Несмотря на замечание о невозможности раздельного проявления ПТЭР и ЯТЭР, в практике эксплуатации РУ могут иногда создаваться условия, в которых составляющие ТЭР проявляются если и не в чистом виде, то, по крайней мере, преимущественно.
Для того, чтобы понять, о чём идет речь, надо вначале чётко себе представить, что в ВВР плотностная составляющая ТЭР практически целиком определяется присутствием в активной зоне воды (остальные материалы активной зоны - твердые; величины температурных коэффициентов объёмного расширения их, по крайней мере, на два порядка величины меньше, чем у воды; поэтому температурное уменьшение плотности всех материалов активной зоны, кроме воды, столь мало, что может вообще не приниматься во внимание). Более того, ядерная составляющая ТЭР от воды очень мала: микросечение поглощения воды на три порядка величины меньше, чем микросечение поглощения 235U (0.66 и 680.9 барн соответственно); следовательно, при одинаковом разогреве топлива и воды в активной зоне ВВР вклад воды в температурное изменение поглощающей способности всей активной зоны останется примерно на три порядка меньшим, чем вклад одного 235U; а если учесть, что в работающем энергетическом реакторе топливо изменяет температуру в существенно больших пределах, чем вода, то в действительных условиях вклад воды в ядерную составляющую ТЭР будет ещё меньшим, чем при одинаковом нагреве воды и топлива. Сечения поглощения водой быстрых и резонансных нейтронов от температуры не зависят, как почти не зависят и величины микросечений рассеяния.
Вот и получается, что плотностной ТЭР в ВВР практически полностью обязан присутствию в активной зоне и отражателе реактора воды. Это касается не только реакторов типа ВВЭР, но и реактора РБМК-1ООО.
Ядерный температурный эффект реактивности, наоборот, в силу указанных причин связан, главным образом, с наличием в активной зоне топлива: температурное изменение поглощающей способности активной зоны по отношению к тепловым нейтронам более всего определяется температурным изменением микросечений поглощения 235U, 239Pu и некоторыми сильно поглощающими тепловые нейтроны продуктами деления (135Xe, 149Sm), которые удерживаются внутри твэлов, то есть вместе с топливом; эффективные микросечения захвата ураном-238 резонансных нейтронов тоже определяются величиной температуры топлива, и не связаны с температурой воды.
Поэтому в процессе медленного разогрева реактора (со скоростью менее 10°С/час) от постороннего источника тепла, когда средняя температура топлива практически следует "градус в градус" за медленно нарастающей средней температурой теплоносителя, а реактор поддерживается в состоянии критичности на МКУМ (минимально-контролируемом уровне мощности, имеющем порядок 10-4 ¸10-3 % от номинальной мощности реактора), - в таких условиях измеренная величина температурного эффекта реактивности реактора при любой средней температуре активной зоны (вплоть до минимальной температуры рабочего диапазона) будет определяться преимущественно плотностной составляющей ТЭР. (Забегая вперед, следует отметить, что методика экспериментального определения температурного коэффициента реактивности теплоносителя перед вводом реактора в кампанию основана на создании именно таких условий для физических измерений).
При изменениях уровня мощности разогретого до номинальной средней температуры теплоносителя реактора (типа ВВЭР), наоборот, практически в "чистом" виде имеет место проявление ядерного температурного эффекта реактивности: так как средняя температура теплоносителя при изменениях уровня мощности реактора почти не изменяется (или изменяется очень незначительно), то температурное изменение плотности воды - практически нулевое, а это значит, что нулевым будет и плотностное изменение реактивности реактора, а температурное изменение реактивности реактора будет целиком определяться изменением величины ядерного ТЭР, которое происходит вследствие изменений средней температуры топлива в твэлах с изменением тепловой мощности реактора (так как средний температурный напор между топливом твэлов и ядром потока омывающего их теплоносителя прямо-пропорционален тепловой мощности реактора).
Отсюда следует, между прочим, немаловажный для оператора РУ вывод:
Величины ядерного ТКР, измеренные экспериментально у конкретного реактора на различных уровнях его тепловой мощности даже при одинаковой средней температуре теплоносителя, будут неодинаковыми.
Объясняется это просто: во-первых, каждому уровню тепловой мощности реактора даже при постоянном расходе теплоносителя и даже при постоянной средней температуре теплоносителя соответствует своя средняя температура топлива в его твэлах; во-вторых, даже при одинаковой температуре во всех точках твэла различные компоненты топливной смеси по-разному изменяют с каждым градусом изменения температуры величины микросечений поглощения (235U и 239Pu, в отличие от 238U и иных компонентов топливной композиции, не подчиняются закону "1/v" и отклоняются от этого закона в разные стороны и в неодинаковой степени, вследствие чего величина константы η59 c ростом температуры топлива уменьшается все более и более резко); в-третьих, Доплер-эффект с возрастанием температуры топлива влияет на величину вероятности избежания резонансного захвата φ все более и более сильно, и характер этого влияния также нелинейный.
Второй вывод тоже не из приятных:
Величина ядерного ТКР (а, значит, и общего ТКР реактора) изменяется в процессе кампании его активной зоны.
Все сказанное, вместе с обоснованным опасением, как бы столь важная характеристика реактора, как отрицательный ядерный ТКР (основа общего отрицательного ТКР реактора = основа устойчивости работы реактора на мощности), случайно не "выскочила" за пределы, гарантирующие устойчивость реактора, вынуждает эксплуатационников:
- регулярно проводить физические измерения с целью проверки действительной величины отрицательного ТКР реактора на данный момент кампании активной зоны;
- искать новые корректные методики экспериментального определения величины ТКР в рабочих условиях (поскольку, как увидим дальше, существующие методики далеки от совершенства).
Для того, чтобы понять, о чём идет речь, надо вначале чётко себе представить, что в ВВР плотностная составляющая ТЭР практически целиком определяется присутствием в активной зоне воды (остальные материалы активной зоны - твердые; величины температурных коэффициентов объёмного расширения их, по крайней мере, на два порядка величины меньше, чем у воды; поэтому температурное уменьшение плотности всех материалов активной зоны, кроме воды, столь мало, что может вообще не приниматься во внимание). Более того, ядерная составляющая ТЭР от воды очень мала: микросечение поглощения воды на три порядка величины меньше, чем микросечение поглощения 235U (0.66 и 680.9 барн соответственно); следовательно, при одинаковом разогреве топлива и воды в активной зоне ВВР вклад воды в температурное изменение поглощающей способности всей активной зоны останется примерно на три порядка меньшим, чем вклад одного 235U; а если учесть, что в работающем энергетическом реакторе топливо изменяет температуру в существенно больших пределах, чем вода, то в действительных условиях вклад воды в ядерную составляющую ТЭР будет ещё меньшим, чем при одинаковом нагреве воды и топлива. Сечения поглощения водой быстрых и резонансных нейтронов от температуры не зависят, как почти не зависят и величины микросечений рассеяния.
Вот и получается, что плотностной ТЭР в ВВР практически полностью обязан присутствию в активной зоне и отражателе реактора воды. Это касается не только реакторов типа ВВЭР, но и реактора РБМК-1ООО.
Ядерный температурный эффект реактивности, наоборот, в силу указанных причин связан, главным образом, с наличием в активной зоне топлива: температурное изменение поглощающей способности активной зоны по отношению к тепловым нейтронам более всего определяется температурным изменением микросечений поглощения 235U, 239Pu и некоторыми сильно поглощающими тепловые нейтроны продуктами деления (135Xe, 149Sm), которые удерживаются внутри твэлов, то есть вместе с топливом; эффективные микросечения захвата ураном-238 резонансных нейтронов тоже определяются величиной температуры топлива, и не связаны с температурой воды.
Поэтому в процессе медленного разогрева реактора (со скоростью менее 10°С/час) от постороннего источника тепла, когда средняя температура топлива практически следует "градус в градус" за медленно нарастающей средней температурой теплоносителя, а реактор поддерживается в состоянии критичности на МКУМ (минимально-контролируемом уровне мощности, имеющем порядок 10-4 ¸10-3 % от номинальной мощности реактора), - в таких условиях измеренная величина температурного эффекта реактивности реактора при любой средней температуре активной зоны (вплоть до минимальной температуры рабочего диапазона) будет определяться преимущественно плотностной составляющей ТЭР. (Забегая вперед, следует отметить, что методика экспериментального определения температурного коэффициента реактивности теплоносителя перед вводом реактора в кампанию основана на создании именно таких условий для физических измерений).
При изменениях уровня мощности разогретого до номинальной средней температуры теплоносителя реактора (типа ВВЭР), наоборот, практически в "чистом" виде имеет место проявление ядерного температурного эффекта реактивности: так как средняя температура теплоносителя при изменениях уровня мощности реактора почти не изменяется (или изменяется очень незначительно), то температурное изменение плотности воды - практически нулевое, а это значит, что нулевым будет и плотностное изменение реактивности реактора, а температурное изменение реактивности реактора будет целиком определяться изменением величины ядерного ТЭР, которое происходит вследствие изменений средней температуры топлива в твэлах с изменением тепловой мощности реактора (так как средний температурный напор между топливом твэлов и ядром потока омывающего их теплоносителя прямо-пропорционален тепловой мощности реактора).
Отсюда следует, между прочим, немаловажный для оператора РУ вывод:
Величины ядерного ТКР, измеренные экспериментально у конкретного реактора на различных уровнях его тепловой мощности даже при одинаковой средней температуре теплоносителя, будут неодинаковыми.
Объясняется это просто: во-первых, каждому уровню тепловой мощности реактора даже при постоянном расходе теплоносителя и даже при постоянной средней температуре теплоносителя соответствует своя средняя температура топлива в его твэлах; во-вторых, даже при одинаковой температуре во всех точках твэла различные компоненты топливной смеси по-разному изменяют с каждым градусом изменения температуры величины микросечений поглощения (235U и 239Pu, в отличие от 238U и иных компонентов топливной композиции, не подчиняются закону "1/v" и отклоняются от этого закона в разные стороны и в неодинаковой степени, вследствие чего величина константы η59 c ростом температуры топлива уменьшается все более и более резко); в-третьих, Доплер-эффект с возрастанием температуры топлива влияет на величину вероятности избежания резонансного захвата φ все более и более сильно, и характер этого влияния также нелинейный.
Второй вывод тоже не из приятных:
Величина ядерного ТКР (а, значит, и общего ТКР реактора) изменяется в процессе кампании его активной зоны.
Все сказанное, вместе с обоснованным опасением, как бы столь важная характеристика реактора, как отрицательный ядерный ТКР (основа общего отрицательного ТКР реактора = основа устойчивости работы реактора на мощности), случайно не "выскочила" за пределы, гарантирующие устойчивость реактора, вынуждает эксплуатационников:
- регулярно проводить физические измерения с целью проверки действительной величины отрицательного ТКР реактора на данный момент кампании активной зоны;
- искать новые корректные методики экспериментального определения величины ТКР в рабочих условиях (поскольку, как увидим дальше, существующие методики далеки от совершенства).