5.4. Отравление самарием

Самарий-149 возникает в результате двух -распадов из продукта деления Nd-149 (Т_1/2 = 2 ч) через Рm-149 (Т_1/2 = 54 ч) и (в отличие от Хе-135) он стабилен. Накопление Sm-149 после начала работы на мощности, как и в случае с ксеноном, стремится к равновесной концентрации, которая составляет ок. 0,5% поглощения реактивности и (как и у ксенона) достигается в основном через 30 часов, но, в отличие от ксенона, не зависит от потока нейтронов. После остановки реактора самарий больше не выгорает. Поскольку он также не распадается и продолжает поступать в результате -распадов, его концентрация возрастает до "равновесной концентрации после остановки", которая зависит от нейтронного потока (перед остановки) и в промышленных энергетических реакторах поглощает около 0,9% реактивности.

В целом отравление самарием имеет для реактора намного меньшее значение, чем отравление ксеноном и в нормальном режиме работы проявляется лишь незначительно.

5.5 Конверсия и воспроизводство.

При работе современного энергетического реактора на тепловых нейтронах со слабообогащенным топливом большую роль играет производство нового делящего вещества Pu-239 по следующей схеме (1.1)

(5.1)

Захват нейтрона U-238 приводит через два -распада (U-239 с Т_1/2 = 23,5 мин и Np-239 с Т_1/2 = 2,35 дней) к образованию Рu-239 (5.1.). Этот процесс интересен тем; что превращает (конвертирует) неделящееся тепловыми нейтронами вещество (U-238) в делящееся. В этом случае говорят о конверсии. Кроме конверсии урана в плутоний важна еще одна цепочка превращений, когда из тория-232 (опять-таки через два -распада) возникает делящееся вещество U-233 (1.2.).

(5.2)

Эта цепочка также может быть реализована в тепловых реакторах, если в состав ядерного топлива включено сырьевое вещество Th-232.

В современных легководных реакторах U-238 присутствует в больших количествах, так что накопление во время работы реактора нового делящегося вещества, частично компенсирующего выгорание предыдущей загрузки делящегося вещества, играет существенную роль: более 30% мощности реактора, выработанной в течение нескольких циклов выгорания, могут давать делящиеся вещества, не загруженные в реактор, а накопленные в нем.

В количественном отношении условия конверсии отличаются сложностью: промежуточные продукты цепочки превращений могут перед своим распадом захватывать нейтроны; может это делать и образующийся в конечном итоге Pu-239 перед своим возможным делением (Pu-240 не делится тепловыми нейтронами, но этим свойством обладает Pu-241, образующийся в результате захвата нейтронов). Кроме того, Pu-239 распадается, испуская α-частицы (Т_1/2 =2,4·10⁴ лет). На рис. 5.10 графически представлена временная характеристика накопления изотопов плутония в ВВР.

Рис. 5.10. Накопление плутония в водо-водяном реакторе.

Степень накопления новых делящихся веществ в урановом цикле (5.1) (Pu-239, Pu-241) характеризуется коэффициентом конверсии или коэффициентом воспроизводства КВ, который можно определить по разному.

Полагая, что в урановом цикле (5.1) воспроизводится в основном Pu-239, коэффициент воспроизводства (конверсии) можно определить как отношение скорости накопления Pu-239 к скорости выгорания U-235:

(5.3)

где - изменение концентраций Pu-239, U-235 в единицу времени (скорости накопления и выгорания) соответственно.

При таком определении коэффициента воспроизводства КВ будет функцией времени t, показывающей во сколько раз в каждый момент работы реактора скорость накопления Pu-239 больше (меньше) скорости выгорания U-235. Ясно, что в случае нового делящегося вещества Pu-239 в течение цикла работы реактора Т будет производится меньше, чем выгорает U-235. Однако, темп уменьшения реактивности обусловленный выгоранием в течение цикла становится меньше, а время цикла работы энергетического реактора (кампании реактора) Т увеличивается и он вырабатывает больше электроэнергии в случае АЭС. Ситуация будет значительно лучше, если . В этом случае нового делящегося вещества Pu-239 будет производится больше, чем выгорает U-235 и цикл работы реактора увеличивается более значительно. При этом длительность цикла не может быть бесконечной (она ограничена стойкостью твэлов). В любом случае по окончанию цикла работы реактора в выгруженном ядерном топливе будет присутствовать невыгоревший U-235 и накопленный Pu-239, который замещает выгоревший U-235. После химической переработки отработанного ядерного топлива можно выделить невыгоревший U-235 и накопленный Pu-239, а затем и на их основе получить новое ядерное топливо.

Технология выделения накопленного к концу цикла работы реактора Pu-239 (заменяющий U-235) путем химической переработки описывается коэффициентом воспроизводства КВ, который представляет собой отношение количества Pu-239, накопившегося в реакторе в течении его кампании Т (суток), к количеству выгоревшего U-235:

(5.4)

Коэффициент воспроизводства КВ, определенный формулой (5.3.) интересен, в первую очередь, с физической точки зрения. Он характеризует темп процесса накопления Pu-239 по отношению к темпу выгорания U-235 в каждый момент кампании работающего реактора. По указанной причине КВ (5.3) представляет собой дифференциальную характеристику процесса производства нового делящегося вещества (Pu-239) в действующем реакторе. Эта дифференциальная характеристика определяет длительность цикла реактора между двумя последовательными перегрузками его активной зоны.

Коэффициент воспроизводства КВ, определяемый (5.4), является интегральной характеристикой процесса накопления в реакторе нового делящегося вещества Pu-239, замещающего выгоревший U-235 к концу цикла работы реактора. Эта величина является технологической характеристикой для процесса химической переработки отработанного ядерного топлива и определяет количество нового делящегося вещества (Pu-239), которое можно получить путем химической переработки взамен выгоревшего старого (U-235) (рис. 5.10).

Такие интерпретации КВ (5.3) и КВ (5.4) позволяет сделать заключение о том, что при расчете реакторов специально предназначенных для переработки U-238 в Pu-239 интерес представляет величина КВ, а не КВ. Понятно, что при КВ>1 из отработанного ядерного топлива путем химической переработки извлекается больше нового делящегося вещества (Pu-239) , чем сгорает старого (U-235). Тем самым в технологический процесс расширенного производства топлива для ядерной энергетики вовлекается сырьевой изотоп U-238, который существует в природе в больших масштабах. Реализации в ядерных реакторах ториевого цикла (5.2) с переработкой Th-232 в U-233 и КВ>1 также позволяет организовать расширенное производство ядерного топлива на основе U-233.

Несмотря на различие КВ и КВ из сравнения (5.3) и (5.4) видно, КВ представляет собой среднее значение КВ за время цикла работы реактора Т. Поэтому в дальнейшем не будем делать различие между дифференциальными (КВ) и интегральными (КВ) коэффициентами воспроизводства.

С учетом последнего замечания в общем случае любых топливных циклов (5.1) или (5.2) под коэффициентом воспроизводства KB понимаются отношение скорости рождения нового горючего (делящегося вещества) к скорости выгорания ста­рого горючего (исходного делящегося вещества) _исх (т.е. КВ)*.

(5.5)

Очевидно, основная задача воспроизводства горючего заклю­чается в том, чтобы получить KB > 1. Если KB  1, то, не умень­шая природного количества ядерного горючего, можно производить электроэнергию. При этом под ядерным горючим подразумевают ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu. Ввиду того, что запасы ²³²Th и ²³⁸U в природе значительны и эти изотопы существенно уступают перечисленным выше по сво­им ядерным показателям, необходимости в их воспроизводстве нет.