движения тепловых нейтронов в процессе диффузии является кинетическая энергия ядер атомов среды, в которой они движутся, поскольку последние сами находятся в состоянии теплового движения. Получая энергию от одного ядра среды, тепловой нейтрон способен до следующего рассеяния увеличить свою скорость, а, испытывая встречное рассеяние, - уменьшить скорость ниже некоторого среднего уровня. Среднее же значение энергии теплового нейтрона между последовательными рассеяниями при диффузии остаётся величиной постоянной и равной среднему значению кинетической энергии теплового движения ядер среды, которое определяется, как известно, температурой среды;

Наиболее характерный тип нейтронно-ядерной реакции нейтронов в процессе их диффузии определяется тем материалом активной зоны реактора, в объёме которого происходит диффузия. В замедлителях наиболее характерным является рассеяние, в поглотителях - радиационный захват тепловых нейтронов.

При диффузии, как и при замедлении, пространственный путь теплового нейтрона представляет собой качественно такую же ломаную линию.

Хотя скорости тепловых нейтронов существенно меньше скоростей эпитепловых нейтронов, они все же достаточно высоки (> 2.2 км/с), что обуславливает безвозвратную утечку некоторой части тепловых нейтронов за пределы активной зоны реактора при их диффузии.

Процесс диффузии тепловых нейтронов завершается поглощением их ядрами атомов среды активной зоны; это может быть потенциально-созидательное поглощение (делящимся под действием тепловых нейтронов ядром топлива), а может быть бесполезное поглощение (неделящимися ядрами любого другого, кроме топлива, материала активной зоны), приводящее к непроизводительной потере тепловых нейтронов.

 9

 2 3 8

 Рис.3.1. Упрощённые (плоские) иллюстрации процессов замедления и диффузии нейтронов 

 в однородной среде и характер изменения энергии нейтрона в этих процессах.

Перед рассмотрением характеристик процессов нейтронного цикла отметим ещё одно обстоятельство. Из сказанного ясно, что в делениях ядер топлива рождаются быстрые нейтроны, а тепловые нейтроны появляются в результате замедления в активной зоне быстрых нейтронов. Принято считать, что замедляющийся нейтрон становится тепловым в тот момент, когда  в конце процесса замедления он пересекает некоторую граничную энергию, называемую энергией сшивки (Ес). При этой энергии спектр замедляющихся нейтронов (спектр Ферми) плавно (без разрывов или изломов) переходит в спектр тепловых нейтронов (спектр Максвелла).

Величина энергии сшивки в тепловых реакторах лежит в зависимости от температуры нейтронов в пределах (6 ¸ 10) kTн и в реакторах с конкретным составом активной зоны находится в прямой зависимости от средней температуры активной зоны: чем выше температура активной зоны, тем выше температура нейтронов Тн, определяющая (как отмечалось в п.2.3.2) положение максимума максвелловского распределения на оси энергий нейтронов (Енв = kТн); а чем выше Тн, тем больше весь спектр и, в частности, - его правое крыло, на "хвосте" которого находится энергия сшивки Ес, смещаются в область более высоких энергий. В таких случаях говорят, что спектр тепловых нейтронов ужестчается, и тем больше, чем выше средняя температура активной зоны реактора. Значит, с ростом температуры реактора энергия сшивки в нём растёт.

Ядерная энергетика Кинетика ядерного реактора