ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
  • СОЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
  • ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ
  • НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
  • УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
  • ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ
  • ТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕЖИМ
    ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
  • УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ РЕГУЛИРОВАНИЕ
    МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
  • АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
  • ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ
  • МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
    ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
  • Изменение нейтронного потока во времени
  • Мощность и кампания реактора
  • Контрольная работа № 1
  • Контрольная работа № 2
  •  

    АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ

    ВЫГОРАНИЕ И ВОСПРОИЗВОДСТВО ГОРЮЧЕГО

    Изотопный состав ядерного горючего во время кампании реактора непрерывно изменяется. В соответствии с этим изменяется и полный запас реактивности, который к концу кампании достигает нулевого значения

    Во время работы реактора за счет деления ядер горючего (урана – 235) происходит непрерывная убыль делящегося вещества. Этот процесс называется выгоранием, в результате которого общий запас реактивности уменьшается.

    Наряду с выгоранием ядер 235U в редакторе за счет захвата нейтронов ядрами 238U образуется смесь изотопов плутония 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, причем 239Pu и 241Pu являются изотопами, делящимися под действием тепловых нейтронов. В реакторе, содержащем 232Th, образуется делящийся под действием тепловых нейтронов изотоп 233U. Процесс образования новых делящихся изотопов называется воспроизводством ядерного топлива.

    Деление ядер топлива сопровождается появлением в активной зоне осколков, а также продуктов их радиационного распада, которые участвуют в непроизвольном захвате нейтронов. Поглощение нейтронов стабильными или долгоживущими радиоактивными изотопами принято называть шлакованием, а поглощение нейтронов короткоживущими радиоактивными изотопами - отравлением.

    Вследствие накопления в активной зоне шлаков всех видов уменьшается доля нейтронов, поглощаемых в топливе, а, следовательно, снижается коэффициент размножения и запас реактивности.

    Изменение изотопного состава ядерного топлива происходит и после выключения реактора в результате радиоактивного распада продуктов деления.

    Большинство из рассмотренных факторов приводит к постепенному уменьшению Кэф. Поэтому загрузка топлива на начало кампании реактора должна превышать величину критической массы, и это превышение определяет продолжительность кампании (полную энерговыработку) реактора.

    Изменение реактивности, обусловленное изменением изотопного состава топлива, происходит медленно и при работе реактора компенсируется стержнями грубой регулировки – компенсирующими стержнями или поглотителями.

    Так как количество делящегося вещества со временем непрерывно изменяется, то для поддерживания постоянства мощности необходимо изменять уровень нейтронного потока. При одной и той же мощности нейтронный поток в конце кампании будет больше, чем в начале.

    При выводе зависимостей, характеризующих выгорание топлива, допускалось также, что нейтронный поток принят средним по объему активной зоны.

    Однако в общем случае нейтронный поток является функцией координат, поэтому выгорание топлива идет неравномерно по объему активной зоны. Кроме того, в процессе работы реактора поток нейтронов искажается в результате перемещения регулирующих органов и компенсирующих стержней. Это приводит к тому, что решение системы уравнений по выгоранию топлива практически невозможно, поэтому прибегают к упрощениям.

    Глубину выгорания ядерного топлива иногда выражают в процентах по отношению к загруженному делящемуся изотопу, т. е.

     , (3.68)

    где ∆N – число ядер выгоревшего изотопа в 1 см3 за время работы реактора;

    N5o – начальная концентрация ядер делящегося изотопа в 1 см3.

    Значение величины αд для энергетических реакторов бывает в пределах 10 – 30 %. Теоретическое максимальное значение выгорания 235U в реакторах составляет 50 %.

    Ядерное топливо практически всегда в себе содержит воспроизводящий материал, а в топливе накапливается новый делящийся изотоп, который по мере работы реактора тоже выгорает. Поэтому глубину выгорания ядерного топлива чаще определяют по отношению ко всем изотопам, находящимся в активной зоне

     , (3. 69)

    где N – число всех атомов в ядерном топливе;

    ∆Ni – число выгоревших атомов i – го изотопа.

    Например, если в качестве исходного ядерного топлива используется металлический уран, то N соответствует числу ядер 235U и 238U в 1 см3 свежего топлива, а ∑∆Ni = ∆N5 + ∆N8. Для одного и того же реактора значения α меньше αд.

    Глубина выгорания, рассчитанная по весу всего загруженного топлива в зависимости от вида топлива, колеблется в весьма широких пределах: для реакторов на тепловых нейтронах ≈ (0,5 – 5) %; на быстрых ≈ (0,5 – 10) %.

    Для получения энергии 1 МВт∙сут необходимо осуществить 3,1∙1013∙103∙3600∙24 = 2,68∙1021 деления. В 1 г урана содержится 2,6∙1021 ядер, следовательно, 1 МВт∙сут будет израсходовано 1,05 г делящегося изотопа урана.

    Количество разделившегося горючего за время t (сутки) работы на мощности Np (МВт), т. е при энерговыработке Qk – Npt (МВт∙сут), будет равно

     . (3.70)

    Кроме деления ядра 235U при захвате теплового нейтрона (с вероятностью 590 б) претерпевают и радиационный захват (с вероятностью 100 б), тогда общее количество выгоревшего изотопа 235U составит:

     . (3.71)

    Если время t работы реактора выразить в часах, то выгорание урана составит:

     . (3.72)

    В реакторах на природном или обогащенном уране наряду с выгоранием ядер делящегося вещества 235U в результате захвата нейтронов ядрами 238U образуются делящиеся изотопы плутония 239Pu и 241Pu. Ниже приводится цепочка образования этих изотопов [1, 2, 3]:

     

     

     
     β β n, f

     


    n, γ

     
     

    Рис. 3.10 Схема образования изотопов из 238U

    Возбужденное ядро 239U, образовавшееся в результате захвата нейтрона ядром 238U, после двойного β – распада (превращения нейтрона в протон и испускания электрона) переходит в ядро 239Pu. В свою очередь ядро 239Pu при захвате теплового нейтрона может или разделиться (реакция n, γ) или осуществить радиационный захват без деления (реакция n, γ). Плутоний – 240 не делится при захвате теплового нейтрона, а переходит в плутоний – 241. Последний, как и 239Pu, делится при захвате теплового нейтрона или осуществляет радиационный захват. Следствие того, что 242Pu имеет сравнительно малое сечение поглощения (около 20 б), последующие изотопы плутония образуются в незначительных количествах.

    Процесс воспроизводства ядерного топлива происходит также в реакторах, содержащий торий – 232. Схема этого процесса такова:

     

    Рис.3.11. Схема образования изотопов из

    ШЛАКОВАНИЕ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

    Продукты деления урана и плутония называют шлаками (осколками деления). Осколки деления с большими сечениями захвата нейтронов 135Xe и 149Sm относят в отдельные группы, а их влияние на реактивность рассматривается особо от других шлаков.

    Поглощение нейтронов в шлаках при объединении их в одну группу в некоторых случаях рассчитывают, тогда суммарная концентрация шлаков Nшл будет определяться количеством выгоревшего ядерного топлива. На выделение энергии, равной 1 МВт∙сут, расходуется 1,05 г 235U. Известно также, что для 235U отношение сечения деления к сечению захвата нейтронов . Тогда количество шлаков в реакторе Gшл за время работы t на мощности Np с учетом образования 236U окажется равным [3 , 10]

    , (3.73)

    где Np (МВт); t (сут); Gшл (г).

    Концентрация шлаков в 1 см3 может быть определена по формуле

     , (3.74)

    где  - число Авогадро; Au – атомная единица массы ядерного топлива; V0 – объем топлива в реакторе.

    Потеря реактивности, обусловленная шлакованием реактора, зависит от энергетического спектра нейтронов, конструкции активной зоны, материалов и др. В реакторах на тепловых нейтронах потеря реактивности в результате шлакования примерно в четыре раза меньше потери реактивности за счет выгорания топлива. Это объясняется тем, что в тепловой области макроскопическое сечение топлива намного превышает усредненное микроскопическое сечение шлаков.

    Получение в большом количестве искусственных нуклидов в ядерных реакторах требует оптимальных нейтронных характеристик и конструктивного решения ядерного реактора. В связи с этим назначение реактора в будущем может измениться. Если сейчас ядерный реактор служит для получения энергии и попутно – нуклидов, то в дальнейшем основной целью ядерного реактора будет являться генерация искусственных нуклидов, а сопутствующей – получение энергии [2, 3].

    ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА КСЕНОНОМ И САМАРИЕМ

    Отравлением реактора называется поглощением нейтронов осколками деления, имеющими большие значения эффективных сечений поглощения. Одним из отравляющих продуктов является 135Xe с короткоживущим радиоактивным ядром с периодом полураспада 9,13 ч. К отравляющему изотопу относят также 149Sm, который является стабильным осколком, но имеющим большое сечение поглощения

    Рассмотрим стационарное отравление реактора 135Xe. Количественно отравление определяется как отношение числа тепловых нейтронов, захватываемых в отравляющем продукте, к количеству тепловых нейтронов, поглощающихся в уране. Если отравляющий продукт 135Xe, то

     , (3.75)

    где  - сечение поглощения нейтронов ксеноном;

     - концентрация ядер ксенона в горючем.

    В уравнении четырех сомножителей K∞ по существу только коэффициент использования тепловых нейтронов ураном  претерпевает изменение в результате влияния отравления. Учитывая это, потерю реактивности, обусловленную отравлением, можно представить в виде

     , (3.76)

    где индекс «отр» относится к значениям соответствующих величин в отравленном реакторе.

    Для гомогенной смеси топлива и замедлителя можно записать:

     ; , (3.77)

    где макроскопическое сечение поглощения 135Xe, равное .

    Преобразуя (3.74) с учетом (3.75), можно получить

     . (3.78)

    Для данного случая потеря реактивности, обусловленная накоплением 135Xe, равна произведению отравления на коэффициент теплового использования неотравленного реактора. Соотношение (3.76) можно использовать также для приближенной оценки потери реактивности из – за отравления ксеноном в гетерогенных реакторах.

    Время работы активной зоны, пересчитанное на номинальную мощность, называется кампанией реактора. Количество энергии, которое может дать реактор за время кампании, называется энергоресурсом реактора. Выработанный энергоресурс называют энерговыработкой Qk

      (3.79)

    где Ni – различные уровни мощности, на которых работал реактор в течение  часов.

    ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ

    1. Какой физический смысл заложен в понятие «отравление реактора ксеноном»?

    2. Какое сечение захвата нейтронов имеет 135Xe?

    3. Напишите схему образования ядер ксенона в активной зоне реактора.

    4. Как изменяется стационарное отравление реактора 135Xe? В зависимости от обогащения топлива 235U и величины нейтронного потока?

    5. Как оценивается потеря реактивности за счет концентрации ядер ксенона?

    6. По какой зависимости снижается реактивность за счет накопления 135Xe после спуска реактора?

    7. Что такое «йодная яма»? Почему введено это понятие?

    8. Как изменяется реактивность при уменьшении и увеличении мощности реактора?

    9. Какой физический смысл имеет понятие «вынужденная остановка реактора»?

    10. Почему 149Sm рассматривается особо от других видов шлаков?

    11. Изобразите схему образования149Sm в активной зоне реактора.

    12. Какие зависимости характеризуют стационарные концентрации ядер 149Pm и 149Sm?

    13. От чего зависит время достижения стационарного отравления самарием?

    14. Почему после остановки реактора отравление ректора самарием увеличивается?

    15. Как изменяется отравление самарием после очередного пуска реактора?

    16. Что называется энергоресурсом?

    17. В чем отличие понятий «реактивность» и «запас реактивности»?

    18. Почему используется выгорающий поглотитель нейтронов и какие эффекты реактивности он компенсирует?

    19. Какая глубина выгорания достигнута в реакторе ВВЭР – 1000?

    АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ (АЭС)