0 просмотров

Стержни управления в ядерных реакторах

Стержни управления — важная технология для поддержания желаемого состояния реакций деления в ядерном реакторе. Они представляют собой контроль процесса деления в реальном времени, что имеет решающее значение как для поддержания активности цепной реакции деления, так и для предотвращения ее неконтролируемого ускорения.

Цепная реакция ядерного деления является фундаментальным процессом, с помощью которого ядерные реакторы производят полезную энергию. Чаще всего в этой цепной реакции используется расщепляющийся уран U-235 (как показано на рис. 1), хотя в целом применима основная схема.В этом процессе атом урана-235 сталкивается с падающим нейтроном, в результате чего атом делится на два меньших атома (криптон K-92 и барий B-141), а также высвобождается в среднем 2,5 новых нейтрона [1]. Эти новые нейтроны затем могут столкнуться с большим количеством атомов U-235, которые претерпевают тот же процесс деления, создавая цепную реакцию, которая высвобождает значительную энергию при каждом акте деления.

Следовательно, ключом к поддержанию цепной реакции деления является количество нейтронов, которые передаются следующему поколению делений. Однако не все нейтроны, образовавшиеся в результате деления, вызывают другое событие деления (некоторые из них могут просто покинуть реактор или быть поглощены неделящимися изотопами, например), поэтому необходимо тщательно спроектировать каждый параметр реактора, чтобы гарантировать, что при хотя бы один нейтрон от каждого акта деления способен вызвать другое деление [1, 2]. Тяги управления являются одним из таких регулируемых параметров.

Статья в тему:  Каковы основные должностные обязанности инженера-ядерщика?

Как найти золотую середину

Состояние цепной реакции деления можно кратко описать следующим образом: эффективный коэффициент умножения, к, что указывает на изменение общего числа актов деления в ходе последовательных поколений цепной реакции [2, 3]. Он определяется как:

к=общее количество актов деления в данном поколении общее количество актов деления в предыдущем поколении

Реактор, находящийся в устойчивом состоянии (т. е. каждое отдельное событие деления вызывает ровно одно последующее событие деления), имеет к = 1, и говорят, что реактор критический. Если к 1, реактор сверхкритический и реакция будет расти экспоненциально.

Рис. 2: Типичная схема использования регулирующего стержня. На левом изображении показаны управляющие стержни (зеленые), полностью вставленные в активную зону реактора, переводящие реактор в подкритическое состояние. На правом изображении управляющие стержни удалены, что позволяет большему количеству нейтронов ускорить цепную реакцию деления и перейти в сверхкритический режим. Источник: Викисклад.

Таким образом, наиболее важным числом для ядерных энергетических реакторов является 1, как и любое другое значение коэффициента умножения к подразумевает очень бесполезный или очень опасный реактор. Поддержание точно к = 1 затруднительно, так как на этот точный баланс влияет огромное количество факторов [2]. Некоторые из этих факторов присущи делящемуся топливу или самим материалам реактора, например, количество нейтронов, образующихся при делении, или степень поглощения нейтронов корпусами топливных стержней или замедлителями. Однако, даже если изначально проектируется с идеальным балансом, коэффициент умножения реактора обязательно будет меняться со временем, поскольку многие побочные продукты реакции деления являются поглотителями нейтронов (называемыми яд) и снизит общую популяцию нейтронов по мере их накопления.

Статья в тему:  Как можно преобразовать химическую или ядерную энергию

Таким образом, регулирующие стержни находят свое применение в качестве эффективного средства борьбы с этими нестационарными изменениями в реакторах. Стержни управления представляют собой высокоэффективную механическую конструкцию, поглощающую нейтроны, которую можно активно вводить или извлекать из активной зоны реактора во время процесса деления. Контролируя часть регулирующего стержня, которая взаимодействует с реакцией деления, можно точно настроить коэффициент умножения для поддержания критичности реактора (см. рис. 2). Кроме того, регулирующие стержни могут использоваться для преднамеренного быстрого изменения состояния реактора (т. е. включения и выключения реактора), особенно в качестве функции аварийного отключения путем полного введения стержней [2].

Общие материалы и дизайн стержня

Поскольку функциональность регулирующего стержня зависит от его способности поглощать нейтроны в результате цепной реакции деления, выбор материала с высоким поглощением нейтронов имеет решающее значение. Способность данного вещества поглощать нейтроны измеряется его сечение поглощения, оа, что является эквивалентом площади мишени для абсорбционного взаимодействия между падающим нейтроном и веществом. Обычно измеряется в амбарах, единица площади равна 10-28 квадратных метров.В таблице 1 показаны сечения поглощения для нескольких распространенных материалов управляющих стержней, измеренные с использованием тепловых (20 o C) падающих нейтронов.

В большинстве энергетических реакторов используются тепловые (низкотемпературные и скоростные) нейтроны, поскольку U-235 является более делящимся в этом низкоэнергетическом режиме [3]. Кроме того, стоит отметить, что при этих низких энергиях сечение деления урана-235 практически не зависит от энергии, поэтому эти измерения при 20°С очень близки к реальным температурам реактора (около 300°С) [2].

Статья в тему:  Как управлять атомной подводной лодкой

Конечно, при выборе материала регулирующего стержня учитывается гораздо больше соображений, чем одно лишь поперечное сечение поглощения; механические свойства и стоимость являются двумя важными факторами. Как видно из таблицы 1, бор B-10 является одним из лучших поглотителей нейтронов. Однако механические свойства бора менее чем желательны для создания конструкции регулирующего стержня, поскольку это хрупкий, похожий на соль материал. Кроме того, B-11 составляет большую часть природного бора и имеет незначительное поглощение, поэтому для достижения необходимой поглощающей способности может потребоваться обогащение бора. Некоторые методы решения механических проблем заключаются в использовании стального сплава, обогащенного бором, или заполнении полых механически подходящих стержней B-10 или карбидом бора (B4в) порошок [3]. Кадмий C-113 имеет сильно зависящее от энергии поперечное сечение в режиме тепловой энергии, включая очень высокий резонанс, показанный в таблице 1, поэтому он чаще всего используется в виде сплава с серебром (Ag) и индием (In), что дает хорошие механические свойства. свойствами и более равномерным спектром поглощения [3]. Гафний (Hf) уникален тем, что сечения поглощения его различных изотопов похожи, хотя и посредственны. Поэтому, обладая хорошими механическими свойствами как металл, его можно использовать в качестве материала регулирующего стержня без комбинации с другими металлами [5].

Механическая конструкция узлов управляющих стержней бывает двух распространенных форм: кластер а также крестообразный. Конструкция кластера основана на понимании того, что один большой управляющий стержень в ядерном реакторе создаст очень неоднородную динамику температуры и деления. Вместо этого, используя большое количество равномерно расположенных управляющих стержней меньшего размера, можно достичь однородных плотностей нейтронов и делений. Относительно тонкие стержни, размером примерно с делящиеся топливные стержни, прикреплены на одном конце металлической скобой (называемой паук), как показано на рис. 3. Типичный энергетический реактор может содержать 50 таких кластеров по 20 стержней в каждом. Крестообразные регулирующие стержни подходят к проблеме однородности, вместо этого используя перекрестную конструкцию с двумя лопастями (т. Е. Выдавливание из креста). Эта конструкция с перекрестными лопастями обеспечивает хорошую механическую целостность и может быть установлена ​​в зазоры между квадратными секциями управляющих стержней. Как и кластерная конструкция, в энергетических реакторах также распространены крестообразные стержни. [2]

Статья в тему:  Почему у российских ледоколов есть атомная энергия

© Джеймс Грейсон. Автор разрешает копировать, распространять и демонстрировать эту работу в неизменном виде с указанием автора только в некоммерческих целях. Все остальные права, включая коммерческие права, принадлежат автору.

использованная литература

[1] К. Эланчежян, Л. Сараванакумар и Б. Виджая Рамнатх, Инжиниринг электростанций (Международный издательский дом IK, 2007).

[2] Д. Боданский, Ядерная энергетика: принципы, практика и перспективы (Спрингер, 2004).

[3] Дж. Ламарш, Введение в ядерную технику (Аддисон-Уэсли, 1983).

[4] В. Ф. Сирс, "Длины и сечения рассеяния нейтронов", Neutron News. 3, № 3, 26 (1992).

[5] Дж. Гамбоги, Цирконий и гафний, Ежегодник полезных ископаемых Геологической службы США (2010 г.).

голоса
Рейтинг статьи
Ссылка на основную публикацию
0
Оставьте комментарий! Напишите, что думаете по поводу статьи.x
Adblock
detector