Головна |
Слід мати на увазі, що при ланцюгової реакції нейтрони утворюються неодночасно. Велика їх частина випускається в момент поділу ядра урану за час 10-9 с. Це так звані миттєві нейтрони. У реакторах на теплових нейтронах час їх життя від народження до повторного захоплення дорівнює приблизно 0,001 с. Управління реактором при такому малому часу життя нейтронів було б скрутним. Однак насправді не все нейтрони випускаються миттєво. Близько 0,0064 від повного числа нейтронів, що виникають в процесі розподілу, є запізнілими і з'являються в активній зоні через деякий час після акту ділення з осколків розділилося ядра урану (в основному з виникають при діленні ядер брому і йоду). Виділяють шість груп запізнілих нейтронів з часом життя від 0,6 с до 80 с. Існування запізнілих нейтронів дозволяє встановлювати такий режим роботи реактора, при якому швидкість зміни нейтронного потоку значно (в сотні разів) менше, ніж на миттєвих нейтронах. Цей режим вдається створити, якщо надкритичність реактора менше частки запізнілих нейтронів, тобто менше 0,0064 (КЕФ менше 1,0064 в реакторах РБМК). У цьому випадку з'являється можливість регулювання ланцюгової реакції в реакторі. При надкритичність більшої 0,0064 (КЕФ більше 1,0064) наростання ланцюгової реакції буде визначатися в основному миттєвими нейтронами; такий режим некерований і може привести до ядерного вибуху. Тому для безпечного управління реактором надкритичність його завжди повинна бути менше 0,0064. Слід зазначити, що при роботі реактора в процес розподілу вступає утворюється в ньому 239Pu. Частка запізнілих нейтронів при розподілі плутонію становить близько 0,003. Тому в реакторах (в ході їх роботи) ефективна частка запізнілих нейтронів зменшується і встановлюється на рівні 0,005.
Для управління ядерним реактором служить система управління і захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що вводять в ядерний реактор негативну реактивність) при появі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, які підтримують постійним нейтронний потік (а значить і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). У більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону ядерного реактора (зверху чи знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (Cd, B та ін.). Їх рух управляється механізмами, що спрацьовують по сигналу приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можуть використовуватися вигоряючі поглиначі, ефективність яких убуває при захопленні ними нейтронів (Cd, В, рідкоземельні елементи), або розчини поглинаючої речовини в сповільнювачі.
Потужність ядерного реактора пропорційна щільності потоку нейронів в ньому, тому теоретично досяжна будь-яка потужність. Практично ж гранична потужність обмежується швидкістю відводу теплоти, що виділяється в реакторі.
Від реактора теплота відводиться циркулюючим через нього теплоносієм. Характерною особливістю реактора є залишкове тепловиділення після припинення реакції поділу, що вимагає відводу теплоти протягом тривалого часу після зупинки реактора. Хоча потужність залишкового тепловиділення значно менше номінальної, циркуляція теплоносія через реактор повинна забезпечуватися дуже надійно, так як залишкове тепловиділення регулювати не можна. Видалення теплоносія з працював деякий час реактора категорично заборонено, щоб уникнути перегріву і пошкодження тепловиділяючих елементів.
Таблиця 14
Потужність залишкового тепловиділення після зупинки реактора PWR
Час після зупинки | 1с | 10с | 100с | 1000С | 1ч | 10год | 100год | 1000ч | 1 рік |
Потужність реактора в момент зупинки,% | 6,5 | 5,1 | 3,2 | 1,9 | 1,4 | 0,75 | 0,33 | 0,11 | 0,023 |
Радіоекологічні наслідки збагачення палива | Технологія виробництва твелів | Підготовка ядерного палива | спікання таблеток | шліфування таблеток | Загальні принципи АДУ процесу | Підготовка трубчастих оболонок твелів | Технологія складання ТВЕЛ з гарантованим зазором | Технологічні методи збирання нероз'ємних з'єднань | Безпека при виробництві твелів і ТВС |