Управляющий стержень
Устойчивость работы реактора
Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность (см. Коэффициент размножения нейтронов). Например, при выдвижении управляющего стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов становится больше единицы, что при неизменности всех остальных параметров приводит к экспоненциальному нарастанию скорости ядерной реакции с характерным временем нейтронного цикла от τ = 10−3 с для реакторов на тепловых нейтронах до τ = 10−8 с для реакторов на быстрых нейтронах. Однако при повышении скорости ядерной реакции растёт тепловая мощность реактора, в результате чего растёт температура ядерного топлива, что приводит к уменьшению сечения захвата нейтронов и, в свою очередь, к уменьшению скорости ядерной реакции. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к квазистационарному изменению мощности реактора, а не развитию взрыва. Описанная закономерность является одной из физических причин отрицательного мощностного коэффициента реактивности.
Для безопасного управления ядерным реактором крайне важно, чтобы все коэффициенты реактивности были отрицательны. В случае, если хотя бы один коэффициент реактивности положительный, работа реактора становится неустойчивой, причём время развития этой неустойчивости может быть настолько малым, что никакие системы активной аварийной защиты ядерного реактора не успевают сработать. В частности, анализ показал, что положительный паровой коэффициент реактивности реактора РБМК-1000 стал одной из причин Чернобыльской аварии.
Снижение реактивности
Реактор, работающий в стационарном режиме как угодно долго, представляет собой математическую абстракцию. На самом деле, протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать сколь-либо продолжительное время. Обращение нейтронов в реакторе включает процесс деления; каждый акт деления означает убыль атома делящегося материала, а значит, и снижение k0. Правда, делящиеся атомы частично восстанавливаются за счёт поглощения избытка нейтронов ядрами 238U с образованием 239Pu. Однако накопление нового делящегося материала обычно не компенсирует потерь делящихся атомов, и реактивность снижается. Кроме того, каждый акт деления сопровождается появлением двух новых атомов, ядра которых, как и любые другие ядра, поглощают нейтроны. Накопление продуктов деления также снижает реактивность (см. Иодная яма). Снижение реактивности компенсируется квазистационарным понижением температуры реактора (соответствующее увеличение сечения захвата нейтронов компенсирует падение реактивности и возвращает реактор в критическое состояние). Однако активные зоны энергетических реакторов должны быть разогреты до возможно бо́льшей (проектной) температуры, поскольку коэффициент полезного действия тепловой машины в конечном счёте определяется разностью температур источника тепла и холодильника — окружающей среды. Поэтому нужны системы управления для восстановления реактивности и поддержания проектной мощности и температуры активной зоны.
Система управления
Система управления была впервые разработана и применена на установке Ф-1.
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же, как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита
На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако, в отличие от регуляторов, они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Функцию стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.
См. также
- Ядерный реактор
- Атомная электростанция
- Управляемый термоядерный синтез
- Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе
Примечания
Литература
- Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1971.
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
- Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
В этой статье отсутствует преамбула. |
Для улучшения этой статьи желательно: |
Википедия, чтение, книга, библиотека, поиск, нажмите, истории, книги, статьи, wikipedia, учить, информация, история, скачать, скачать бесплатно, mp3, видео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, картинка, музыка, песня, фильм, игра, игры, мобильный, телефон, Android, iOS, apple, мобильный телефон, Samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Сеть, компьютер, Информация о Управляющий стержень, Что такое Управляющий стержень? Что означает Управляющий стержень?
Ustojchivost raboty reaktoraYadernye reaktory proektiruyutsya tak chtoby v lyuboj moment vremeni process deleniya nahodilsya v ustojchivom ravnovesii otnositelno malyh izmenenij parametrov vliyayushih na reaktivnost sm Koefficient razmnozheniya nejtronov Naprimer pri vydvizhenii upravlyayushego sterzhnya iz reaktora koefficient razmnozheniya nejtronov stanovitsya bolshe edinicy chto pri neizmennosti vseh ostalnyh parametrov privodit k eksponencialnomu narastaniyu skorosti yadernoj reakcii s harakternym vremenem nejtronnogo cikla ot t 10 3 s dlya reaktorov na teplovyh nejtronah do t 10 8 s dlya reaktorov na bystryh nejtronah Odnako pri povyshenii skorosti yadernoj reakcii rastyot teplovaya moshnost reaktora v rezultate chego rastyot temperatura yadernogo topliva chto privodit k umensheniyu secheniya zahvata nejtronov i v svoyu ochered k umensheniyu skorosti yadernoj reakcii Takim obrazom sluchajnoe povyshenie skorosti yadernoj reakcii gasitsya a vyzvannoe peremesheniem upravlyayushih sterzhnej ili medlennym izmeneniem drugih parametrov privodit k kvazistacionarnomu izmeneniyu moshnosti reaktora a ne razvitiyu vzryva Opisannaya zakonomernost yavlyaetsya odnoj iz fizicheskih prichin otricatelnogo moshnostnogo koefficienta reaktivnosti Dlya bezopasnogo upravleniya yadernym reaktorom krajne vazhno chtoby vse koefficienty reaktivnosti byli otricatelny V sluchae esli hotya by odin koefficient reaktivnosti polozhitelnyj rabota reaktora stanovitsya neustojchivoj prichyom vremya razvitiya etoj neustojchivosti mozhet byt nastolko malym chto nikakie sistemy aktivnoj avarijnoj zashity yadernogo reaktora ne uspevayut srabotat V chastnosti analiz pokazal chto polozhitelnyj parovoj koefficient reaktivnosti reaktora RBMK 1000 stal odnoj iz prichin Chernobylskoj avarii Snizhenie reaktivnostiReaktor rabotayushij v stacionarnom rezhime kak ugodno dolgo predstavlyaet soboj matematicheskuyu abstrakciyu Na samom dele protekayushie v reaktore processy vyzyvayut uhudshenie razmnozhayushih svojstv sredy i bez mehanizma vosstanovleniya reaktivnosti reaktor ne smog by rabotat skol libo prodolzhitelnoe vremya Obrashenie nejtronov v reaktore vklyuchaet process deleniya kazhdyj akt deleniya oznachaet ubyl atoma delyashegosya materiala a znachit i snizhenie k0 Pravda delyashiesya atomy chastichno vosstanavlivayutsya za schyot poglosheniya izbytka nejtronov yadrami 238U s obrazovaniem 239Pu Odnako nakoplenie novogo delyashegosya materiala obychno ne kompensiruet poter delyashihsya atomov i reaktivnost snizhaetsya Krome togo kazhdyj akt deleniya soprovozhdaetsya poyavleniem dvuh novyh atomov yadra kotoryh kak i lyubye drugie yadra pogloshayut nejtrony Nakoplenie produktov deleniya takzhe snizhaet reaktivnost sm Iodnaya yama Snizhenie reaktivnosti kompensiruetsya kvazistacionarnym ponizheniem temperatury reaktora sootvetstvuyushee uvelichenie secheniya zahvata nejtronov kompensiruet padenie reaktivnosti i vozvrashaet reaktor v kriticheskoe sostoyanie Odnako aktivnye zony energeticheskih reaktorov dolzhny byt razogrety do vozmozhno bo lshej proektnoj temperatury poskolku koefficient poleznogo dejstviya teplovoj mashiny v konechnom schyote opredelyaetsya raznostyu temperatur istochnika tepla i holodilnika okruzhayushej sredy Poetomu nuzhny sistemy upravleniya dlya vosstanovleniya reaktivnosti i podderzhaniya proektnoj moshnosti i temperatury aktivnoj zony Sistema upravleniyaSistema upravleniya byla vpervye razrabotana i primenena na ustanovke F 1 Yadernyj reaktor mozhet rabotat s zadannoj moshnostyu v techenie dlitelnogo vremeni tolko v tom sluchae esli v nachale raboty imeet zapas reaktivnosti Isklyuchenie sostavlyayut s vneshnim istochnikom teplovyh nejtronov Osvobozhdenie svyazannoj reaktivnosti po mere eyo snizheniya v silu estestvennyh prichin obespechivaet podderzhanie kriticheskogo sostoyaniya reaktora v kazhdyj moment ego raboty Pervonachalnyj zapas reaktivnosti sozdaetsya putyom postrojki aktivnoj zony s razmerami znachitelno prevoshodyashimi kriticheskie Chtoby reaktor ne stanovilsya nadkritichnym odnovremenno iskusstvenno snizhaetsya k0 razmnozhayushej sredy Eto dostigaetsya vvedeniem v aktivnuyu zonu veshestv poglotitelej nejtronov kotorye mogut udalyatsya iz aktivnoj zony v posleduyushem Tak zhe kak i v elementah regulirovaniya cepnoj reakcii veshestva poglotiteli vhodyat v sostav materiala sterzhnej togo ili inogo poperechnogo secheniya peremeshayushihsya po sootvetstvuyushim kanalam v aktivnoj zone No esli dlya regulirovaniya dostatochno odnogo dvuh ili neskolkih sterzhnej to dlya kompensacii nachalnogo izbytka reaktivnosti chislo sterzhnej mozhet dostigat sotni Eti sterzhni nazyvayutsya kompensiruyushimi Reguliruyushie i kompensiruyushie sterzhni ne obyazatelno predstavlyayut soboj razlichnye elementy po konstruktivnomu oformleniyu Nekotoroe chislo kompensiruyushih sterzhnej mozhet byt sterzhnyami regulirovaniya odnako funkcii teh i drugih otlichayutsya Reguliruyushie sterzhni prednaznacheny dlya podderzhaniya kriticheskogo sostoyaniya v lyuboj moment vremeni dlya ostanovki puska reaktora perehoda s odnogo urovnya moshnosti na drugoj Vse eti operacii trebuyut malyh izmenenij reaktivnosti Kompensiruyushie sterzhni postepenno vyvodyatsya iz aktivnoj zony reaktora obespechivaya kriticheskoe sostoyanie v techenie vsego vremeni ego raboty Inogda sterzhni upravleniya delayutsya ne iz materialov poglotitelej a iz delyashegosya veshestva ili materiala rasseivatelya V teplovyh reaktorah eto preimushestvenno poglotiteli nejtronov effektivnyh zhe poglotitelej bystryh nejtronov net Takie poglotiteli kak kadmij gafnij i drugie silno pogloshayut lish teplovye nejtrony blagodarya blizosti pervogo rezonansa k teplovoj oblasti a za predelami poslednej nichem ne otlichayutsya ot drugih veshestv po svoim pogloshayushim svojstvam Isklyuchenie sostavlyaet bor sechenie poglosheniya nejtronov kotorogo snizhaetsya s energiej znachitelno medlennee chem u ukazannyh veshestv po zakonu l v Poetomu bor pogloshaet bystrye nejtrony hotya i slabo no neskolko luchshe drugih veshestv Materialom poglotitelem v reaktore na bystryh nejtronah mozhet sluzhit tolko bor po vozmozhnosti obogashennyj izotopom 10V Pomimo bora v reaktorah na bystryh nejtronah dlya sterzhnej upravleniya primenyayutsya i delyashiesya materialy Kompensiruyushij sterzhen iz delyashegosya materiala vypolnyaet tu zhe funkciyu chto i sterzhen poglotitel nejtronov uvelichivaet reaktivnost reaktora pri estestvennom eyo snizhenii Odnako v otlichie ot poglotitelya takoj sterzhen v nachale raboty reaktora nahoditsya za predelami aktivnoj zony a zatem vvoditsya v aktivnuyu zonu Iz materialov rasseivatelej v bystryh reaktorah upotreblyaetsya nikel imeyushij sechenie rasseyaniya bystryh nejtronov neskolko bolshe sechenij drugih veshestv Sterzhni rasseivateli raspolagayutsya po periferii aktivnoj zony i ih pogruzhenie v sootvetstvuyushij kanal vyzyvaet snizhenie utechek nejtronov iz aktivnoj zony i sledovatelno vozrastanie reaktivnosti V nekotoryh specialnyh sluchayah celyam upravleniya cepnoj reakciej sluzhat podvizhnye chasti otrazhatelej nejtronov pri peremeshenii izmenyayushie utechki nejtronov iz aktivnoj zony Reguliruyushie kompensiruyushie i avarijnye sterzhni sovmestno so vsem oborudovaniem obespechivayushim ih normalnoe funkcionirovanie obrazuyut sistemu upravleniya i zashity reaktora SUZ Avarijnaya zashitaOsnovnaya statya Avarijnaya zashita yadernogo reaktora Na sluchaj nepredvidennogo katastroficheskogo razvitiya cepnoj reakcii a takzhe vozniknoveniya drugih avarijnyh rezhimov svyazannyh s energovydeleniem v aktivnoj zone v kazhdom reaktore predusmotreno ekstrennoe prekrashenie cepnoj reakcii osushestvlyaemoe sbrasyvaniem v aktivnuyu zonu specialnyh avarijnyh sterzhnej ili sterzhnej bezopasnosti Avarijnye sterzhni izgotovlyayutsya iz pogloshayushego nejtrony materiala Oni sbrasyvayutsya pod dejstviem sily tyazhesti v centralnuyu chast aktivnoj zony gde potok naibolshij a znachit i naibolee velika otricatelnaya reaktivnost vnosimaya v reaktor sterzhnem Sterzhnej bezopasnosti kak i reguliruyushih obychno dva ili neskolko odnako v otlichie ot regulyatorov oni dolzhny svyazyvat vozmozhno bo lshuyu velichinu reaktivnosti Funkciyu sterzhnej bezopasnosti mozhet vypolnyat i chast kompensiruyushih sterzhnej Sm takzheYadernyj reaktor Atomnaya elektrostanciya Upravlyaemyj termoyadernyj sintez Perechen atomnyh reaktorov sproektirovannyh i postroennyh v Sovetskom SoyuzePrimechaniyaLiteraturaKlimov A N Yadernaya fizika i yadernye reaktory M Atomizdat 1971 Levin V E Yadernaya fizika i yadernye reaktory 4 e izd M Atomizdat 1979 Petunin V P Teploenergetika yadernyh ustanovok M Atomizdat 1960 V etoj state otsutstvuet preambula Pozhalujsta dopishite vvodnuyu sekciyu kratko raskryvayushuyu temu stati 28 marta 2024 Dlya uluchsheniya etoj stati zhelatelno Najti i oformit v vide snosok ssylki na nezavisimye avtoritetnye istochniki podtverzhdayushie napisannoe Prostavit snoski vnesti bolee tochnye ukazaniya na istochniki Pozhalujsta posle ispravleniya problemy isklyuchite eyo iz spiska parametrov Posle ustraneniya vseh nedostatkov etot shablon mozhet byt udalyon lyubym uchastnikom
