Управление цепной реакцией деления

Следует иметь ввиду, что при цепной реакции нейтроны образуются неодновременно. Большая их часть испускается в момент деления ядра урана за время 10^-9 с. Это так называемые мгновенные нейтроны. В реакторах на тепловых нейтронах время их жизни от рождения до повторного захвата равно приблизительно 0,001 с. Управление реактором при столь малом времени жизни нейтронов было бы затруднительным. Однако в действительности не все нейтроны испускаются мгновенно. Около 0,0064 от полного числа нейтронов, возникающих в процессе деления, являются запаздывающими и появляются в активной зоне через некоторое время после акта деления из осколков разделившегося ядра урана (в основном из возникающих при делении ядер брома и йода). Выделяют шесть групп запаздывающих нейтронов со временем жизни от 0,6 с до 80 с. Существование запаздывающих нейтронов позволяет устанавливать такой режим работы реактора, при котором скорость изменения нейтронного потока значительно (в сотни раз) меньше, чем на мгновенных нейтронах. Этот режим удается создать, если надкритичность реактора меньше доли запаздывающих нейтронов, то есть меньше 0,0064 (Кэф меньше 1,0064 в реакторах РБМК). В этом случае появляется возможность регулирования цепной реакции в реакторе. При надкритичности большей 0,0064 (Кэф больше 1,0064) нарастание цепной реакции будет определяться в основном мгновенными нейтронами; такой режим неуправляем и может привести к ядерному взрыву. Поэтому для безопасного управления реактором надкритичность его всегда должна быть меньше 0,0064. Следует отметить, что при работе реактора в процесс деления вступает образующийся в нем ²³⁹Pu. Доля запаздывающих нейтронов при делении плутония составляет около 0,003. Поэтому в реакторах (в ходе их работы) эффективная доля запаздывающих нейтронов уменьшается и устанавливается на уровне 0,005.

Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток (а значит и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность ограничивается скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

Таблица 14

Мощность остаточного тепловыделения после остановки реактора PWR