Wikipedista:AnastasiosB/Pískoviště

Reaktivita jaderných reaktorů

Reaktivita popisuje odchylku efektivního multiplikačního faktoru od jednoty. Pro kritické podmínky je reaktivita rovna nule. Čím je větší absolutní hodnota reaktivity v aktivní zóně reaktoru, tím dále je reaktor od kritičnosti. Reaktivitu lze použít jako měřítko relativního odklonu reaktoru od kritičnosti.

Základní popis

Reaktivita se značí písmenem ρ a počítá se dle vzorce:

_{$\rho ={k_{ef}-1 \over k_{ef}}$}

kde ${k_{ef}}$ je efektivní koeficient násobení(efektivní multiplikační faktor), který je definovany jako poměr mezi počtem neutronů současné generace a generace předchozí.

• ${\rho }>0$ - nadkritický stav, výkon reaktoru roste.
• ${\rho }=0$ - kritický stav, výkon reaktoru je ustálený.
• ${\rho }<0$ - podkritický stav, výkon reaktoru klesá.

Matematicky je reaktivita bezrozměrné číslo, ale mohou ji vyjádřit různé jednotky. Nejběžnější jednotky pro energetické reaktory jsou jednotky pcm nebo %ΔK/K. V případě aktivní zóny reaktoru s podílem zpožděných neutronů ${\beta _{ef}}$ = 0,006 (0,6 %) se jeden dolar rovná přibližně 600 pcm. Je to velmi podstatné množství reaktivity, protože pokud je reaktivita aktivní zóny jeden dolar, reaktor je kritický.

Je třeba poznamenat, že reaktivitu lze vypočítat také podle následujícího vzorce:

$$\rho ={ln(k_{ef})}$$

Koeficienty reaktivity

Koeficienty reaktivity lze stanovit pro řadu jevů. Například mohou být stanoveny koeficienty reaktivity pro změny výkonu reaktoru. Když se tedy zvýší výkon reaktoru, lze identifikovat změnu reaktivity potřebnou ke kompenzaci změny výkonu. Další zajímavý jev, který má významný reaktivní účinek, je tvorba bublin nebo dutin v důsledku varu chladicí kapaliny. Konstruktéři reaktorů musí věnovat zvláštní pozornost efektu reaktivity spojenému s tvorbou bublin chladicí kapaliny, protože může mít významný dopad na bezpečnost.

Štěpění paliva vede k uvolňování energie, díky které roste teplota jednotivých složek aktivní zóny reaktoru. Tento růst teploty způsobuje změnu hustot materiálů, geometrii aktivní zóny a jaderně-fyzikálních konstant. Změny vlastností aktivní zóny mají vliv na neutronovou bilanci v ní, a tím se způsobuje změna reaktivity.

Koeficienty reaktivity charakterizují změny reaktivity ρ v důsledku změn charakteristik provozu jaderného reaktoru jako je:

• Výkon
• Teplota paliva
• Teplota moderátoru
• Změna tlaku
• Dutinový efekt

a jsou důležité kinetické charakteristiky, které definují zpětné vazby běhěm provozu jaderných reaktorů.

Důležité koeficienty reaktivity v tepelných reaktorech jsou:

• Dopplerův koeficient teploty paliva
• Teplotní koeficient reaktivity moderátoru
• Tlakový koeficient reaktivity moderátoru
• Dutinový koeficient reaktivity moderátoru
• Celkový vykonový koeficient reaktivity

Dopplerův koeficient teploty paliva

Dopplerův koeficient charakterizuje změnu reaktivity aktivní zony při změně teploty paliva o jeden stupeň při konstantní teplotě moderátoru a rozměrů aktivní zony.

S rostoucí teplotou štěpného materiálu (paliva) se rozšiřují rezonance účinných průřezů pro absorpci neutronů (Doppleruv efekt) a mění se pravděpodobnost rezonančního zachycení. To znamená, že zvýšuje se tepelný pohyb atomů (paliva) a tím se mění i pravděpodobnost interakci s neutrony. Změna rychlosti atomů vlivem teploty v porovnání s rychlostí nadtepelných neutronů je malá – změna teploty má vliv v rezonanční oblasti, kde i malá změna energie způsobí velkou změnu velikosti makroskopických účinných průřezů.

Při růstu teploty Dopplerův efekt vnáší do aktivní zony zápornou zpětnovazební reaktivitu a tím tlumí zvyšování výkonu. Dominantní vliv má Dopplerův koeficient v grafitových plynem chlazených reaktorech.

Teplotní koeficient reaktivity moderátoru

Teplotní koeficient reaktivity charakterizuje změnu reaktivity při změně teploty moderátoru o jeden stupeň.

S růstem teploty dochází k posunu neutronového spektra směrem k vyšším energiím, roste průměrná energie neutronů a mění se efektivní mikroskopické účinné průřezy. Je třeba zdůraznit, že teplotní koeficient reaktivity moderátoru se s růstem teploty a vyhoření stává zápornějším v důsledku snižování koncetrace kyseliny borité.

Tlakový koeficient reaktivity moderátoru

Tlakový koeficient reaktivity charakterizuje změnu reaktivity při změně jednotkové hustoty moderátoru. Má mnohem menší význam v porovnání s teplotním koeficientem (změna tlaku o 1MPa má přibližně stejný efekt na reaktivitu jako změna o 1°C v teplotě moderátoru).

V provozních podmínkách lehkovodních reaktorů je kladný a stává se kladnějším v průběhu cyklu v důsledku snížení koncentrace kyseliny borité.

Dutinový koeficient reaktivity moderátoru

Tento koeficient vztahuje změny v násobení neutronů k přítomnosti dutin v moderátoru.

Pokud je voda v aktivní zóně nahrazena materiálem s velmi nízkou hustotou, tj. párou, plyny atd., dojde k negativní změně reaktivity. Ta se charakterizuje pomocí dutinového koeficientu reaktivity. Dutinový koeficient reaktivity je definován jako změna reaktivity na procento dutin v aktivní zóně. Tento koeficient je užitečný při studiu účinků na reaktivitu vytvářenou tvorbou dutin v aktivní zóně, k tomu může dojít například při produkci páry a/nebo radiolytických plynů, jako je vodík nebo kyslík, podél povrchu palivového článku.

Dutinový koeficient reaktivity má velmi významnou roli při provozu varných reaktorů a zásadním způsobem ovlivňuje bezpečnost provozu reaktoru. U tlakovodních reaktoru, jeho efekt je nevýznamný, díký nízkému obsahu dutin v chladivu.

Celkový výkonový koeficient reaktivity

Kombinovaný efekt změn hustoty, teploty a tlaku moderátoru, dutinového efektu, teploty paliva a geometrie aktivní zóny. Výkonový koeficient je svázaný se změnou výkonové hladiny v aktivní zóně.

U tlakovodních reaktorů je výkonový koeficient reaktivity záporný a stává se zápornějším s vyhořením paliva.

Designy reaktorů z hlediska udržování stability (kritičnosti)

„Aktivní zóna reaktoru a související chladicí systémy musí být navrženy tak, aby efekt jaderných zpětných vazeb měl tendenci kompenzovat rychlý nárůst reaktivity."

Z hlediska bezpečnosti reaktoru je záporný teplotní koeficient indikativní pro inherentní stabilitu. Pokud byl spuštěn přechodový jev reaktoru, který má za následek zvýšení teploty, výsledná změna reaktivity bude nutně negativní, což znamená, že se sníží koeficient násobení ${k_{ef}}$. Nakonec zvýšení teploty způsobí dostatečné snížení tak, že se reaktor odstaví. Naopak kladný teplotní koeficient reaktivity ukazuje na inherentní nestabilitu. Při kladném koeficientu bude mít přechodný jev vedoucí ke zvýšení teploty reaktoru za následek pozitivní změnu reaktivity a výsledné zvýšení koeficientu násobení ${k_{ef}}$. Zvýšený koeficient násobení bude provázen zvýšením počtu štěpení a následného uvolnění tepla a odpovídajícím zvýšením teploty, což následně vyvolá další pozitivní změnu reaktivity. Reaktor bude pokračovat v této cestě, dokud na něj nebude působit převládající negativní akce, nebo bude reaktor nakonec poškozen nebo dokonce zničen.

Tlakovodní reaktor PWR

V tlakovodním reaktoru slouží obyčejná („lehká“) voda jako chladivo reaktoru i jako moderátor. Palivo reaktoru se skládá z obohaceného uranu s podílem ${^{235}U}$ kolem 3 %. Dlouhodobé kontroly reaktivity jsou uskutečněny použitím rozpustného absorbéra neutronů (kyselina boritá) v chladicí vodě a regulačních tyčí, které se používají jak pro spouštění a odstavení reaktoru tak i pro krátkodobou kontrolu reaktivity. V normálním provozu vysoký tlak v reaktoru zajišťuje že neprobíhá var v aktivní zóně tlakovodního reaktoru. Zvýšení výkonu a tím i teploty reaktoru by způsobilo expanzi chladicí vody a tím by došlo ke ztrátě moderátoru z aktivní zóny reaktoru, se třemi hlavními účinky:

1. ztráta moderátoru, inklinující ke snížení reaktivity
2. snížení neutronového rozptylu, inklinující ke snížení reaktivity
3. snížení zachycení neutronů, inklinující ke zvýšení reaktivity

V typickém velkém PWR je únik neutronů z aktivní zóny malý, takže účinek (2.) je malý. Tlakovodní reaktory jsou navržené tak, že míra moderování je menší než optimální hodnota (tyto reaktory jsou podmoderované) a případná ztráta moderátoru způsobí pokles reaktivity. Jinými slovy, ztráta moderaci vodou převáží účinky sníženému záchytu neutronů ve vodě. PWR má tedy záporný dutinový koeficient a spolu se záporným teplotním koeficientem paliva to zajišťuje, že celkový výkonový koeficient je záporný a reaktor je inherentně stabilní.

Varný reaktor BWR

Varný reaktor je v případě reaktivních účinků, velmi podobný tlakovodnímu reaktroru (PWR), rozdíl je v tom, že chladicí voda se nechá vařit uvnitř aktivní zóny reaktoru, takže při normálním provozu jsou v chladivu dutiny. BWR má záporný dutinový koeficient a tato vlastnost v systému slouží ke změně úrovně výkonu.

Problémy se stabilitou mohou nastat pouze při spouštění nebo při přechodných jevech, které výrazně posouvají provozní oblasti varných reaktorů. Pokyny pro provoz těchto reaktorů obsahují pravidla, jak se vyhnout provozním režimům, které mohou závest ke vykono-dutinovým oscilacím.

Pokročilý plynem chlazený reaktor AGR

Pokročilý plynem chlazený reaktor, používá oxid uhličitý (CO2) jako chladivo a grafit jako moderátor. Palivo se skládá z obohaceného uranu s podílem ${^{235}U}$ kolem 2,5%. Zvýšení výkonu AGR by rychle zvýšilo teplotu paliva a chladiva, ale teplota grafitu by se nepatrně zvedla. Chladivo (CO2) má zanedbatelný vliv na reaktivitu. Teplotní koeficient moderátoru v AGR je kladný (kromě začátku kampaňe, kdy není ${^{239}Pu}$ je přítomen). Nicméně časová konstanta moderátoru je velmi dlouhá (řádově 15 minut) a tento kladný koeficient neovlivňuje krátkodobou stabilitu reaktoru. Záporný teplotní koeficient paliva zajišťuje, že během krátkých časových useků vykonový koeficient je záporný a reaktor je stabilní.

Vodou chlazený-grafitem moderovaný reaktor RBMK

Reaktor RBMK je chlazen vařící vodou a moderuje se grafitem. Palivo se skládá z obohaceného uranu s 2% podílem ${^{235}U}$.

Aby se minimalizovala úroveň ${^{235}U}$ na kterou se palivo pro tento reaktor obohacuje, konstruktéři RBMK zvolili množství moderátoru (grafitu) velmi blízko optimální hodnoty. Důsledkem toho bylo, že na rozdíl od „podmoderovaných“ reaktorů PWR a BWR, změna množství chladicí vody v aktivní zóně má relativně malý vliv na moderaci. V případě že by se voda ztratila z aktivní zóny, snížení záchytu neutronů má dominantní efekt a tedy dutinový koeficient je kladný. Za normálních provozních podmínkách reaktory RBMK mají mírně záporný vykonový koeficient, protože záporný teplotní koeficient paliva je právě dostatečný k tomu, aby převladnul kladnému dutinovému koeficientu. Nicméně, když úroveň výkonu klesá tak dutinový koeficient a teplotní koeficient paliva se zvyšují a při výkonu pod 20% nominálního výkonu, výkonový koeficient se stane pozitivním. Z tohoto důvodu provozní pravidla pro RBMK reaktory zakazují provoz pod 20% nominálního výkonu.