Коэффициент пористости в ядерных реакторах: влияние на реактивность

Введение

Изменение скорости ядерного деления, вызванное наличием пустот внутри реактора. В ядерной инженерии коэффициент пустотности (более корректно – коэффициент реактивности от пустотности) – это величина, используемая для оценки изменения реактивности ядерного реактора при образовании пустот (обычно паровых пузырьков) в замедлителе или теплоносителе реактора. Общая реактивность реактора зависит от нескольких факторов, одним из которых является коэффициент пустотности. Реакторы, в которых замедлитель или теплоноситель находятся в жидком состоянии, как правило, имеют отрицательный коэффициент пустотности (если реактор недостаточно замедлен) или положительный (если реактор перезамедлен). Реакторы, в которых ни замедлитель, ни теплоноситель не находятся в жидком состоянии (например, графито-замедленный реактор с газовым охлаждением), имеют нулевой коэффициент пустотности. Неопределённо, как определение коэффициента "пустотности" применимо к реакторам, в которых замедлитель/теплоноситель не является ни жидкостью, ни газом (например, к реакторам на сверхкритической воде).

Пояснение

Ядерные реакторы деления работают на основе ядерных цепных реакций, в которых каждое ядро, подвергающееся делению, выделяет тепло и нейтроны. Каждый нейтрон может вызвать деление другого ядра. Скорость этого нейтрона влияет на вероятность вызвать дополнительное деление, как и наличие материала, поглощающего нейтроны. С одной стороны, тепловые нейтроны легче поглощаются делящимися ядрами, чем быстрые нейтроны, поэтому замедлитель нейтронов, снижающий их скорость, увеличивает реактивность ядерного реактора. С другой стороны, поглотитель нейтронов снижает реактивность ядерного реактора. Эти два механизма используются для управления тепловой мощностью ядерного реактора. Для извлечения полезной энергии из ядерного реактора и (для большинства конструкций реакторов) для поддержания его целостности и работоспособности необходима система охлаждения. Некоторые реакторы используют циркулирующую воду под давлением, другие – жидкие металлы, такие как натрий, NaK, свинец или ртуть, третьи – газы (см. реактор с газовым охлаждением продвинутого типа). Если охлаждающая жидкость – жидкость, она может закипеть при повышении температуры внутри реактора. Это приводит к образованию пустот внутри реактора. Пустоты могут также образовываться при потере охлаждающей жидкости в результате аварии (так называемая авария с потерей охлаждающей жидкости, которая несет и другие опасности). Некоторые реакторы работают с охлаждающей жидкостью в постоянно кипящем состоянии, используя образующийся пар для вращения турбин. Охлаждающая жидкость может выступать в роли поглотителя нейтронов, замедлителя нейтронов, обычно и того, и другого, но одна из этих ролей оказывает большее влияние. В любом случае, количество пустот внутри реактора может влиять на его реактивность. Изменение реактивности, вызванное изменением количества пустот внутри реактора, прямо пропорционально коэффициенту пустотного эффекта. Положительный коэффициент пустотного эффекта означает, что реактивность увеличивается с ростом содержания пустот внутри реактора из-за увеличения кипения или потери охлаждающей жидкости; например, если охлаждающая жидкость преимущественно действует как поглотитель нейтронов. Этот положительный коэффициент пустотного эффекта вызывает положительную обратную связь, начиная с появления первых пузырьков пара. Это может привести к быстрому закипанию всей охлаждающей жидкости в реакторе, если не будет предпринято контрдействие со стороны (автоматической) системы управления, или если время отклика этой системы слишком велико. Это произошло на реакторе РБМК, который был разрушен в Чернобыльской катастрофе, поскольку система автоматического управления была в основном отключена (а операторы несколько опрометчиво пытались быстро восстановить высокий уровень мощности. Из-за несовершенной конструкции регулирующих стержней операторы не знали о максимальном уровне нейтронного яда в активной зоне). Отрицательный коэффициент пустотного эффекта означает, что реактивность уменьшается с ростом содержания пустот внутри реактора, но также означает, что реактивность увеличивается при уменьшении содержания пустот внутри реактора. В реакторах с кипящей водой с большим отрицательным коэффициентом пустотного эффекта внезапное повышение давления (вызванное, например, незапланированным закрытием регулирующего клапана) приведет к внезапному снижению содержания пустот: повышенное давление вызовет конденсацию ("схлопывание") некоторых пузырьков пара, и тепловая мощность, возможно, возрастет до момента ее ограничения системами безопасности, увеличением образования пустот из-за возросшей мощности или, возможно, из-за отказов системы или компонентов, снижающих давление и приводящих к увеличению содержания пустот и снижению мощности. Все реакторы с кипящей водой спроектированы (и обязаны) справляться с подобными переходными процессами. С другой стороны, если реактор спроектирован для работы без пустот, большой отрицательный коэффициент пустотного эффекта может служить системой безопасности. Потеря охлаждающей жидкости в таком реакторе снижает тепловую мощность, но, конечно, генерируемое тепло больше не отводится, поэтому температура может повыситься (если одновременно откажут все остальные системы безопасности). Таким образом, большой коэффициент пустотного эффекта, будь то положительный или отрицательный, может быть как конструктивным недостатком (требующим более тщательных и быстрых систем управления), так и желательным качеством, в зависимости от конструкции реактора. Реакторы с газовым охлаждением не сталкиваются с проблемой образования пустот.

Nuclear fission reactors run on nuclear chain reactions, in which each nucleus that undergoes fission releases heat and neutrons. Each neutron may impact another nucleus and cause it to undergo fission. The speed of this neutron affects its probability of causing additional fission, as does the presence of neutron absorbing material. On the one hand, thermal neutrons are more easily absorbed by fissile nuclei than fast neutrons, so a neutron moderator that slows neutrons will increase the reactivity of a nuclear reactor. On the other hand, a neutron absorber will decrease the reactivity of a nuclear reactor. These two mechanisms are used to control the thermal power output of a nuclear reactor. In order to extract useful power from a nuclear reactor, and (for most reactor designs) to keep it intact and functioning, a cooling system must be used. Some reactors circulate pressurized water; some use liquid metal, such as sodium, NaK, lead, or mercury; others use gases (see advanced gas cooled reactor). If the coolant is a liquid, it may boil if the temperature inside the reactor rises. This boiling leads to voids inside the reactor. Voids may also form if coolant is lost from the reactor in some sort of accident (called a loss of coolant accident, which has other dangers). Some reactors operate with the coolant in a constant state of boiling, using the generated vapor to turn turbines. The coolant liquid may act as a neutron absorber, as a neutron moderator, usually as both but with one or other role as the most influential. In either case, the amount of void inside the reactor can affect the reactivity of the reactor. The change in reactivity caused by a change of voids inside the reactor is directly proportional to the void coefficient. A positive void coefficient means that the reactivity increases as the void content inside the reactor increases due to increased boiling or loss of coolant; for example, if the coolant acts predominantly as neutron absorber. This positive void coefficient causes a positive feedback loop, starting with the first occurrence of steam bubbles. This can quickly boil all the coolant in the reactor, if not countered by an (automatic) control mechanism, or if said mechanism's response time is too slow. This happened in the RBMK reactor that was destroyed in the Chernobyl disaster as the automatic control mechanism was mostly disabled (and the operators were trying somewhat recklessly to rapidly restore a high power level. Due to poor control rod design, the operators were unaware that there was a maximal level of neutron poison in the core). A negative void coefficient means that the reactivity decreases as the void content inside the reactor increases—but it also means that the reactivity increases if the void content inside the reactor is reduced. In boiling water reactors with large negative void coefficients, a sudden pressure rise (caused, for example, by unplanned closure of a streamline valve) will result in a sudden decrease in void content: the increased pressure will cause some of the steam bubbles to condense ("collapse"); and the thermal output will possibly increase until it is terminated by safety systems, by increased void formation due to the higher power, or, possibly, by system or component failures that relieve pressure, causing void content to increase and power to decrease. Boiling water reactors are all designed (and required) to handle this type of transient. On the other hand, if a reactor is designed to operate with no voids at all, a large negative void coefficient may serve as a safety system. A loss of coolant in such a reactor decreases the thermal output, but of course heat that is generated is no longer removed, so the temperature could rise (if all other safety systems simultaneously failed). Thus, a large void coefficient, whether positive or negative, can be either a design issue (requiring more careful, faster acting control systems) or a desired quality depending on reactor design. Gas cooled reactors do not have issues with voids forming.

Конструкция реактора

Кипящие водоводные реакторы обычно имеют отрицательный коэффициент пустотности, и при нормальной эксплуатации отрицательный коэффициент пустотности позволяет регулировать мощность реактора, изменяя скорость потока воды через активную зону. Отрицательный коэффициент пустотности может вызвать неплановое увеличение мощности реактора в событиях (таких как внезапное закрытие сужающего клапана), когда давление в реакторе внезапно возрастает. Кроме того, отрицательный коэффициент пустотности может привести к колебаниям мощности при внезапном уменьшении потока в активной зоне, например, из-за отказа циркуляционного насоса. Кипящие водоводные реакторы спроектированы таким образом, чтобы скорость повышения давления при внезапном закрытии сужающего клапана была ограничена допустимыми значениями, и они включают в себя несколько систем безопасности, предназначенных для прекращения любого внезапного увеличения мощности реактора или неустойчивых колебаний мощности до того, как может произойти повреждение топлива или трубопроводов. Реакторы с водой под давлением работают с относительно небольшим количеством пустот, при этом вода выполняет функции замедлителя и теплоносителя. Таким образом, большой отрицательный коэффициент пустотности гарантирует, что при закипании или потере воды выходная мощность снизится. Реакторы CANDU имеют положительные коэффициенты пустотности, которые достаточно малы, чтобы системы управления могли легко реагировать на закипание теплоносителя до достижения реактором опасных температур (см. Ссылки). Кроме того, авария с потерей теплоносителя автоматически останавливает реактор, и, в отличие от реакторов на легкой воде, введение "обычной" воды в активную зону реактора, например, в качестве аварийного теплоносителя, не создает риска достижения критичности, поскольку реактор CANDU может достичь критичности только при отсутствии поглощения нейтронов, которое в значительных количествах присутствует в легкой воде. Реакторы РБМК, такие как реакторы на Чернобыльской АЭС, имели опасно высокий положительный коэффициент пустотности. Это позволяло реактору работать на необогащенном уране и не требовать тяжелой воды, что снижало затраты (также, в отличие от других основных российских реакторных конструкций ВВЭР, РБМК имели двойное назначение, позволяя производить плутоний оружейного класса). До аварии на Чернобыльской АЭС у этих реакторов был положительный коэффициент пустотности 4,7 бета, который после аварии был снижен до 0,7 бета, чтобы обеспечить их безопасную эксплуатацию. Быстрые реакторы-размножители не используют замедлители, поскольку работают на быстрых нейтронах, но теплоноситель (часто свинец или натрий) может служить поглотителем и отражателем нейтронов. По этой причине у них положительный коэффициент пустотности. Реакторы Магнокс, передовые газоохлаждаемые реакторы и реакторы с кипящим слоем охлаждаются газом, поэтому коэффициенты пустотности не являются проблемой. Некоторые из них могут быть спроектированы таким образом, чтобы полная потеря теплоносителя не приводила к расплавлению активной зоны даже при отсутствии активных систем управления. Как и в случае любой конструкции реактора, потеря теплоносителя – это лишь одна из многих возможных неисправностей, которые могут привести к аварии. В случае случайного попадания жидкой воды в активную зону реакторов с кипящим слоем может возникнуть положительный коэффициент пустотности. Реакторы Магнокс и UNGG были спроектированы для двойного назначения – производства электроэнергии и плутония оружейного класса. Реактор Advanced CANDU, так и не построенный проектный тип реактора на основе CANDU, обещает отрицательный коэффициент пустотности, но для этого необходимо использовать слегка обогащенный уран в качестве топлива и он не может работать на природном уране, как это делает обычный CANDU. В реакторе с расплавленной солью соль обычно не является ни сильным замедлителем, ни нейтронным поглотителем. Если используется спектр тепловых нейтронов, обычно используются внешние замедлители, такие как ядерный графит. Летучие продукты деления могут "выделяться пузырями" из раствора, и поскольку топливо растворено в соли, это уменьшает реактивность в месте образования пузыря и вокруг него. Кроме того, большинство благородных газов среди продуктов деления – в первую очередь ксенон-135 – являются сильными поглотителями нейтронов. Поскольку температура кипения используемых солей относительно высока (при которой ставится под сомнение структурная целостность корпуса для расплавленной соли), обычно уделяется мало внимания последствиям ее закипания. Часто в реакторах с расплавленной солью используется предохранительная пробка, которая плавится при температурах, значительно более низких, чем температура кипения солей, и позволяет им затвердевать в улавливателе расплава.

Boiling water reactors generally have negative void coefficients, and in normal operation the negative void coefficient allows reactor power to be adjusted by changing the rate of water flow through the core. The negative void coefficient can cause an unplanned reactor power increase in events (such as sudden closure of a streamline valve) where the reactor pressure is suddenly increased. In addition, the negative void coefficient can result in power oscillations in the event of a sudden reduction in core flow, such as might be caused by a recirculation pump failure. Boiling water reactors are designed to ensure that the rate of pressure rise from a sudden streamline valve closure is limited to acceptable values, and they include multiple safety systems designed to ensure that any sudden reactor power increases or unstable power oscillations are terminated before fuel or piping damage can occur. Pressurized water reactors operate with a relatively small amount of voids, and the water serves as both moderator and coolant. Thus a large negative void coefficient ensures that if the water boils or is lost the power output will drop. CANDU reactors have positive void coefficients that are small enough that the control systems can easily respond to boiling coolant before the reactor reaches dangerous temperatures (see References). Furthermore, a loss of coolant accident automatically scrams the reactor and unlike in light water reactors, the introduction of "regular" water to the reactor core—for example as an emergency coolant—does not pose the risk of criticality as a CANDU can only reach criticality in the absence of the neutron absorption that is present in significant quantities of light water. RBMK reactors, such as the reactors at Chernobyl, had a dangerously high positive void coefficient. This allowed the reactor to run on unenriched uranium and to require no heavy water, saving costs (also, unlike other Russian main reactor design VVER, RBMKs were dual use, able to produce weapons grade plutonium). Before the Chernobyl accident these reactors had a positive void coefficient of 4.7 beta, which after the accident was lowered to 0.7 beta so they could safely remain in service. Fast breeder reactors do not use moderators, since they run on fast neutrons, but the coolant (often lead or sodium) may serve as a neutron absorber and reflector. For this reason they have a positive void coefficient. Magnox reactors, advanced gas cooled reactors and pebble bed reactors are gas cooled and so void coefficients are not an issue. In fact, some can be designed so that total loss of coolant does not cause core meltdown even in the absence of active control systems. As with any reactor design, loss of coolant is only one of many possible failures that could potentially lead to an accident. In case of accidental ingress of liquid water into the core of pebble bed reactors, a positive void coefficient may occur. Magnox and UNGG reactors were designed with the dual purpose of producing electrical power and weapon grade plutonium. The Advanced CANDU reactor, a never built proposed reactor type based on the CANDU, promises a negative void coefficient but it must use slightly enriched uranium as a fuel and cannot operate with natural uranium as the "regular" CANDU does. In a molten salt reactor the salt is usually neither a strong moderator nor a neutron poison. If a thermal neutron spectrum is used, external moderators such as nuclear graphite are usually employed. Volatile fission products can "bubble out" of solution and as the fuel is dissolved in the salt, this decreases reactivity at and around the site of the bubble. Furthermore, most of the fission product noble gases—chief among them Xenon 135 are strong neutron poisons. As the boiling point of the involved salts is relatively high (at a point at which the structural integrity of the housing for the molten salt would be in question), there is usually little to no emphasis put on the consequences of it boiling off. Frequently molten salt reactors employ a melt plug that melts at much lower temperatures than the boiling point of the salts and allows them to solidify in a core catcher.