Управление реактивностью

Главная норма обеспечения ядерной безопасности реактора заключается в недопустимости ввода в активную зону положительной реактивности ∆ρ>0, величина которой превышает эффективную долю запаздывающих нейтронов βeff. Последствия её нарушения приводят к разгону реактора на мгновенных нейтронах и выделению за очень короткое время энергии, способной разрушить не только активную зону реактора, но и всю ядерно-энергетическую установку. Поэтому в ядерно-безопасном реакторе введение в активную зону положительной реактивности ∆ρ> βeff должно быть исключено во всех режимах его работы.

Таким образом, ядерно-безопасный реактор должен удовлетворять следующим главным критериям обеспечения его безопасности:

· величина изменения реактивности ∆ρ< βeff ;

· мощностной эффект реактивности МЭР( приращение реактивности/приращение мощности)<0;

· Keff ав.<1 в аварийных ситуациях.

Реактивность ядерного реактора изменяется путём перемещения в активной зоне элементов управления цепной реакцией — цилиндрической или другой формы регулирующих стержней, материал которых содержит вещества, сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмийи др.). Один такой стержень при полном погружении в активную зону вносит отрицательную реактивность или, как говорят, связывает реактивность реактора в несколько тысячных. Величина связываемой реактивности зависит как от материала и величины поверхности стержня, так и от места погружения в активную зону, поскольку число поглощённых нейтронов в материале стержня зависит от нейтронного потока, который минимален в периферийных частях активной зоны. Удаление стержня из активной зоны сопровождается освобождением реактивности, а так как стержень всегда перемещается вдоль своей оси, то приращение реактивности характеризуется изменением положения в активной зоне конца стержня. При полностью погруженном стержне связывается максимально возможная реактивность, однако при этом перемещение стержня на заданную долю его полной длины, например на одну сотую, вызывает наименьшее изменение реактивности реактора, ибо конец стержня перемещается в области с самым низким потоком нейтронов

Если стержень погружен наполовину, он связывает половину возможной реактивности, но теперь перемещение стержня на ту же долю длины сопровождается максимальным освобождением реактивности. В этом последнем случае величина освобождаемой реактивности превосходит в два раза среднюю реактивность, связываемую той же долей длины стержня. Если для определенности предположить, что полная связываемая стержнем реактивность равна 5·10⁻³, то освобождение реактивности при перемещении стержня на одну сотую его длины не превышает 10⁻⁴. Высота активной зоны реактора обычно более метра, а положение конца регулирующего стержня фиксируется с точностью много большей, чем сантиметр. В результате оказывается, что в диапазоне реактивностей от нуля до максимальной реактивность реактора может контролироваться с точностью до 10⁻⁵, а установившиеся периоды, соответствующие таким малым реактивностям, измеряются часами. В отсутствие запаздывающих нейтронов контроль реактивности с точностью до 10⁻⁵ был бы явно недостаточным.

Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это положительная реактивность, которую ядерный реактор имел бы при полностью извлеченных стержнях системы управления и защиты.

Ядерный реактор может в течение длительного времени работать с заданной мощностью только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Этот запас создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, реактивность искусственно снижается. Это достигается введением в активную зону веществ, поглощающих нейтроны, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы.

• реактивность, вносимая стержнем, имеет нелинейную зависимость от глубины погружения стержня;
• стержни, находящиеся в разных частях активной зоны, вносят разную реактивность.

Период реактора — время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз (~2,7 раза). Это величина, обратная реактивности. Измеряется в секундах. Наряду с мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтронно-физических характеристик работающего ядерного реактора.

Величину периода реактора необходимо контролировать для того, чтобы не допустить разгона на быстрых нейтронах реактора, работающего на тепловых нейтронах. Это возможно при увеличении доли быстрых нейтронов при быстром увеличении мощности реактора. Чтобы этого не произошло, в конструкцию реактора вносят такие изменения, которые не позволяют вводить слишком быстро положительную реактивность. Дополнительно устанавливается аварийная защита, которая остановит или ограничит мощность реактора при уменьшении периода меньше величины установки. Кроме этого вводятся организационные и нормативные ограничения, не позволяющие персоналу проводить какие либо операции, приводящие к быстрому вводу положительной реактивности и, следовательно, быстро увеличивать мощность реактора.