12.Выгорающие поглотители.

Выгорающие поглотители – это поглотители с высоким сечением захвата тепловых нейтронов, стационарно размещенные в активной зоне и медленно выгорающие в процессе работы ректора, что приводит к высвобождению запаса реактивности.

В реакторах ВВЭР используют два вида выгорающих поглотителей (ВП) – борный и гадолиниевый.

Борный ВП изготавливается из карбида бора B₄C с обогащением по изотопу бора ¹⁰B 19 % и 75 % (σ_a = 750 барн и 4010 барн). Материалом гадолиниевых ВП является триоксид гадолиния Gd₂O₃ (σ_a = 46.600 барн).

При изготовлении ВП перечисленные материалы разбавляют оксидом бериллия BeO, который является хорошим замедлителем, для получения необходимой скорости выгорания поглотителя.

Применение ВП позволяет повысить начальный запас реактивности, например, за счет повышения обогащения топлива, что позволяет повысить энерговыработку загруженного топлива. При этом не требуется повышения эффективности органов регулирования, так как оперативный запас реактивности не увеличивается.

13.Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.

Скорость снижения тепловыделения в реакторе после введения отрицательной реактивности и останова реактора определяется сле­дующими процессами:

• делением горючего мгновенными нейтронами;

• тепловой инерцией материала активной зоны и количеством аккумулированного в нем тепла;

• делением горючего запаздывающими нейтронами и фотонейтронами (при наличии последних);

• торможением β- и γ-излучения продуктов деления горючего, накопившихся за время работы реактора (см. рис. 8).

Рис. 8. Изменение мощности после остановки реактора

На мгновенных нейтронах мощность снижается за доли секунды.

Тепловая инерция зависит от материалов актив­ной зоны и условий теплосъема. Практически ею можно пренебречь через несколько секунд после снижения мощности.

Наиболее существенное ограничение в скорость снижения мощности в течение первых минут вносят запаздывающие нейтроны и фотонейтроны.

Тепловой мощностью, обусловленной делением горючего запаздывающими нейт­ронами, можно пренебречь через 3—5 мин. Значительно дольше продолжается процесс деления горючего фотонейтронами (если они есть). Для реакторов, имеющих в активной зоне тяжелую воду или бериллий, на которых с большой вероятностью протекает реакция (γ, п), вклад фотонейтронов составляет ~15% доли запаздывающих нейт­ронов.

Основной составляющей тепловой мощности в любом ядерном реакторе через несколько минут после остановки в течение продолжительного времени будет тепловыделение вследствие торможения β-, γ-излучения осколков деления, которое, собственно, и принято называть остаточным теп­ловыделением после остановки реактора.

При работе реактора на стационарном уровне тепловая мощность, обусловленная энерговыделением при радиоактивном рас­паде осколков деления и продуктов их распада, составляет всего 5 — 6% полной.

Величина остаточного тепловыделения N_β,γ, обусловлен­ного торможением β-, γ-излучения продуктов деления в долях от тепловой мощности реактора перед остановкой N₀, составляет:

N_β,γ / N₀ = 6,5 ·10^-2(τ ^-0,2 – (τ + T)^-0,2), τ – сек

N_β,γ / N₀ = 6,5 ·10^-3(τ ^-0,2 – (τ + T)^-0,2), τ – сутки

где τ – время стоянки после остановки;

T – время работы реактора на мощности перед остановкой.

Наличие остаточных тепловыделений определяет необходимость охлаждения активной зоны реактора и после прекращения цепной реакции деления.

Остаточные тепловыделения в отработавшем ядерном топливе постоянно убывают по мере распада радиоактивных осколков деления. Отработавшее топливо выдерживается в бассейне выдержки с принудительным охлаждением не менее трех лет перед отправкой на переработку или дальнейшим хранением в специальных охлаждаемых хранилищах.