Основы построения реактора

К основному оборудованию атомной электростанции относится ядерный реактор, в котором происходит цепная реакция ядерного распада на отдельные элементарные частицы атома с выделением тепловой энергии. Основные элементы ядерного реактора показаны на рис.6.1.

Активная зона корпуса реактора 5 состоит из сборок тепловыделяющих элементов 7 (ТВЭЛ), в которых ядерное горючее имеет форму стержней, пластин, таблеток, сфер, заключенных в оболочку, изолирующее горючее от теплоносителя, имеющего свой вход 1 и выход 9.

В систему управления и защиты реактора 8 (СУЗ) входят система автоматического регулирования (САР), система аварийной защиты (САЗ) и система компенсации реактивности (СКР).

В корпус реактора входят элементы 6 замедляющие цепную реакцию до уровня взаимодействия тепловых нейтронов. Помимо этого установлены устройства различного рода защит: биологическая 2, 3, а также отражатель нейтронов 4, заставляющий нейтроны возвращаться в реактор.

Энерговыделение в активной зоне реактора пропорционально нейтронному потоку:

Ф=пv,

где п – плотность нейтронов, 1/ см³, т.е. число нейтронов в единице объема вещества;

v – скорость нейтронов, см/с.

Среднее расстояние λ, проходимое нейтронами между взаимодействиями с соседними ядрами вещества обратно пропорционально макроскопическому эффективному сечению: λ = 1/Σ.

Количество взаимодействий нейтронов, находящихся в единице объема, за единицу времени, 1 /(с см³) определится по уравнению

.

В единице вещества нейтронного потока Ф в единицу времени происходит Σ_аФ поглощений, Σ_fФ делений и Σ_sФ актов рассеивания.

Основное уравнение реактора выражает зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от состава и размеров активной зоны:

,

где - материальный параметр, зависящий от свойств материалов активной зоны; для критического состояния реактора материальный параметр становится равен геометрическому;

D – коэффициент диффузии нейтронов;

τ – возврат нейтронов, зависящий от квадрата среднего расстояния, проходимого нейтроном в процессе замедления;

L – длина диффузии нейтронов.

Параметр В отражает также размеры и геометрическую форму активной зоны. В этом случае величина В называется геометрическим параметром и для цилиндрической активной зоны она определяется по уравнению

,

где R – радиус активной зоны, м;

Н – высота активной зоны, м (расчетная длина ТВЭЛ).

Таким образом, из последних двух уравнений можно определять размеры активной зоны, если известен ее состав. Оптимальным соотношением между высотой и радиусом активной зоны является Н/R ≈ 1,85.

Распределение нейтронного потока по объему активной зоны для цилиндрической формы определяется уравнением:

,

где - значение нейтронного потока в центре активной зоны;

- текущее значение функции Бесселя;

r, h - текущие координаты по радиусу и высоте активной зоны.

Утечка нейтронов через поверхность активной зоны снижает плотность нейтронов во всех ее частях, создавая неравномерность распределения нейтронного потока. В реакторах без отражателей максимальное значение потока тепловых нейтронов соответствует геометрическому центру активной зоны, уменьшаясь к ее границам.

Коэффициент неравномерности нейтронного потока определяется по выражению

.

Наибольшее значение нейтронного потока () имеет место при r = 0. В этом случае изменение нейтронного потока по высоте реактора определяется соотношением:

.

Если h = 0, то cos(0) = 1 и Ф = Ф_max /

В этом случае изменение Ф по радиусу описывается уравнением

.

Значения нейтронного потока в активной зоне реактора в различных точках по высоте и радиусу показаны на рис.6.2. Штриховые линии означают изменение нейтронного потока Ф по высоте и радиусу при r ≠ 0 и h ≠ 0.

Рис.6.2. Изменение нейтронного потока по высоте и радиусу активной

зоны реактора.

Неравномерность нейтронного потока по объему активной зоны оценивается произведением коэффициентов неравномерностей по высоте k_h и радиусу k_r:

.

В энергетических реакторах обычно Ф_ср = 10¹² ÷ 10¹⁴ 1/(с см²).

Для уменьшения утечек нейтронов активную зону реактора окружают отражателем 4 (рис.6.1), от которого нейтроны попадают обратно в активную зону, что улучшает баланс нейтронов в реакторе. За счет этой экономии нейтронов можно либо уменьшить размеры активной зоны без изменения ее состава, либо уменьшить обогащение ядерного горючего при неизменных размерах активной зоны.

При утечке из активной зоны быстрых нейтронов они замедляются в отражателе и возвращаются в активную зону уже тепловыми. Поэтому поток тепловых нейтронов вблизи границы активной зоны реактора увеличивается.

Зная средний поток нейтронов, можно определить тепловую мощность реактора:

,

где 0,32 10^-10 – мощность, соответствующая одному делению атома в секунду;

- объем горючего в активной зоне, см³.

Среднее удельное объемное тепловыделение ядерного горючего определяется по уравнению

.

Средние коэффициенты неравномерности тепловыделения равны средним коэффициентам неравномерностей нейтронного потока активной зоны реактора: k_r = 2,31; k_h = 1,57; k_v = k_r k_h = 2,31·1,57 = 3,67. Таким образом, максимальное удельное объемное тепловыделение равно:

.

При проектировании реакторов снижение неравномерности тепловыделения является одной из основных задач, так как это мероприятие повышает мощность реактора, увеличивает глубину и равномерность выгорания ядерного топлива, увеличивает компанию реактора.