6.5.3.3 Эффективность управляющих стержней

Введение регулирующих стержней в активную зону изменяет реактивность. Измене­ние реактивности при полном введении регулирующего стержня в активную зону обычно называют эффективностью стержня. В рабочем режиме стержни находятся в верхней части активной зоны. Это приведет к смещению распределения нейтронов в нижнюю часть. Если регулирующие стержни двигать независимо от других, то эффективность одного стержня зависела бы от положения других. Поэтому их двигают группами. В таблице 6.1 перечислены четыре причины измене­ния реактивности A  D, а в таблице 6.3 требования к эффективности трех видов стержней относительно А B. Полная эффективность всех регулирующих стержней обычно составляет около 4 %.

Таблица 6.1.

Причины изменения реактивности

	Причина изменения реактивности	изменение реактивности в %
А А	Температура (от условий останова до малой)	-0,6
ВВ	Мощность (от малой до номинальной)	-1,0
СС	Выгорание (обычно 1 % между перегрузками)	-2,4
DD	Запас на останов	-2,4
	Итого	-6,4

Таблица 6.2.

Требования к эффективности регулирующих стержней, стержней останова, и аварийных стержней

Тип регулирующих стержней	Эффективность стержней в %
Регулирующие стержни (изменение реактивности в процессе работы реактора) А + В + С	-4,0
Стержни останова (для удержания подкритического состояния реактора при перегрузках) D	-2,4
Аварийные стержны (независимая система, способная остановить реактор в любое время) А + В	-1,6

Запас на останов предназначен для гарантии того, что реактор останется подкритическим, даже при неправильно проведенной перегрузке, т.е. когда введено лишнее топливо. Эффективность отдельных стержней выбирается такой, чтобы реактор мог быть остановлен при любых условиях его работы и даже при отказе механизма при­вода стержня. Кроме того, увеличение реактивности, связанное с ошибочным выве­дением стержня, не должно приводить к серьезным аварийным ситуациям.

6.6. Превращение актинидов.

6.6.1 Долгоживущие продукты деления и актиниды

Дополнительный потенциал быстрых реакторов лежит, по сравнению с сечением деления, в малом сечении захвата для быстрых нейтронов. Из этого ядернофизического обстоятельства можно сделать заключение об особенной пригодности быстрых реакторов для "сжигания" актинидов, которые, по прежнему уровню техники, должны были бы попасть на конечное захоронение вместе с продуктами деления и которые приблизительно через 100 лет образовали бы главную долю радио-токсичности высокоактивных ядерных отходов.

Имеющий место факт, что в тепловых реакторах _с<<_f , повлечет за собой уничтожение облучённых тепловыми нейтронами актинидных изотопов, но в основном они путем захвата нейтрона превращаются в более тяжелые актиниды. Рu-238 и Сu-244 только в малой степени расщепляются в легководным реакторе, так что получается повышенная концентрация этих двух изотопов, которая приводит к существенным трудностям процесса рециклировании актинидов из таких реакторов. Оба изотопа являются сильными -излучателями, которые при регенерации по методу PUREX, необходимой для рециклирования, разлагают используемый органический растворитель. Поэтому неэффективно сжигание актинидов в тепловых реакторах.

Сжигание актинидов однако возможно нейтронами с жестким спектром. Технические проблемы, которые еще надо решить, касаются в частности отделение актинидов от продуктов деления и дистанционное изготовление актинидо-содержащих новых тепло-выделяющих элементов.

Добавление актинидов имеет отрицательное влияние на коэффициенты безопасности. Чтобы это влияние осталось приемлемым, необходимо ограничить количество добавленных актинидов.

Основываясь на проекте и схеме загрузки быстрого реактора-размножителя и предполагая для сопоставления реактор охлаждаемый водой под давлением типа получаются следующие оценки:

В равновесии, начиная со второго периода рециклирования можно обезвредить ядерные отходы

- при добавке 5% около 2.0,

- при добавке 7% около 3.6,

- при добавке 10% около 5.8 легководных реакторов.

При этом ограничения на добавки учитывали Рu образующийся из Np и Am.