Аналіз кінетики теплового реактора та підкритичного реактора при їх пуску .
Автор: Білоус Олександр Ростиславович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Теплоенергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: заочна
Навчальний рік: 2023-2024 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Білоус О.Р., Лис С.С. (керівник). Аналіз елементарної кінетики теплового реактора та кінетики підкритичного реактора при їх пуску. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2023. Кінетика реактора пояснює закономірності поведінки реактора при ненульових реактивностях. Маються на увазі закономірності перехідних процесів змін величини щільності потоку теплових нейтронів в активній зоні реактора в часі, оскільки ця величина пропорційна потужності реактора, тобто тій самій величині, контролем та управлінням якої покликаний займатися оператор реакторної установки. Автор першого в світі ядерного реактора Е. Фермі першим виявив, що якщо в активній зоні спочатку критичного реактора перемістити вгору будь-який стрижень поглинач і залишити його на деякий час в новому положенні, то щільність потоку теплових нейтронів в реакторі при такому впливі наростає нелінійно: спочатку вимірювач нейтронної щільності показує відносно швидке наростання щільності нейтронів, потім темп наростання її сповільнюється (потужність як би "завмирає"), а потім знову починає збільшуватися дедалі більше наростаючим темпом згідно із законом, дуже близьким до експоненційного. І якщо цей стрижень-поглинач не повернути в початкове положення, величина щільності нейтронів (і пропорційна їй величина потужності реактора) може з часом зрости до великої величини, При опусканні стрижня-поглинача у вихідне (критичне) положення величина щільності нейтронів у реакторі стабілізується на тому рівні, якого досяг реактор на момент повного повернення стрижня у вихідне критичне положення. Якщо з цього ж критичного положення опустити стрижень-поглинач ще нижче і залишити в новому положенні, картина зменшення величини щільності нейтронів в реакторі виявляється якісно схожою: спочатку слідує відносно різкий стрибок щільності нейтронів вниз, а потім темп спаду цієї величини сповільнюється, переходячи в плавне зменшення згідно із законом, близьким до експоненційного. І для того, щоб зупинити спад величини щільності нейтронів нижче за потрібний рівень, потрібно підняти стрижень-поглинач у вихідне (критичне) положення, при якому щільність нейтронів (і потужність реактора) стабілізується на новому, нижчому рівні. Переміщення стрижня-поглинача з критичного його становища вгору чи вниз – це виведення реактора з критичного стану шляхом надання йому позитивної чи негативної реактивності. Отже, так реагує ядерний реактор з наданням йому позитивної чи негативної реактивності. І всі описані закономірності зміни щільності нейтронів у часі (початкові стрибки, що переходять в експоненційні зміни), притаманні не тільки реактору Е. Фермі, а й усім реакторам взагалі. Об’єкт дослідження – кінетика теплового та підкритичного реактора. Предмет дослідження – елементарна кінетика теплового реактора та кінетика підкритичного реактора при його пуску. Мета і задачі досліджень. Метою роботи є аналіз елементарної кінетики теплового реактора та підкритичного реактора при його пуску. Для досягнення поставленої мети необхідно було виконати такі завдання: - провести аналіз елементарної кінетики теплового реактора; - провести аналіз кінетики реактора з обліком запізнюючих нейтронів; - провести аналіз кінетики підкритичного реактора при його пуску. В дaній мaгістерській квaліфікaційній роботі показано, що у кінетичному описі перехідних процесів істотну роль грає величина часу життя покоління нейтронів у реакторі. Елементарне рівняння кінетики реактора, яке не враховує відмінностей між миттєвими і нейтронами, що запізнюються, не дає повного пояснення закономірного характеру перехідних процесів n(t) в реальних реакторах при наданні їм реактивності. Його вирішення пояснює лише експоненційну стадію в розвиненій частині перехідних процесів, але не дає пояснення наявності в реальних перехідних процесах стадії початкового стрибка густини нейтронів, з якої починається перехідний процес n(t). Це змушує займатися більш детальним вивченням закономірностей генерації нейтронів в реакторі і виділяти серед них нейтрони, що запізнюються. Запізнювальні нейтрони виходять зарахунок виходу при розподілі ядер палива тринадцяти основних типів потенційно нейтронноактивних уламків розподілу, званих попередниками нейтронів, що запізнюються. Попередники, проходять першими *-розпад, в якості дочірніх продуктів цього розпаду дають нейтронноактивні випромінювачі нейтронів, що запізнюються, з яких і випускаються нейтрони, що запізнюються. Відмінності запізнюючих нейтронів, що випускаються різними випромінювачами, полягають у різних величинах їхньої початкової кінетичної енергії та їх абсолютними частками виходу, а також величинами часу запізнення. Для більш компактного опису тринадцять типів нейтронів, що запізнюються, об’єднані в шість груп за принципом близькості їх основних характеристик. Ці шість груп характеризуються усередненими значеннями часток виходу, постійних *-розпаду та початкової енергії. Середня початкова кінетична енергія запізнювальних нейтронів всіх шести груп дорівнює 0.49 МеВ, а сумарна частка виходу в загальному балансі генерації нейтронів для нейтронів, що запізнюються, в критичному реакторі нескінченних розмірів дорівнює 0.0064 (для 235U) і 0.0021 (для 239Pu). У реальному уран-плутонієвому паливі енергетичних реакторів усереднена величина частки виходу нейтронів, що запізнюються, в процесі кампанії активної зони знижується пропорційно зменшенню вмісту 235U в паливі. У реакторах АЕС величина ефективної частки виходу нейтронів, що запізнюються, зменшується від 0.0064 (для свіжого палива на початку кампанії) до 0.0045 -0.0050 (наприкінці кампанії). Роль нейтронів, що запізнюються, полягає в тому, що відносно невелика кількість в реакторі збільшує значення середнього часу життя покоління нейтронів як мінімум на три порядки величини (від *10 -4 до * 10 -1 с), завдяки чому і реалізується можливість безпечного керування реактором. Характеристиками інтенсивності розвитку експонентних перехідних процесів n(t) в реакторах є період реактора та період подвоєння потужності. Остання характеристика для практика зручніша через простоту її виміру. Математичною інтерпретацією миттєвого значення періоду Т, що змінюється, є відношення миттєвих значень щільності нейтронів і похідної щільності нейтронів в реакторі за часом. У підкритичному реакторі щільність нейтронів з часом не падає до нуля, а завдяки наявності в активній зоні природних або штучних джерел нейтронів, незалежних від реакції поділу, стабілізується на певний рівень. У міру наближення реактора до критичного стану з підкритичної величини встановлюється щільності нейтронів в реакторі, що наростають все більш і більш різко. Це вимагає від оператора РУ граничної обережності у процесі зменшення ступеня підкритичності під час пуску реактора. Час практичного встановлення підкритичної щільності нейтронів після зміни ступеня підкритичності реактора визначається кінцевим значенням ступеня підкритичності реактора. Отже, у міру наближення до критичності при запуску реактора час стабілізації щільності нейтронів зростає. Це вимагає від оператора РУ додаткових запобіжних заходів при пуску, що полягають у здійсненні тимчасових пауз між кроками зменшення ступеня підкритичності з тим, щоб перед кожним кроком зменшення підкритичності значення щільності нейтронів обов’язково стабілізувалося. Ключові слова: елементарна кінетика, тепловий реактор, підкритичний реактор, критичний стан, щільність нейтронів.