Условия осуществления критичности реактора

Тема 3

КРИТИЧНОСТЬ РЕАКТОРА И УСЛОВИЯ ЕЁ РЕАЛИЗАЦИИ

Ранее в п.2.2.4 была получена формула (2.2.7) для мощности ядерного реактора:

N_р = 3.204 ^.10^-11 R_f⁵V _т,

где R_f⁵ - средняя по объёму топлива (V _т) активной зоны скорость реакции деления ядер урана-235. С учётом выражения для скорости реакции деления (2.4.1) имеем:

N_р = 3.204 ^.10^-11 v V _т S_f⁵n = C_N n, (3.1.1)

где С_N = 3.204 ^.10^-11 v V _т S_f⁵ - постоянная для каждого конкретного реактора величина, а n - средняя по объёму топливной композиции в активной зоне величина плотности тепловых нейтронов со средней скоростью v.

Из выражения (3.1.1) следует, что:

Мощность реактора - величина, прямо пропорциональная средней

по объёму топлива плотности нейтронов в его активной зоне.

Поэтому для того, чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности, необходимо создать и поддерживать в его активной зоне такие условия, чтобы средняя по объёму топлива плотность нейтронов была неизменной во времени.

Это состояние реактора принято называть критическим состоянием или просто критичностью.

Критичность реактора – это рабочее его состояние, в котором средняя по объёму топлива плотность нейтронов в нём постоянна во времени.

Уместно подчеркнуть слово " рабочее ", поскольку в будущем нам предстоит узнать, что плотность нейтронов постоянна во времени и в подкритическом реакторе, состояние которого к рабочим не относится.

Рабочие состояния реактора - состояния, в которых величина плотности нейтронов в его активной зоне поддерживается постоянной за счёт самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер в нём. В подкритическом же реакторе неизменная во времени средняя плотность нейтронов устанавливается по другой причине (благодаря наличию в активной зоне источников нейтронов, мощность которых не связана с интенсивностью реакции деления в его активной зоне).

Условия осуществления критичности реактора

3.1.1. Условие критичности. Из определения критичности следуют два важных в прикладном плане замечания:

а) Реактор может быть критичным на любом уровне мощности. Действительно, из (3.1.1) следует, что каждому конкретному значению средней по объёму топлива плотности нейтронов n(t) = idem соответствует свой постоянный уровень мощности реактора N_р(t) = idem; повышая n, мы автоматически повышаем N_р, и на любом уровне мощности реактор в соответствии с данным определением фактически оказывается критичным.

б) Первичным условием поддержания реактора в критическом состоянии, вытекающим из определения критичности, является n(t) = idem, что равносильно условию:

, (3.1.2)

то есть скорость изменения во времени средней плотности нейтронов по объёму топлива в реакторе должна быть нулевой.

Это условие неопределённо и практически годно лишь как первая ступень для постановки закономерно возникающего вопроса: за счёт чего можно поддерживать в реакторе n(t) = idem или dn/dt = 0?

На этот вопрос в условиях начальной неизвестности можно отвечать только на основе формальной аналогии, свойственной всем природным физическим процессам. Применительно к плотности нейтронов (то есть к числу нейтронов в 1 см³) это логическое утверждение звучит так: скорость изменения плотности нейтронов - есть разница скоростей их появления и исчезновения в рассматриваемом единичном объёме.

Задавая себе вопрос: почему исчезают свободные нейтроны в единичном объёме материальной среды активной зоны реактора? - мы на основе своих (пока ещё скудных) знаний уже можем указать два канала исчезновения нейтронов из единичного объёма среды:

- во-первых, поскольку нуклиды веществ, составляющих активную зону реактора, в разной степени (определяемой величинами микросечений поглощения) поглощают нейтроны, то первый канал исчезновения нейтронов из единичного объёма любой среды - нейтронная реакция поглощения;

- во-вторых, так как нейтроны в среде активной зоны реактора движутся, причём, с приличными скоростями (выше 2200 м/с!), неизбежна их утечка, как из любого единичного объёма активной зоны, так и из активной зоны в целом; утечка - это второй канал исчезновения нейтронов из единичного объёма активной зоны.

С учётом сказанного логическое уравнение баланса плотности нейтронов в единичном объеме среды активной зоны реактора можно записать так:

dn/dt = (скорость генерации нейтронов) - (скорость поглощения их) - (скорость утечки их), (3.1.3)

причём, это логическое уравнение справедливо как для полного числа нейтронов в активной зоне, так и для каждого единичного (и не только единичного) её объёма.

Единственной известной величиной в правой части (3.1.3) для нас пока является скорость реакции поглощения нейтронов (R_aⁱ = S_aⁱ Ф); как находить скорость утечки нейтронов из единичного объёма активной зоны, нам пока не известно, равно как неизвестно, как найти скорость генерации нейтронов в единичном объёме среды. Если говорить о скорости генерации нейтронов конкретной энергии Е, то нам пока лишь смутно понятно, что вопрос не исчерпывается лишь скоростью появления нейтронов деления за счёт делений ядер топлива (пропорциональной скорости реакции деления); речь идёт о нейтронах с любой энергией Е, которые могут вызывать деления ядер топлива, а так как ²³⁵U и ²³⁹Pu делятся нейтронами любых свойственных реакторным нейтронам энергий, то условие критичности реактора равноценно условию постоянства плотности нейтронов любой энергии в любом единичном объёме активной зоны. Получаются же нейтроны любой энергии Е не только за счёт выхода из реакции деления, но, главным образом, за счёт замедления нейтронов из области более высоких энергий. Кроме того, они исчезают внутри единичного объёма не только за счёт поглощения в этом объёме, но, главным образом, за счёт замедления с данного уровня энергии в область более низких энергий. Как видим, картина изменения плотности нейтронов любой конкретной энергии получается достаточно сложной.

Но без выяснения закономерностей генерации нейтронов любой энергии обойтись нельзя: это вопрос не только академического интереса, это вопрос - практический, т.к. он нацелен на поиск тех доступных человеку средств, с помощью которых можно организовывать критическое состояние и безопасно управлять мощностью реактора.