- •Оглавление
- •1.1. Основы ядерной физики.
- •1.1.1 Атом. Ядро. Понятие «элемент», «нуклид». Свойства ядерных сил.
- •1.1.2 Дефект массы и энергия связи. Зависимость удельной энергии связи от массового числа
- •1.1.3 Модели ядра. Эффект парности. Энергетический спектр ядер. Изомеры
- •1.1.4 Радиоактивность и ее виды. Закон радиоактивного распада. Альфа-, бета- и гамма-распады и их особенности.
- •1.2. Основы теории переноса нейтронов
- •1.2.2. Цепная реакция деления и ядерные реакторы
- •1.2.3. Характеристики нейтронного поля. Макроскопическое сечение и его обратная величина
- •1.2.4 Диффузия и диффузионное приближение. Уравнение диффузии.
- •1.2.5. Рассеяние (замедление) нейтронов на ядрах среды.
- •1.2.8 Возраст нейтронов. Уравнение возраста, граничные и прочие условия для
- •1.4. История развития ядерной энергетики.
- •Часть 2. Ядерные реакторы
- •2.1. Составляющие активной зоны яр
- •2.1.1. Ядерное топливо. Мокс-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл
- •2.2.1 Мокс топливо
- •2.3.1 Урановый и ториевый топливные циклы
- •2.1.2 Замедлители
- •2.1.3 Теплоносители
- •2.1.4 Поглотители.
- •2.1.5. Конструкционные материалы
- •Классификация ядерных реакторов и аэс.
- •Реакторы на тепловых нейтронах.
- •Реакторы на быстрых нейтронах.
- •По способу размещения топлива и замедлителя в активной зоне:
- •Гетерогенный реактор
- •2.3 Поколения ядерных реакторов и тенденции в современном реакторостроении.
- •2.4. Проблемы аэ
- •Часть 3. Теория критических размеров гомогенного реактора
- •3.1. Нейтронный цикл в ядерном реакторе
- •3.2. Условие критичности для гомогенного голого ядерного реактора конечных размеров. Материальный и геометрический параметры и их величины, их соотношение в реакторе
- •Часть 4. Многогрупповое приближение
- •4.1 Одногрупповое диффузионное приближение.
- •Бесконечная однородная среда.
- •Конечная однородная среда.
- •При взаимодействии со средой быстрые нейтроны замедляются с переходят в следующую условную энергетическую область промежуточных нейтронов. Замедляющиеся нейтроны описываются спектром Ферми
- •3. Энергетическое распределение тепловых нейтронов описывается спектром Максвелла.
- •Часть 5. Теория решетки
- •5.1. Коэффициенты формулы четырех сомножителей для гомо- и гетерогенного ядерного реактора. Физические особенности гомо- и гетерогенных ядерных реакторов
- •Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
- •5.3.2 Вероятность избежать резонансного поглощения
- •5.3.3 Коэффициент использования тепловых нейтронов
- •5.3.4 Число вторичных нейтронов деления на один поглощённый топливом нейтрон
- •5.4. Расчет активной зоны ядерного реактора
- •5.4.1 Расчет ячейки
- •5.4.2 Расчет ячейки твс в приближении ячейки твэЛа
- •Расчет ядерных концентраций элементов активной зоны.
- •Вычисление макроскопических нейтронных сечений
- •Оценка температуры нейтронного газа
- •Верхняя граница тепловой группы
- •Усреднение сечений в тепловой области
- •Учет распределения потоков тепловых нейтронов в гетерогенных ячейках
- •Константы для нейтронов надтепловой области
- •Коэффициент размножения бесконечной среды
- •Вычисление среднего числа вторичных быстрых нейтронов, рождающихся в результате захвата одного нейтрона в u235 -
- •Вычисление коэффициента, учитывающего добавочное умножение количества быстрых нейтронов в результате деления ядер u238 под действием быстрых нейтронов ε.
- •Вычисление вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов в процессе замедления φ
- •Вычисление коэффициента использования тепловых нейтронов θ.
- •Коэффициент размножения в среде конечных размеров.
- •Реактор с отражателями
- •Определение размеров активной зоны
- •Подбор оптимального шага решетки твэЛов.
- •5.6 Программы применяемые при проектировании аэс
- •5.6.1 Нейтронно-физические программы
- •5.6.2 Теплогидравлические программы
- •5.6.3 Программы связанного нейтронно-теплогидравлического расчета
- •5.6.4 Полномасштабные моделирующие комплексы
- •Часть 6. Эффекты реактивности
- •6.1. Температурные эффекты в реакторах
- •10.1 Температурные эффекты в гомогенном реакторе
- •Зависимость от температуры
- •10.2 Температурные эффекты в гетерогенном реакторе
- •Эффекты и коэффициенты реактивности.
- •6.2. Мощностной эффект реактивности. Эффект Доплера
- •6.3. Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности
- •6.1.1. Основные понятия
- •6.1.2. Ядерный температурный эффект реактивности
- •Плотностной температурный эффект реактивности
- •6.4. Барометрический и паровой эффект реактивности
- •Часть 7. Кинетика ядерного реактора
- •7.1. Кинетика ядерных реакторов и ее задачи.
- •7.2. Элементарное уравнение кинетики (без учета запаздывающих нейтронов). Период реактора. Запаздывающие нейтроны
- •7.3. Решение уравнений точечной кинетики с учетом запаздывающих нейтронов
- •7.4. Получение уравнений кинетики.
- •7.5. Уравнение Нордхейма (обратных часов) и его решение
- •7.6. Кинетика точечного реактора при линейном изменении реактивности
- •7.7. Особенности кинетики холодного реактора с источником. Пуск реактора
- •7.8. Определение реактивности и периода ядерного реактора на основе обращенного решения уравнений кинетики.
- •7.10. Изменения мощности реактора при небольшом возмущении реактивности с учетом запаздывающих нейтронов.
- •7.11. Кинетика мгновенно-критического (мгновенно-надкритического) ядерного реактора
- •7.12. Останов реактора. Температура повторной критичности.
- •7.13. Тепловые эффекты в реакторах.
- •Часть 8. Изменение нуклидного состава топлива
- •8.2. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
- •8.3. Отравление ядерного реактора ксеноном-135
- •8.3.1. Стационарное отравление ксеноном
- •8.3.2. Нестационарное отравление ксеноном
- •8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием
- •8.4.2. Нестационарное отравление самарием
- •Часть 9. Регулирование ядерных реакторов
- •9.1. Общие подходы к управлению цепной реакцией деления в ядерном реакторе
- •9.2. Органы регулирования ядерных реакторов, их положение и эффективность
- •9.3. Борное регулирование
- •9.4. Выгорающие поглотители и их размещение
- •9.5. Нейтронно-физические измерения. Общая методика определения критической загрузки по кривым обратного счета
- •9.6. Методы градуировки органов регулирования системы управления и защит (ор суз) реактора, краткий обзор и их характеристика
- •9.7. Общая методика построения интегральной и дифференциальной характеристик поглощающего стержня
- •9.8. Общая методика определения мощностного и температурного эффектов и коэффициентов реактивности
- •9.9. Общая методика определения отравления реактора ксеноном
- •9.10. Аварийные режимы работы ядерных реакторов
- •Часть 10. Нейтронно-физические особенности реакторов
- •10.1. Нейтронно-физические особенности водо-водяных энергетических реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов ввэр
- •10.2. Нейтронно-физические особенности канальных графитовых реакторов
- •Особенности нейтронно-физических характеристик реакторов рбмк
- •10.3. Нейтронно-физические особенности тяжеловодных реакторов
- •10.4. Нейтронно-физические особенности кипящих реакторов
- •10.5. Нейтронно-физические особенности газо-графитовых реакторов
- •10.6. Нейтронно-физические особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •10.7. Особенности эксплуатации ядерных реакторов на мокс-топливе
8.4.1. Шлакование топлива. Стационарное отравление самарием
Схема отравления реактора 149Sm показана на рис. :
0,013 - - 235U + n 149Nd 149Pm 149Sm + n 150Sm (шлак) 2 ч 53,1 ч |
Рис. Схема отравления реактора 149Sm
Из рис. видно, что образование 149Sm происходит в результате цепочки- - распадов ядер неодима 149Nd и прометия 149Pm (с удельным выходом Nd=Pm=0,013). Выгорание 149Nd и 149Pm в цепочке не учитывается, так как оба эти нуклида имеют сравнительно малые сечения радиационного захвата. Микроскопическое сечение поглощения тепловых нейтронов 149Sm a,Sm5104 б. Убыль конценрации 149Sm происходит вследствие его выгорания с образованием 150Sm.
При составлении уравнений кинетики отравления топлива самарием вводят допущение о том, что 149Pm образуется непосредственно как продукт деления 235U. Правомерность этой предпосылки обусловлена тем, что период полураспада 149Nd намного меньше периода полураспада 149Pm. С учетом введенного допущения кинетика отравления топлива может быть описана двумя дифференциальными уравнениями (для 149Pm и для 149Sm), каждое из которых является частным случаем зависимости (9.13).
Так как концентрация 149Pm убывает только из-за его распада со скоростью PmNPm и в результате с такой же скоростью увеличивается концентрация 149Sm, а скорость убыли концентрации 149Sm определяется практически только скоростью реакции захвата тепловых нейтронов, с учетом принятых допущений уравнение отравления самарием ядерного топлива будут иметь вид:
dNPm/dt = Pmf5N5 - PmNPm |
(8.20) |
dNSm/dt = PmNPm - a,SmNSm |
(8.21) |
Здесь Pm = 0,35710-5 с-1 - постоянная распада 149Pm.
Состояние работающего реактора, при которм концентрация 149Sm не изменяется во времени, называется стационарным отравлением самарием (на практике это понятие часто отождествляется с потерей реактивности при достижении равновесной концентрации 149Sm в работающем реакторе). Из (10.16) следует, что такое состояние наступает при равенстве скоростей образования и убыли самария.
Как и для ксенона, условие стационарности для самария может быть сформулированно в виде:
dNSm/dt = dNPm/dt = 0. |
(8.22) |
Используя (8.17), из (8.21) и (8.22) можно получить выражения, определяющие стационарные концентрации самария и прометия:
NPmст = (Pmf5N5/Pm) Ф = (Pmf5Nu/Pm) zФ |
(8.23) |
NSmст = Pm NPmст/a,SmФ = (Pmf5Nu/a,Sm)z |
(8.24) |
Таким образом (как и для ксенона), равновесная концентрация 149Pm пропорциональна обогащению урана и плотности потока нейтронов. Стационарная концентрация 149Sm от плотности потока нейтронов не зависит, а определяется только обогащением урана. В этом - одно из принципиальных отличий стационарного отравления самарием от стационарного отравления ксеноном.
Переход от концентрации 149Sm к потере реактивности на отравление топлива самарием определяется выражением:
Sm = - (a,SmNSm/a5N5) нотр |
(8.25) |
В частном случае - для равновесной концентрации 149Sm - величина Smст определяется посредством подстановки выражения для NSmст из (8.24) в (8.25) после замены в (10.18) Nuz на N5:
Smст = - (f5/a5) Pmнотр |
(8.26) |
Таким образом, потеря реактивности на стационарное отравление самарием зависит только от коэффициента использования тепловых нейтронов в неотравленной активной зоне, а значениенотр в свою очередь определяется обогащением ядерного топлива и не зависит от Ф.
Динамика достижения равновесных концентраций 149Pm и 149Sm характеризуется решением уравнений (8.20) и (8.21). При условии, что в момент t=0 NPm=NSm=0 и что после пуска реактора плотность потока нейтронов и концентрация 235U не изменяется, будем иметь:
NPm(t)= NPmст(1 - exp(- Pmt); |
(8.27) |
NSm(t)=NSmст(1+Pmexp(-a,SmФt)/(a,SmФ-Pm)-a,SmФexp(-Pmt)/(a,SmФ-Pm)) |
(8.28) |
Следовательно концентрация 149Pm при работе реактора на постоянной мощности увеличивается от исходного нулевого значения до NPmст по экспоненциальному закону. Так как точно стационарное значение NPm может быть достигнуто через бесконечно большой промежуток времени, примем за равновесную концентрацию прометия NPm= 0,95 NPmст, а время достижения этой концентрации будем считать временем установления процесса tустPm. Согласно этому условию и равенству (10.21) можем записать: NPm(tустPm)/ NPmст = 0,95 = 1 - exp(- Pm tустPm), откуда следует tустPm = ln 20/Pm 10 сут.
В отличие от NPm(t) зависимость NSm(t) нельзя назвать чисто экспоненциальной, так как она определяется алгебраической суммой двух экспонент (10.22).
На рис. представленны графические зависимости NPm(t) и Nsm(t).
Рис.8.7. Изменение концентрации 149Pm и 149Sm в работающем реакторе: 1-при Ф=1014нейтр/(см2*с); 2 - при Ф=5*1013йтр/(см2*с)
Как видно из сопоставления кривых, с увеличением плотности потока нейтронов равновесная концентрация прометия увеличивается, а время ее достижения остается неизменным. Время же стабилизации NSm с увеличением Ф уменьшается, хотя сама величина NSmст при этом не меняется.
Скорость достижения стационарного отравления самарием, как это следует из рис. выше, существенно зависит от мощности ядерного реактора. Для Ф<1014 нейтр/(см2с) tустSm, с приемлемой для практических приложений точностью, определяется выражением:
tустSm = 2,21015/Ф |
(8.29) |
При Ф>1014 нейтр/(см2с) использование формулы (8.29) неправомерно, так как при этом время достижения равновесной концентрации 149Sm получается менее 10 суток, что меньше tустPm.
До сих пор все динамические аспекты отравления самарием расматривались при условии постоянства концентрации 235U и плотности потока нейтронов. Более реальным условием является постоянство мощности реактора с учетом выгорания топлива.
Теоритическим путем зависимость Sm(t) при Wp=const может быть получена посредством совместного решения уравнений (8.20), (8.21), (8.25), а также уравнения определяющего кинетику выгорания топлива при постоянной мощности реактора.
В заключение обратим внимание, что для ВВЭР потеря реактивности на стационарное отравление самарием по абсолютному значению примерно в 5 раз меньше потери реактивности на стационарное отравление ксеноном, а время достижения стационарного отравления самарием в 15-20 раз больше времени, стационарного отравления ксеноном.
