- •А.И. Охрименко
- •Г.Димитровград
- •Предисловие.
- •1. Введение
- •1.1. Типы ядерных реакторов и основные процессы в них
- •1.2. Основные ядерные реакции. Поглотитель. Отражатель. Активная зона реактора.
- •1.3 Источники нейтронов, детекторы нейтронов.
- •1.4. Микроскопическое сечение ядерных реакций.
- •1.5. Простейшее уравнение баланса нейтронов. Коэффициент размножения бесконечной среды. Концентрация ядер, макроскопическое сечение. Скорость реакции, поток нейтронов.
- •1.6. Эффективный коэффициент размножения, вероятность избежать утечки, реактивность реактора.
- •1.7. Замедление нейтронов, спектр нейтронов, классификация реакторов по спектру.
- •1.8. Мощность реактора.
- •2. Структура активной зоны реакторов на тепловых нейтронах и ее характеристики.
- •2.1 Схема реактора
- •2.2. Пример реакторной установки с корпусным водо-водяным реактором для выработки электроэнергии.
- •2.3. Особенности промышленных энергетических ядерных реакторов.
- •2.4. Формула четырех сомножителей.
- •2.5. Спектр нейтронов и коэффициент размножения бесконечной гетерогенной среды.
- •2.6. Формула шести сомножителей.
- •Отдельные величины формулы четырех сомножителей
- •Расширение k до kэфф
- •1080 Нейтр
- •22 Нейтр
- •200 Нейтр.
- •599 Нейтр.
- •2.7. Зависимость р и f от коэффициента замедления.
- •2.8 Обусловленное выгоранием изменение произведения рf
- •2.9 Распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
- •2.9.1 Грубое представление
- •2.9.2 Точное представление
- •2. 10 Построение размножающей сборки
- •3 Коэффициенты реактивности
- •3.1 Общие положения
- •3.2. Положительный и отрицательный коэффициенты реактивности.
- •3.3. Температурный коэффициент топлива (коэффициент Доплера).
- •3.4 Температурный коэффициент замедлителя Гтм
- •3.5 Пустотный коэффициент
- •3.6. Мощностный коэффициент.
- •3.7 Баланс реактивности.
- •3.8. Средства управления реактивностью
- •4. Кратковременные переходные процессы в реакторе
- •4.1 Общие положения
- •4.2 Нарастание потока нейтронов за счет мгновенных нейтронов.
- •4.3 Запаздывающие нейтроны
- •Данные запаздывающих нейтронов для случая деления lj-235 на тепловых нейтронах.
- •4.4. Нарастание потока нейтронов за счет запаздывающих нейтронов
- •4.5 Важные понятия
- •4.6 Временной режим подкртической системы
- •1 Момент изменения реактивности
- •4.7 Временной режим реактора при весьма малой мощности
- •4.8. Временной режим реактора при работе на мощности.
- •4.9. Временной режим реактора после отрицательного скачка реактивности
- •1 Момент изменения реактивности
- •5. Долговременные процессы в реакторе
- •5.1 Общие положения
- •5.2 Выгорание твэлов
- •5.3. Отравление ксеноном
- •5.4. Отравление самарием
- •5.5 Конверсия и воспроизводство.
- •5.5.1. Оценка коэффициента воспроизводства.
- •5.5.2.Связь между критичностью и коэффициентом воспроизводства.
- •6. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах.
- •6.1. Факторы, определяющие спектр нейтронов в активной зоне быстрого реактора.
- •6.2. Обогащение ядерного топлива в быстром реактора.
- •6.3. Структура активной зоны быстрого реактора и ее размеры.
- •6.4. Плотность тепловыделения, выбор теплоносителя и компоновка энергетического быстрого реактора.
- •6.5. Управление быстрым реактором.
- •6.5.1. Роль запаздывающих нейтронов.
- •6.5.2 Коэффициенты реактивности и контроль быстрого реактора.
- •6.5.2.1. Доплеровский коэффициент реактивности
- •6.5.2.2 Температурный коэффициент реактивности теплоносителя.
- •6.5.2.3. Температурные коэффициенты реактивности топлива и конструкционных материалов
- •6.5.3 Средства управления реактивностью
- •6.5.3.1 Два вида управляющих стержней
- •6.5.3.2 Материал управляющих стержней
- •6.5.3.3 Эффективность управляющих стержней
- •Причины изменения реактивности
- •Требования к эффективности регулирующих стержней, стержней останова, и аварийных стержней
- •6.6. Превращение актинидов.
- •6.6.1 Долгоживущие продукты деления и актиниды
- •6.6.2. Выжигание актинидов в ядерных реакторах.
- •6.7. Радиационная защита.
- •6.8. Сравнение быстрых реакторов с тепловыми.
- •7. Историческая справка (заключение).
- •Литература
5.3. Отравление ксеноном
Ядерное отравляющее вещество - это изотоп с очень большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Сечения поглощения тепловых нейтронов для U- 235 и U- 238, составляющие соответственно 680 и 2,7 барн, уже намного превышают таковые для водорода и кислорода теплоносителя (0,3 и 0,0003 барн соответственно). По сравнению с этими значениями сечения основных ядерных отравляющих веществ Хе-135 и Sm-149 весьма высоки (3 500 000 и 41 000 барн соответственно).
Хе-135 возникает при делении непосредственно лишь в незначительных количествах. Практически единственный основной путь возникновения проходит через промежуточную стадию образования продукта деления Tе-135, который очень быстро (Т1/2= 18с) распадается на J-135. Этот изотоп йода распадается с периодом полураспада Т1/2 = 6,6 часов на Хе-135. В начале работы реактора в нем нет ни одного из трех перечисленных изотопов. Затем во время работы реактора деления (через Те-135) приводят к накоплению J-135, который, однако, также подвержен деструкции из-за захвата нейтронов и своего радиоактивного распада. При постоянной мощности реактора примерно через 20 часов устанавливается равновесная концентрация J-135, зависящая от мощности (точнее, от нейтронного потока) (рис. 5.1). Если затем в какой-либо момент останавливают реактор, то изотоп распадается соответственно своему периоду полураспада, и примерно через 20 ч остается лишь незначительное количество J-135 (рис. 5.2).
Примечание: Здесь и далее принято допущение, что пуск и остановка реактора происходит скачкообразно мгновенно).Разумеется, в действительности это не так: оба процесса требуют времени (например 1 ч), однако, его можно считать намного меньшим, чем время, определяющее отравление ксеноном. Типичная скорость пуска "как можно скорее" составляет 1,7% номинальной мощности в минуту.
Накопление и уменьшение концентрации Хе-135 определяется теми же тремя процессами, что и у J-135:
- прямым образованием в виде продукта деления (доля незначительна);
- исчезновением за счет захвата нейтронов (очень большое сечение захвата);
исчезновением за счет его радиоактивного распада (Т1/2 = 9,1 ч) (рис, 5.1, рис. 5.2),
а также дополнительным образованием
- за счет распада J-135.
Рис. 5.1.Временная характеристика концентрации J 135 после пуска реактора
Р
ис.
5.2.Временная характеристика концентрации
J
535 после остановки реактора
После пуска и последующей работы реактора в стационарном режиме (при постоянном потоке) также устанавливается равновесная концентрация ксенона, однако примерно только через 40 ч, т.е. намного позже, чем у йода. Эта равновесная концентра также зависит от нейтронного потока. На рис. 5.3 показаны типичные кривые временной зависимости концентрации ксенона после пуска легководного реактора. Обычно эта величина указывается не в граммах ксенона на см3, а сразу как потеря реактивности (отрицательная реактивность) для реактора (непосредственно или с умножением на 100 в процентах).
Это надо запомнить: Для типичного легководного энергетического
реактора равновесная концентрация ксенона при полной нагрузке составляет около - 0,03, т.е. минус 3 процента.
Рис.5.3. Накопление отравления ксеноном до достижения равновесия отравления при пуске с нуля до различных стационарных нагрузочных режимов
О
бщая
зависимость равновесной концентрации
от нейтронного потока Ф показана на
рис. 5,4. Ниже 1011/(см2
с) отравление ксеноном не играет
практически никакой роли.
там пропорциональна Ф (по рисунку это
не видно из-за малых размеров изображенной
области и логарифмического масштаба
абсциссы). Для очень больших значений
Ф (примерно с 1015/(см2
с) и выше) равновесная
концентрация стремится к наивысшему
значению =-0,05
(минус 5 процентов). Типичные легководные
реакторы находятся в средней части этой
кривой. Их равновесное отравление для
различных ступеней нагрузки показано
на рис. 5.5.
Рис. 5.4. Отравление ксеноном в равновесном состоянии для потока значений.
П
осле
остановки реактора исчезновение Хе-135
за счет захвата нейтронов невозможна;
с другой стороны, он продолжает поступать
за счет распада J-135:
концентрация ксенона после остановки
возрастает, достигая через несколько
часов своего максимума (говорят о
ксеноновом максимуме), который при
соответственно большом потоке перед
остановкой может значительно превышать
равновесную концентрацию. Лишь после
этого максимума начинает сильнее
сказываться снижение концентрации
J-135,
которое также приводит к снижению
концентрации ксенона и наконец вновь
ведет к значению равновесия перед
остановом и дальше вниз. На рис. 5.6 условно
показана общая характеристика с необычно
большим ксеноновым максимумом.
Рис. 5.5. Поглощение реактивности ксеноном в равновесном состоянии для типичных легководных реакторов
Здесь значение несколько выше значений на рис.5.3.
Ориентировочно = 3,2% для полной нагрузки (100%)
3 для 80%
2 для 25%
1
для 10% полной нагрузки
Рис. 5.6. Условное изображение ксенонового максимума.
На рис. 5.7 показаны характеристики отравления ксеноном, если после быстрой остановки реактора из полной нагрузки (равновесное отравление здесь =-0,03) выждать некоторое время и затем вновь как можно быстрее выйти на полную нагрузку. При пуске вновь происходит выгорание ксенона: кривые круто падают вниз.
Для энергетических реакторов, работающих при значительных потоках, ксеноновый максимум может принять намного более драматический характер. Уже при потоке, превышающем обычный (1013/см2 с) в десять раз (равновесная концентрация =-0,045) максимум достигается примерно через 10 часов после быстрой остановки и имеет значение =-0,2 (по величине это примерно в 30 раз больше !). Отравление уменьшается ниже предыдущей равновесной концентрации лишь примерно через 35 часов. Так что повторный пуск после быстрой остановки в этом случае будет возможен не ранее, чем через сутки.
Формирование ксенонового максимума можно ослабить за счет соответственно медленного снижения мощности, растянув его на несколько часов.
В реакторах больших размеров с пространственно разделенными активной зоны А и В концентрация ксенона может вести себя по разному. Повышение мощности в А (например, выведением управляющих стержней), приводит к более интенсивному выгоранию там ксенона и таким образом способствует дополнительному повышению мощности в зоне А. Одновременно происходит более интенсивное отравление зоны В за счет уменьшения нейтронного потока (поскольку при постоянной общей мощности мощность в зоне В снижается), что приводит к дополнительному понижению мощности в зоне В. Процесс принимает обратный характер при переходе через ксеноновый максимум в зоне В. Все это явление называется ксеноновым колебанием. В реакторах с водяным охлаждением оно возникает лишь при типичных расширениях активной зоны порядка более 2 м.
На рис. 5.8 показано нарастание осевого ксенонового колебания. "Осевой" означает, что колебание происходит по (вертикальной) оси активной зоны: область А образует верхнюю, а область В - нижнюю половину активной зоны. На рис. 5.9 для установившегося состояния показаны характеристики нейтронного потока и концентрации ксенона.
Возникающие ксеноновые колебания могут приводить к нежелательно высоким локальным пикам мощности (при постоянной средней мощности реактора). Их нужно гасить сразу при их возникновении перемещением управляющих стержней.
Рис.5.7. Изменение отравления ксеноном после аварийного останова реактора с полной нагрузкой, при скачкообразном повторном пуске до полной мощности.
Р
ис.
5.8. Нарастание осевого ксенонового
колебания
Р
ис.
5.9. Схема (осевого) ксенонового колебания
(в установившемся состоянии)
