Стержни аэс: Графитовые стержни | это… Что такое Графитовые стержни?

Катастрофа за час Что именно произошло на Чернобыльской АЭС: Lenta.ru

Авария на Чернобыльской АЭС стала самой масштабной катастрофой за всю историю существования ядерной энергетики. До 2011 года, когда землетрясение и цунами спровоцировали аварию на японской АЭС «Фукусима-1», чернобыльская катастрофа оставалась единственной в истории, которой был присвоен максимальный седьмой уровень опасности.

Изучение последствий аварии и всех доступных данных позволило специалистам воспроизвести практически посекундный сценарий произошедшего на четвертом энергоблоке ЧАЭС, хотя в деталях оценки произошедшего эксперты до сих пор расходятся. Ниже приведен сильно упрощенный вариант развития событий в ночь с 25 на 26 апреля 1986 года и разобраны механизмы, послужившие причиной взрыва.

Немного теории

Атомные электростанции извлекают энергию распада нестабильных изотопов тяжелых элементов и переводят ее в электрическую энергию. Топливом для АЭС чаще всего служит изотоп урана-235 (точнее, оксид урана) — при распаде его ядер выделяется тепло, которое нагревает находящуюся в реакторе воду и превращает ее в пар, вращающий турбины. Кинетическая энергия движения турбины при помощи генератора запасается в форме электроэнергии.

«Сердцем» АЭС является реактор — именно в его активной зоне происходит ядерный распад. Тяжелые ядра урана-235 распадаются на ядра более легких элементов, и этот процесс, помимо выделения тепла, сопровождается вылетом свободных нейтронов — элементарных частиц, которые, наряду с протонами, входят в состав атомных ядер. Сталкиваясь с ядрами урана-235, нейтроны стимулируют их распад, при котором также выделяются нейтроны — этот каскад получил название цепной реакции.

Если при распаде ядер число вылетевших нейтронов равно числу нейтронов, вызвавших деление, то в реакторе все время выделяется одно и то же количество энергии. Если нейтронов образуется больше — количество выделяющейся энергии растет, а если меньше — то падает. Для стабильной работы АЭС необходимо, чтобы реализовывался первый из описанных выше вариантов. Если же число образующихся при делении ядер свободных нейтронов растет, то рано или поздно этот процесс закончится взрывом.

При прохождении цепной реакции число свободных нейтронов, по определению, со временем будет расти. Чтобы не допустить катастрофического исхода, интенсивность реакций распада в АЭС регулируется при помощи так называемых управляющих стержней, которые содержат материал, хорошо поглощающий нейтроны (например, кадмий или бор). Когда число свободных нейтронов в реакторе становится опасно большим, стержни погружают в активную зону, и количество распадов в единицу времени уменьшается.

Для того чтобы работа АЭС была безопасной, операторам необходимо принимать во внимание еще один процесс — так называемое ксеноновое отравление реактора и вызываемое им падение в йодную яму. При делении ядер урана-235 в результате цепочки вторичных распадов образуется изотоп ксенона-135, в ядрах которого эффективно «застревают» свободные нейтроны. Когда реактор активно работает, все образующиеся ядра ксенона-135 быстро насыщаются нейтронами до максимума — говорят, что они выгорают. Кроме того, часть ядер распадается на ядра других элементов. Если же мощность работы реактора низка, ксенон не успевает выгорать и накапливается в активной зоне — это и есть ксеноновое отравление.

При отравлении реактора предшественник ксенона-135 по цепочке распадов — изотоп йода-135 — начинает превращаться в ксенон с еще большей активностью (это и есть йодная яма). В таком состоянии реактор становится нестабилен и плохо реагирует на движения управляющих стержней, что может привести к плачевным последствиям.

Ксенон-135 поглощает много нейтронов, количество делящихся ядер урана в единицу времени остается низким, и для того, чтобы поднять мощность реактора, необходимо выдвинуть стержни из активной зоны. Если ксенона накопилось достаточно много, то при небольшой амплитуде движения стержней заметных изменений в реакторе не произойдет и может возникнуть соблазн выдвинуть их посильнее.

В какой-то момент количество ядерных распадов достигает определенного порогового значения, мощность реактора (а заодно и тепловыделение) возрастают скачком, и погасить этот процесс быстрым опусканием стержней удается не всегда. По этой причине при ксеноновом отравлении реактора его необходимо полностью заглушить и дождаться естественной убыли ксенона — период его полураспада равен 9 часам. Когда реактор заглушен, турбина не вращается и электричество не вырабатывается.

Хронология

В ночь с 25 на 26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС должны были пройти испытания новой перспективной методики, которая позволила бы в случае аварийной остановки реактора сразу подавать на него электропитание, поступающее от все еще вращающейся по инерции турбины (так называемый режим выбега). Заглушенному реактору необходимо электричество, так как в нем все равно идут реакции распада и, соответственно, растет температура. Для того чтобы охлаждать активную зону, через нее при помощи насосов непрерывно прокачивают воду, и для работы насосов нужна электроэнергия. Предполагалось проверить работу методики при нескольких исходных параметрах системы, поэтому операторам категорически не хотелось глушить реактор — в этом случае эксперимент пришлось бы проводить повторно в какой-нибудь другой день.

Для тестирования новой методики необходимо было снизить мощность реактора до значения около 700 мегаватт — при этом системы аварийного охлаждения (САОР) неизбежно заглушили бы его, так что операторы приняли решение отключить их. Эксперимент был начат около 23 часов 25 апреля — персонал начал постепенно снижать мощность реактора, причем операторы не дали автоматике команду поддерживать мощность на приемлемом уровне. В итоге она снизилась до 30 мегаватт, и началось ксеноновое отравление реактора. Чтобы поднять мощность, операторы вывели из активной зоны все управляющие стержни, и им удалось разогнать реактор до 200 мегаватт, хотя процесс ксенонового отравления продолжился.

Изначально планировалось, что эксперимент пройдет при мощности реактора от 700 до 1000 мегаватт, но, несмотря на то, что довести реактор до этого значения не удалось, персонал принял решение продолжить апробацию методики. Около часу ночи операторы для проведения необходимых тестов включили все главные циркуляционные насосы (ГЦН) энергоблока, при помощи которых вода прокачивается через реактор. Эта нагрузка оказалась чрезмерной — на работу всех насосов стало не хватать воды, в реакторе, омываемом огромными объемами H₂O, снизилось парообразование, и автоматика полностью вывела управляющие стержни из активной зоны.

Опасаясь аварийной остановки реактора и срыва эксперимента, операторы отключили систему, которая глушит реактор при предельно низких значениях уровня воды и давления пара. Мощность реактора все равно оставалась низкой, и персонал в 01:19 вывел из активной зоны все еще находившиеся там стержни ручного управления. В итоге операторы лишились всех рычагов воздействия на систему. Сотрудники ЧАЭС отключили часть насосов, но при внешней стабильности работы реактора приборы выдали сообщение, что он потребляет нерасчетное количество воды и (главное) что процессы в активной зоне практически невозможно регулировать извне (это называется низкой реактивностью). В подобных случаях инструкции по безопасности предписывают немедленно заглушить реактор, но операторы приняли решение продолжить эксперимент.

Более того, чтобы избежать аварийной остановки реактора при проведении опытов, операторы заблокировали систему его отключения в случае прекращения подачи пара на вторую турбину, если до этого уже была выключена первая, что строго запрещено. Одну из турбин предполагалось отключить для того, чтобы протестировать изучаемую методику. После того как это было сделано, ГЦН резко снизили активность, и поток воды через активную зону также стал менее интенсивным. В результате в реакторе стало расти парообразование.

Часть управляющих стержней автоматически начали вдвигаться в активную зону, но их емкости было недостаточно для снижения мощности реактора. Так как подача пара на турбину была отключена, она вращалась все медленнее, и, соответственно, в реакторе сокращалось количество воды, так как вся H₂O в системе является «общей». В 01:23:40 начальник смены приказал нажать кнопку АЗ-5, которая заставляет управляющие стержни максимально быстро вдвигаться в активную зону.

Этот приказ стал роковым из-за так называемого концевого эффекта стержней. Вещество-поглотитель занимает не весь объем стержня — в самом низу находится вытеснитель (в случае ЧАЭС это был графит), который должен «убрать» воду с пути движения поглотителя. При нажатии кнопки АЗ-5 первыми в активную зону вошли вытеснители, которые как поршни вытолкнули оттуда часть воды. Парообразование в реакторе еще подскочило, и стержни «зависли» на слое пара, так и не погрузив поглотитель в активную зону. Операторы прибегли к последнему средству и отключили электромагниты, которые удерживают стержни на арматуре, но это не помогло — пар был слишком плотным. В 01:23:43 реактор «пошел вразнос» (еще несколько аварийных систем успели сработать, но все они давали команду АЗ-5), и в 01:23:44 произошел тепловой взрыв ядерной природы, разрушивший активную зону реактора.

Циркониевая оболочка топливных стержней начала реагировать с паром, в итоге стал выделяться водород (так называемая пароциркониевая реакция), образовавший с кислородом воздуха «гремучую смесь», которая в 01:23:46 взорвалась. С реактора сорвало тяжеленную бетонную крышку, которая взлетела в воздух и упала рядом с четвертым энергоблоком. В атмосферу было выброшено огромное количество радиоактивных веществ из активной зоны реактора, а «загрязненные» раскаленные обломки разбросало по территории станции. Начались многочисленные пожары. Первый пожарный расчет под командованием лейтенанта Правика выехал к ЧАЭС в 01:30 и во многом благодаря его действиям удалось предотвратить широкое распространение огня.

Кто виноват

Сразу после аварии в СССР была сформирована специальная комиссия по расследованию причин произошедшего. Она восстановила хронологию событий и пришла к выводу, что причиной катастрофы стали действия операторов станции. Позже (но также в 1986 году) это мнение на основании данных, предоставленных советской стороной, поддержала экспертная группа МАГАТЭ под названием INSAG (International Nuclear Safety Advisory Group — Консультативный комитет по вопросам ядерной безопасности).

В 1991 году комиссия Госатомнадзора СССР заново изучила имеющуюся информацию и заключила, что авария стала результатом действий персонала, но их последствия приобрели столь катастрофические масштабы из-за некоторых конструктивных недостатков реактора ЧАЭС. К таким недостаткам, в частности, относятся концевой эффект стержней и так называемую положительную реактивность при некоторых режимах работы. Положительной реактивностью называют свойство реактора увеличивать мощность в ответ на некоторые условия, и при проведении эксперимента на ЧАЭС 26 апреля 1986 года создалась ситуация, когда эти условия постоянно поддерживались и даже усиливались, вызывая быстрый и в конечном итоге неконтролируемый рост мощности. INSAG также пересмотрела свои выводы и опять согласилась с коллегами из СССР.

В настоящее время большинство специалистов придерживаются именно такой точки зрения. Авария на ЧАЭС стала результатом необдуманных и безграмотных действий операторов, которые последовательно делали все возможное, чтобы привести ситуацию к катастрофе, но, во-первых, некоторые их решения, которые сейчас кажутся безумными, тогда не считались опасными (просто не было соответствующих данных) и не были запрещены регламентом, а, во-вторых, катастрофический итог стал возможным из-за несовершенства конструкции станции и систем ее безопасности (в частности, они допускали полное отключение защит).

После Чернобыльской аварии во многих странах были заморожены программы развития атомной энергетики, но постепенно такая реакция отторжения ослабла. Анализ произошедшего позволил специалистам выявить многие недостатки реакторов и других систем АЭС, которые, как оказалось, могут сыграть фатальную роль, и устранить их при конструировании новых типов реакторов.

Россия контролирует ЗАЭС: ядерный эксперимент Киева провалился

05 марта 2022
02:02

Названы возможные причины провокаций, которые неонацисты пытались устроить на Запорожской АЭС. Появилась информация со ссылкой на украинских атомщиков, что после перехода станции под контроль России поставлена точка в ядерном эксперименте Киева.

Названы возможные причины провокаций, которые неонацисты пытались устроить на Запорожской АЭС. Появилась информация со ссылкой на украинских атомщиков, что после перехода станции под контроль России поставлена точка в ядерном эксперименте Киева. Речь идет о переводе построенных еще в советские годы АЭС на американское топливо вместо российского. Этот процесс принудительно начался в последние годы. И вот сейчас наверняка станут известны проблемы и угрозы, которые возникли на атомных станциях из-за сугубо политических амбиций украинских властей. Какую информацию американская компания предпочла бы скрыть даже ценой катастрофы?

Итак, дежурное решительное осуждение в социальных сетях. От компании, чье существование буквально зависит от происходящих на Украине событий, можно было бы ожидать более эмоциональной реакции.

«В период кризиса на Украине семья Westinghouse, как и многие наши коллеги, заявляет о поддержке народа Украины. Мы решительно осуждаем российское вторжение».

За событиями в Незалежной американские атомщики следят с особым интересом. На Украине сейчас работают четыре атомных электростанции. Это 15 энергоблоков. Почти все построены в Советском Союзе, под отечественные топливные элементы. Вот только семь энергоблоков в последние годы были переведены на топливо от того самого Westinghouse Electric.

Такое решение многих удивило. Ведь ранее то же самое попытались провернуть чешские энергетики: в качестве эксперимента на одной из станций заменили российские ТВЭЛы на топливо от Westinghouse. И потерпели фиаско.

«Топливную сессию пришлось прервать, потому что тепловыделяющие сборки от Westinghouse стали испытывать одновременно деформацию сжатия, изгиба и кручения. В переводе на русский, их стало закручивать в бараний рог. Чехи (это впервые в истории энергетики) прервали топливный договор и вернулись к контрактам с «Росатомом», – говорит главный редактор аналитического журнала «Геоэнергетика» Борис Марцинкевич.

Большинство энергоблоков на Украине работают на реакторах ВВЭР-1000. Топливные элементы для них представляют собой тонкие, но очень длинные – под 4 метра – циркониевые трубки, заполненные ураном или плутонием. Эти трубки объединяют в тепловыделяющие сборки, по 312 штук. Их как раз и поставляют ТВЭЛ и Westinghouse Сборки очень похожи друг на друга. Но все же они неодинаковые. Даже по базовым параметрам – массе и размеру.

Неудивительно, что первая же попытка «запихнуть» Westinghouse в украинский реактор на Запорожской АЭС закончилась поломкой последнего и убытками в 175 миллионов долларов. После этого неоднократно сообщалось о других авариях с американским топливом.

«Если вы берете, грубо говоря, патрон и пытаетесь его засунуть в винтовку М-16, но это патрон от нашего автомата Калашникова, то выстрела не будет. Вот примерно то же самое. Когда американцы пришли и сказали: «Давайте мы не будем закупать российские, ранее – советские стержни», то встал чисто технологичный вопрос – как эту штуку адаптировать, чтобы регулировать температуру. Они это как-то сделали», – комментирует ситуацию политолог Марат Баширов.

И ключевое слово здесь – «как-то». Как именно была проведена эта работа? Насколько надежными оказались технические решения? Не знает никто. А очень хотелось бы понять.

И еще один вопрос: а зачем это все Украине? Им-то какая выгода? Скорее всего, никакой. Компания Westinghouse Electric, один из крупнейших американских производителей ядерного топлива, находится в состоянии банкротства. Все ее последние проекты в США и Китае потерпели крах. Китайцы их и вовсе засудили на несколько миллиардов долларов. И рынок Восточной Европы был для Westinghouse последним шансом выжить. Вероятно, за фирму попросили вашингтонские друзья, которым Киев отказать не смеет.

«То, что происходит сейчас на Украине, лишает эту компанию рынка сбыта в Европе. Специальная военная операция, скорее всего, приведет к тому, что эти атомные станции откажутся от использования американских сборок», – отмечает политолог Марат Баширов.

Вернуть все как было, снова поставить на реакторы российские ТВЭЛы технически возможно. Более того, эксперты полагают, что в МАГАТЭ такой шаг даже поприветствуют.

Больше новостей по теме – на медиаплатформе «Смотрим».

экономика
политика
Украина
АЭС/атомная электростанция
ядерный комплекс
Запорожье
общество
новости
Россия

Ранее по теме

• Запад стремительно теряет доверие к Украине

• В случае глубокой рецессии в США конгресс проголосует против военной помощи Украине

• ВСУ на последнем издыхании, им нечего предложить, заявил полковник США

• Зеленский признал тяжелой ситуацию с электроснабжением

• Россия направила письмо генсеку ООН о жестокости ВСУ

• Глава ДТЭК советует украинцам уехать из страны

Стержень управления — Энергетическое образование

Энергетическое образование

Меню навигации

ИСТОЧНИКИ ЭНЕРГИИ

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ

ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ

ИНДЕКС

Поиск

Рис. 1. Водо-водяной реактор с регулирующими стержнями, торчащими из головки реактора. ^[1]

A регулирующий стержень представляет собой устройство, которое используется для поглощения нейтронов, чтобы цепную ядерную реакцию, происходящую в активной зоне реактора, можно было замедлить или полностью остановить, вставив стержни дальше, или ускорить, убрав их немного. ^[2] По сути, управляющие стержни обеспечивают управление процессом деления в реальном времени, гарантируя, что он остается активным, и предотвращая его неконтролируемое ускорение.

При делении урана-235 выделяется в среднем 2,5 нейтрона, но для поддержания постоянной скорости цепной ядерной реакции требуется только один нейтрон. Стержни управления поглощают эти дополнительные нейтроны и могут использоваться для регулировки выходной мощности реактора. Когда вставлено стандартное количество, их позиция составляет критичности , а выходная мощность остается прежней. ^[2] Если стержень вдавить, количество нейтронов уменьшится вместе с выходной мощностью, и реактор окажется ниже критичности. Обратное верно, если стержни слегка вытягиваются, когда деление выходит за пределы критичности. Это показано на рисунке 2.

Рис. 2. Схема, показывающая, как выходная мощность реактора изменяется в зависимости от того, насколько сильно вставлены управляющие стержни (показаны зеленым цветом). Слева стержни управления вставлены больше, чем обычно, что снижает выходную мощность реактора. Справа стержни управления вставлены меньше, чем обычно, что увеличивает выходную мощность. ^[3]

Конструкция

Стержни управления представляют собой стержни, пластины или трубки, содержащие материал (например, бор или гафний), поглощающий нейтроны. ^[4] Несколько таких управляющих стержней размером с топливный стержень расположены на равном расстоянии друг от друга и соединены на одном конце металлической скобой, известной как крестовина. Типичные реакторы могут содержать около 50 таких кластеров с 20 отдельными регулирующими стержнями в каждом кластере. ^[5]

Способность регулирующего стержня поглощать нейтроны для управления цепной реакцией деления требует выбора материала, обладающего высокой способностью поглощать нейтроны. Мера того, насколько хорошо материал поглощает нейтроны, известна как его поперечное сечение поглощения нейтронов, или [math] \sigma_a [/math], измеряемое в барнах (равное 10 ^-28 квадратных метров). ^[5] Обычно регулирующие стержни изготавливаются с использованием кадмия, гафния или обогащенного бора. ^[2]

Наряду с выбором материала при проектировании регулирующего стержня важны механические свойства и стоимость. Например, бор-10 является одним из лучших поглотителей нейтронов, однако он не идеален для изготовления управляющих стержней, поскольку он чрезвычайно хрупок. Кроме того, природный бор должен быть обогащен, чтобы иметь разумные уровни поглощения, что становится очень дорогим. ^[5]

Меры предосторожности

Управляющие стержни являются важным элементом безопасности реакторов, поскольку они позволяют пользователю контролировать мощность реактора. В некоторых типах реакторов, особенно в реакторах CANDU, управляющие стержни удерживаются электромагнитами. Это означает, что в случае какого-либо сбоя питания или потери сигнала управляющие стержни немедленно освобождаются и падают в активную зону реактора под действием силы тяжести. ^[6] Это предотвращает продолжение реакции деления и действует как первичная система отключения в случае чрезвычайной ситуации. Это падающее движение также может быть вызвано вручную, если механизм, удерживающий стержни, каким-либо образом выходит из строя. Когда управляющие стержни сбрасываются в реактор, это процесс, известный как аварийный сброс. ^[7] В реакторах с кипящей водой конструкция отличается, так как регулирующие стержни должны быть вставлены в реактор вверх, поскольку в этой конструкции они расположены на дне реактора.

Ссылки

1. ↑ Wikimedia Commons. (7 июля 2015 г.). Головка корпуса реактора [Онлайн]. Доступно: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/f/f8/Reactor_Vessel_head.jpg
2. ↑ ^{2.0 2.1 2. 2} Ян Хор-Лейси. (7 июля 2015 г.). Ядерная энергия в 21 веке , 2-е изд. Берлингтон, Массачусетс, США: Elsevier Inc, 2006 г.
3. ↑ Викисклад. (7 июля 2015 г.). Схема управляющих стержней [онлайн]. Доступно: https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Control_rods_schematic.svg#/media/File:Control_rods_schematic.svg
4. ↑ Глоссарий NRC. (7 июля 2015 г.). Стержни управления [Онлайн]. Доступно: http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary/control-rod.html
5. ↑ ^{5,0 5.1 5.2} Джеймс Грейсон. (3 июля 2015 г.). Стержни управления в ядерных реакторах [Онлайн]. Доступно: http://large.stanford.edu/courses/2011/ph341/grayson1/
6. ↑ Группа программы CANDU 6: Бизнес-подразделение Reactor Development, Техническое резюме CANDU 6, 2005 г. Доступно: https://canteach.candu.org/Content%20Library/CANDU6_TechnicalSummary-s.pdf
7. ↑ Атомная энергия. (7 июля 2015 г.). Стержни управления [Онлайн]. Доступно: http://www.nuclear-power.net/nuclear-power-plant/control-rods/

Стержни управления в ядерных реакторах

Стержни управления в ядерных реакторах

Джеймс Грейсон

17 февраля 2011 г.

Представлено в качестве курсовой работы по физике 241,
Стэнфордский университет, зима 2011 г.

Рис. 1: Схема ядерного деления урана U-235 процесс. Маленькие синие кружки — это нейтроны. Источник: Викимедиа Общины.

Введение

Стержни управления являются важной технологией для
поддержание желаемого состояния реакций деления в ядерной
реактор. Они представляют собой контроль процесса деления в реальном времени,
что имеет решающее значение как для поддержания активной цепной реакции деления, так и для
предотвращая его неконтролируемое ускорение.

Цепная реакция ядерного деления
фундаментальный процесс, с помощью которого ядерные реакторы производят полезную энергию.
Чаще всего в качестве расщепляющегося материала используется уран U-235.
цепной реакции (как показано на рис. 1), хотя в общих чертах
применимы в целом. В этом процессе атом урана-235 сталкивается с
падающий нейтрон, вызывающий деление атома на два меньших атома
(Криптон К-92 и Барий Б-141), а также выпускают в среднем 2,5 новых
нейтроны [1]. Эти новые нейтроны затем могут столкнуться с другими атомами U-235.
которые подвергаются тому же процессу деления, создавая цепную реакцию, которая
высвобождает значительную энергию при каждом акте деления.

Таким образом, ключ к поддержанию цепи деления
реакция — это количество нейтронов, которые передаются следующему поколению
делений. Однако не все нейтроны, образующиеся при делении, вызывают
другое событие деления (некоторые могут просто покинуть реактор или быть поглощены
неделящимися изотопами, например), поэтому необходимо тщательно
разработать каждый параметр реактора, чтобы гарантировать, что по крайней мере один
нейтрон от каждого акта деления способен вызвать другое деление [1,
2]. Тяги управления являются одним из таких регулируемых параметров.

В поисках сладкого места

Состояние цепной реакции деления может быть
кратко суммируется с помощью эффективного коэффициента умножения ,
k , что указывает на изменение общего числа актов деления
в ходе последовательных поколений цепной реакции [2, 3]. это
определяется как:

к

=

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

Реактор, находящийся в устойчивом состоянии (т. е. каждый
отдельное событие деления вызывает ровно одно последующее событие деления)
имеет k = 1, и реактор считается критическим . Если
k подкритическая и цепная реакция
не может быть выдержан. Если k > 1, реактор
сверхкритическое и реакция будет расти экспоненциально.

Рис. 2: Примерная схема тяги управления Применение. На левом изображении показаны стержни управления (зеленые) полностью вставлен в активную зону реактора, помещая реактор в подкритическое состояние. На правом изображении тяги управления удаляются, что позволяет большему количеству нейтронов ускорять цепная реакция деления и перейти в сверхкритическое состояние. Источник: Викимедиа Общины.

Самый важный номер для ядерных энергетических реакторов
поэтому 1 , как и любое другое значение коэффициента умножения
k подразумевает очень бесполезный или очень опасный реактор. Поддержание
точно k = 1 трудно, так как этот точный баланс
под влиянием огромного количества факторов [2]. Некоторые из этих факторов
присущие делящемуся топливу или самим материалам реактора, такие как
количество нейтронов, образующихся при делении, или количество
поглощение нейтронов оболочками твэлов или замедлителями. Однако даже
если изначально спроектирован для идеального баланса, коэффициент умножения
реактор обязательно будет меняться с течением времени, так как многие побочные продукты
реакция деления — поглотители нейтронов (обозначаемые как яд )
и снизит общую популяцию нейтронов по мере их накопления.

Таким образом, стержни управления

находят свое применение в качестве эффективного
метод борьбы с этими нестационарными изменениями в реакторах. Контроль
стержни по существу являются высокоэффективным механическим поглощающим нейтроны
конструкция, которую можно активно вставлять или извлекать из реактора
ядра во время процесса деления. Контролируя долю
управляющего стержня, взаимодействующего с реакцией деления,
Коэффициент умножения может быть точно настроен для поддержания реактора
критичность (см. рис. 2). Кроме того, управляющие стержни могут использоваться для
намеренно вносить быстрые изменения в состояние реактора (т.е.
реактор включается и выключается), особенно в качестве функции аварийного отключения
полностью вставив стержни [2].

Стандартные материалы и конструкция стержня

Поскольку функциональность регулирующего стержня зависит от его
способность поглощать нейтроны от цепной реакции деления, выбор
материала с высоким поглощением нейтронов имеет решающее значение. Возможности
данного вещества, способного поглощать нейтроны, измеряется его поглощением
поперечное сечение , σ _a , которое является целевой областью
эквивалентно абсорбционному взаимодействию между падающим нейтроном и
вещество. Обычно он измеряется в амбарах, единице площади, равной
до 10 ^-28 кв.м. В табл. 1 показан крест поглощения
сечения для нескольких распространенных материалов управляющих стержней, измеренных с использованием
тепловыми (20 ^o С) падающими нейтронами.

Б-10 Б-11 Аг-105 Аг-107 Cd-113 † В-115 Hf-174 Хф-176 Хф-177 Хф-178 Хф-179 Хф-180 σ a (амбары) 3835 0,006 38 91 20600 202 561 24 373 84 41 13 Натуральный Обилие (%) 20 80 52 48 12 96 0,2 5 19 27 14 35

Таблица 1: Сечения поглощения тепловых нейтронов и содержание изотопов для нескольких обычных управляющих стержней материалов [4]. † Cd-113 имеет здесь резонанс и в этом режиме сильно зависит от энергии.

Рис. 3: A стержень управления кластером в сборе. отдельные стержни крепятся крестовиной в Топ. Источник: Викимедиа Общины.

В большинстве энергетических реакторов используются тепловые (низкотемпературные и
скорость) нейтронов, так как U-235 является более делящимся в этом низкоэнергетическом режиме
[3]. Также стоит отметить, что при этих низких энергиях U-235
сечение деления практически не зависит от энергии, поэтому эти
20 ^o Измерения C очень похожи на реальный реактор
температуры (около 300 ^o С) [2].

Конечно, есть гораздо больше соображений, чем
только сечение поглощения при выборе материала регулирующего стержня;
механические свойства и стоимость являются двумя важными факторами. Как видно в
Таблица 1. Бор Б-10 является одним из лучших поглотителей нейтронов. Однако,
Механические свойства бора менее чем желательны для строительства.
структура регулирующего стержня, так как это хрупкий солеподобный материал. Также,
B-11 составляет большую часть природного бора и имеет незначительную долю.
поглощения, поэтому бор, возможно, потребуется обогатить, чтобы достичь необходимого
впитывающая способность. Некоторые методы решения механических проблем:
использовать стальной сплав, обогащенный бором, или заполнить пустоту,
механически подходящие стержни с B-10 или карбидом бора (B ₄ С)
порошок [3]. Кадмий C-113 имеет сильно зависящее от энергии сечение в
режим тепловой энергии, включая очень высокий резонанс, показанный на
Таблица 1, поэтому он чаще всего используется в виде сплава с серебром (Ag) и
Индий (In), придающий хорошие механические свойства и более однородный
спектр поглощения [3]. Гафний (Hf) уникален тем, что его различные
сечения поглощения изотопов похожи, хотя и посредственны.
Поэтому, обладая хорошими механическими свойствами, как металл, он способен
использовать в качестве материала регулирующего стержня без сочетания с другими металлами
[5].

Механическая конструкция узлов регулирующих стержней входит
две распространенные формы: гроздь и крестообразная . Кластер
конструкция основана на понимании того, что один большой управляющий стержень в
ядерный реактор создал бы очень неравномерную температуру и деление
динамика. Вместо этого, используя большое количество равномерно расположенных, меньших
управляющие стержни, однородные плотности нейтронов и делений могут быть
достигнуто. Относительно тонкие стержни размером примерно с делящийся
топливные стержни крепятся на одном конце металлической скобой (называемой
Spider ), как показано на рис. 3. Типичный энергетический реактор может
содержат 50 таких кластеров по 20 стержней в каждом. Крестообразные стержни управления
подойти к проблеме однородности, вместо этого используя скрещенные, двойные лезвия
дизайн (т. е. выдавливание из креста). Эта структура скрещенных лезвий
обеспечивает хорошую механическую целостность и может устанавливаться в зазоры между
квадратные сечения тяг управления. Как и конструкция кластера, крестообразные стержни
также распространены в энергетических реакторах. [2]

© Джеймс Грейсон. Автор дает разрешение
копировать, распространять и демонстрировать это произведение в неизмененном виде, с
ссылка на автора только в некоммерческих целях. Все остальные
права, включая коммерческие права, сохраняются за автором.

Ссылки

[1] К. Еланчежян, Л. Сараванакумар и Б. Виджая
Ramnath, Power Plant Engineering (IK International Publishing
Дом, 2007).

[2] Д. Бодански, Ядерная энергия: принципы,
Практика и перспективы (Springer, 2004).

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

[4] В.