Úkoly fyzikálního výpočtu jaderného reaktoru

Úkol fyzikálního výpočtu jaderného reaktoru spočívá ve stanovení:

a) kritického parametru,

b) rozložení hustoty neutronů a energie štěpení,

c) účinnosti regulačních orgánů,

d) stability reaktoru,

e) vyhoření jaderného paliva a hromadění strusek,

f) havarijních a dalších speciálních provozních režimů reaktoru.

    Jedním z hlavních úkolů, se kterým se setkáváme při fyzikálních výpočtech jaderného reaktoru, je stanovení kritického parametru (např. kritické hmoty, kritického rozměru a pod.) studovaného systému. Tato úloha je ze všech nejjednodušší. Velice často je s ní spojeno určení optimální konfigurace reaktorové mříže, odpovídající minimální hodnotě množství štěpného materiálu. Existuje mnoho hrubých analytických modelů, pomoci kterých může být snadno provedeno předběžné ocenění s přesností 10 až 15%. Přesnější výpočty vyžadují použití přesnějších (jemnějších) metod nebo kritických experimentů.

    Největší zájem při teoretickém zkoumání reaktorů je soustředěn na rozložení hustoty toku neutronů a s ní úzce související rozdělení energie uvolněné při štěpení. Znalost těchto závislostí dovoluje navrhovat systém ochlazování jaderného reaktoru. Známe‑li hustotu toku neutronů v každém bodě reaktoru, pak můžeme vypočítat pravděpodobnosti všech procesů při vzájemném působení neutronů s jádry. To nám umožňuje stanovit průběh vyhoření jaderného paliva a vznik nových štěpitelných izotopů, intenzitu radioaktivního záření a hustotu toku neutronů na povrchu reaktoru i v jeho okolí. Poslední dva z uvedených faktorů jsou důležité při stanovení velikosti stínění a zároveň dovolují určit intenzitu neutronových svazků pro výzkumné účely. K této skupině úloh se vztahuje také navrhování schématu palivové vsázky, zajišťující rovnoměrné rozložení uvolňované energie v celém objemu reaktoru. Kromě případů, kdy se jedná o jednoduchou geometrii aktivní zóny, lze úlohy s nerovnoměrnou palivovou vsázkou řešit pouze numerickými metodami.

    Regulační orgány jaderného reaktoru mají obvykle tvar tyčí (kruhový nebo jiný vhodný průřez) vyrobených z materiálu, který má velký účinný průřez pro absorpci neutronů. Jejich vytažením nebo zasunutím do reaktoru možno rychle měnit neutronovou rovnováhu. Hustotu toku neutronů můžeme zvětšit nebo zmenšit podle toho, zda chceme štěpnou řetězovou reakci rozvinout nebo ji zastavit. Existují i jiné způsoby regulace jaderného reaktoru, které jsou spojeny s využitím vyhořívajících absorbátorů nebo pohyblivých reflektorů. Při změně polohy reflektoru dochází ke změně úniku neutronů ze systému, což má opět za následek změnu neutronové rovnováhy. Přesný výpočet takových způsobů regulace je velice obtížný. Přesto v případech, kdy se jedná o malou změnu, možno pro ocenění vlivu změny polohy regulátoru na neutronovou bilanci použít poruchové teorie.

    Mnohé reaktory, které jsou již v provozu nebo se do provozu uvádějí, jsou charakteristické svým vysokým stupněm stability, zejména reaktory s kapalným chladivem. V těchto reaktorech malé odchylky od stacionárního stavu způsobují změnu rozložení neutronů i výkonu reaktoru, avšak tyto poruchy rychle zanikají a reaktor se vrací do původního stavu.

K úlohám, které se řeší ve fyzice jaderných reaktorů, patří i studium chování reaktoru z hlediska dynamiky při takových poruchách. Úkoly dynamiky a stability, o které má zájem inženýrská praxe, jsou ve většině případů nelineární. Mnohé z těchto úloh se řeší pomocí analogových počítačů nebo rychlých číslicových počítačů.

    Další kategorie úloh, se kterými se setkáváme v reaktorové fyzice, se zabývá otázkami vyhoření jaderného paliva, zastruskování a vyhořívání strusek, stanovení koeficientu reprodukce jaderného paliva atd. Charakteristické časové intervaly u těchto úloh jsou řádově hodiny, ale také roky, na rozdíl od úloh týkajících se otázek stability reaktorů, pro které je charakteristický časový interval řádově necelé sekundy. Stanovení kritické hmoty, nebo rozložení hustoty toku neutronů se uskutečňuje pro stacionární režim reaktoru. Přesto každodenní provoz reaktoru ve stacionárním stavu je spojen s pomalou změnou koncentrace jaderného paliva. Palivo se zavádí do reaktoru podle naplánovaného režimu, kromě reaktoru s cirkulujícím jaderným palivem, např. u urychlovačem řízených systémů. Podle stupně vyhoření jaderného paliva se může uskutečňovat jeho kompenzace pomocí kompenzačních tyčí. V této souvislosti se setkáváme s výpočtem rychlosti vyhoření jaderného paliva a systému kompenzace. S problémem vyhoření souvisí otázka tvoření strusek, tj. těch produktů, které silně pohlcují neutrony. Tvoření těchto jader a jejich koncentrace v libovolném okamžiku provozu reaktoru jsou určujícími faktory při výpočtu regulačních orgánů a vsázky jaderného paliva.

    Další otázky, které jsou blízké svou podstatou otázkám vyhoření a zastruskování, se týkají tvoření štěpného materiálu z odpovídajících jader. Přitom časové intervaly charakteristické pro proces reprodukce paliva jsou srovnatelné s intervaly vyhoření a zastruskování.