- •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
6.6.2. Выжигание актинидов в ядерных реакторах.
Опасность высокоактивных отходов, остающихся после химической переработки облученного топлива, обусловлена в основном продуктами деления 90Sr и 137Cs и актиноидами (рис. 6.8). После 600 лет большую опасность представляют актиниды. Потребуется около 10 лет, пока активность уменьшается еще в 100 раз.
Продукты деления 90Sr
и 137Cs
можно превращать в короткоживущие или
стабильные дочерние нуклиды путем
облучения заряженными частицами или
нейтронами. Облучение на ускорителях
не экономично. Облучение смеси продуктов
деления и актиноидов в реакторе тепловыми
нейтронами не целесообразно. Дело в
том, что при облучении актинидов тепловыми
нейтронами
(рис. I.
7.I6).
Поэтому такое облучение
приводило бы к образованию почти такого
же количества продуктов деления, какое
уничтожалось.
Облучение в реакторе на
быстрых нейтронах наоборот целесообразно,
хотя для быстрых нейтронов
.Это
не видно по (рис. 7.17), но следует из
отношения
определяющего высоту плато в районе
2-5 МэВ. Здесь c
сечение образования
составного ядра, Гf
и Гn
делительная и нейтронная ширины
(неупругое рассеяние). С возрастающей
энергией уменьшается Гn.
После Еп
6 МэВ открывается новый канал деления.
Часть актов неупругого рассеяния
нейтрона, сечение которого пропорционально
Гn,
оставляет ядро достаточно возбужденным
для деления. Можно сказать, что скачок
при Еп
6МэВ обусловлен добавкой деления после
неупругого рассеяния к делению после
захвата нейтрона.
Таким образом непрерывное облучение актиноидов нейтронами в конечном итоге приведет к их уничтожению через деление. В легководном реакторе электрической мощностью 1000 МВт образуется около 5 кг америция и курия в год, а в быстром реакторе значительно меньше. Если твелы из этих элементов поместить в быстрый реактор, то америций и курий будут больше уничтожатся, чем образовываться. По расчетам через 5-10 лет облучения в реакторе небыстрых нейтронах в продукты деления преобразуется 90 % этих изотопов.
С помощью находящегося в стадии разработки и конструировании Европейского быстрого реактора, предусматривается уничтожение таким образом высокоактивных отходов от легководных реакторов. Если в активной зоне Европейского быстрого реактора помещают примеси таких отходов размером 5, 7 или 10 %, тогда можно уничтожить актиноиды от 2, 3,6 или 5,8 легководяных реакторов с электрической мощностью 1000 МВт.
Концепция ядерного превращения требует, чтобы актиниды были относительно чистыми и не содержали лантаноидов, так как некоторые из них (Sm, Eu, Gd) имеют очень большие сечения захвата нейтронов, что привело бы к поглощению нейтронов из процесса деления. В выше указанной 1 т продуктов деления, содержащейся в выгружаемого в год из легководного реактора электрической мощностью 1000 Мгт облученного топлива, содержатся 300 кг лантаноидов. Выделение таких элементов как америция и курия от лантаноидов представляет трудную задачу, так как все эти элементы имеют весьма сходные химические свойства. Методы разделения основаны на их несколько различной способности образовывать комплексные соединения.
