Еденицы измерения реактивности.

Реактивность, периоды реактора

Реактивность ядерного реактора ρ — величина, характеризующая динамику цепной реакциивактивной зонеядерного реактора. Реактивность выражается черезкоэффициент размножения нейтроновследующим образом:

Понятие реактивности широко используется при описании некритических состояний реакторов. Поскольку k обычно мало отличается от единицы, ρ ≈ k − 1, т. е. реактивность показывает превышение k над единицей. В критическом реакторе ρ=0, в надкритическом реактивность положительна, в подкритическом — отрицательна. Если какое-либо явление приводит к снижению коэффициента размножения, говорят, что оно порождает отрицательную реактивность. Если в результате некоторого эффекта k увеличивается, эффект сопровождается появлением положительной реактивности.

Единицы реактивности

Реактивность — безразмерная величина, это просто число и особых единиц для измерения реактивности не требуется. Однако на практике, для её измерения используются различные относительные и условные единицы. Во-первых, реактивность может измеряется впроцентах, то есть в единицах равных одной сотой от единицы, вытекающей из определения реактивности. Во-вторых, реактивность измеряется в обратныхчасах. Эта единица употребляется для малых реактивностей при измерениях периодов реактора. Обратный час есть такая реактивность, которой соответствует установившийсяпериод реакторав 1 ч. Наконец, реактивность измеряется в единицах β (долизапаздывающих нейтронов) илидолларахицентах. За один доллар принимается реактивность, равная β, а центы составляют сотые доли этой реактивности.

Поскольку р = β является предельным значением реактивности управляемого на запаздывающих нейтронах реактора, понятно почему такая величина реактивности принята за единицу, тем более что абсолютная величина этой единицы зависит от типа ядерного топлива. Так, β ²³⁹Pu в три раза меньше, чем β²³⁵U (0,0065 или 0,65%), и реактивность, выраженная в абсолютных единицах, не всегда указывает на то, насколько она близка к предельному значению. Реактивность в центах всегда выражена в долях её предельного значения, и такое представление реактивности является универсальным.

Управление реактивностью

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 установившиесяпериоды, соответствующие таким малым реактивностям, измеряются часами. В отсутствиезапаздывающих нейтроновконтроль реактивности с точностью до 10⁻⁵был бы явно недостаточным.

Оперативный запас реактивности (ОЗР) — это положительная реактивность, которуюядерный реакторимел бы при полностью извлеченных стержняхсистемы управления и защиты.

Ядерный реактор может в течение длительного времени работать с заданной мощностьютолько в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Этот запас создается путём постройкиактивной зоныс размерами, значительно превосходящимикритические. Чтобы реактор не становился надкритичным, реактивность искусственно снижается. Это достигается введением в активную зону веществ, поглощающихнейтроны, 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.

ОЗР — безразмерная величина, на практике может измеряться в тех же условных единицах, что и реактивность. На реакторахРБМКпринято измерять ОЗР в единицах равных средней реактивности, высвобождаемой при полном извлечении одного стержня системы ручного регулирования. Следует иметь в виду, что операторне управляет оперативным запасом реактивности. Для поддержания критичности реактора при снижении реактивности по каким-либо причинам, оператор извлекает регулирующие стержни. ОЗР, выраженный в «стержнях», примерно показывает какой запас есть у оператора для увеличения мощности, но суммарная длина погружённых частей стержней не равна произведению длины стержня на ОЗР. Причина этого заключается, в частности, в следующем:

• 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 реактораизменяется вeраз (~2,7 раза). Величина, обратнаяреактивности. Измеряется в секундах. Наряду с мощностью (измеряемой в процентах) является одной из основных нейтронно-физических характеристик работающего ядерного реактора.

По величине Периода реактора входит в список параметров, по которым осуществляется аварийная защита реактора. Типичные величины уставок — 10/20/40/80 секунд для АЗ-1,2,3,4 для реактораВВЭР-440.

Величину периода реактора необходимо контролировать для того, чтобы не допустить разгона на быстрых нейтронахреактора, работающего натепловых 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 положительнуюреактивность. 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.

Асимптотический период в некритическом реакторе в рамках модели точечной кинетики с одной группой запаздывающих нейтронов.

	Реактивность	Тасс
	Подкритика
	Надкритика на запаздывающих нейтронах
	Надкритика на мгновенных нейтронах

Много групп запаздывающих нейтронов

Предшественники запаздывающих нейтронов выделены в 6 групп

Группа	Пример	T1/2, c
	87Br	54-56	0,0005	0,0002
	137I	21-25	0,0035	0,0014
	89Br	5-6	0,0031	0,0012
	85As,135Sb	1,9 – 2,3	0,0062	0,0025
		0,7 – 0,9	0,0035	0,0014
		0,1 – 0,3

* - выход по цепочке при делении ²³⁵U тепловыми нейтронами.

** - доля распада с испусканием нейтрона.