2.14. Что такое отравление и шлакование яр?

Отравление реактора - процесс образования в работающем реакторе короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и, тем самым, понижающих запас реактивности при их накоплении и повышающих его при их распаде.

Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6×106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 =  6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I

Шлакование - это процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате тепловых нейтронов и, тем самым, понижающих запас реактивности реактора.

Самарий-149 - сильный шлак первой группы. Его стандартное микросечение радиационного захвата sаоSm = 40800 барн, а период полураспада Т1/2Sm = 13.84 года, то есть практически он стабилен. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном.Аналогично Xe-135, после пуска реактора для Sm-149 наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора. При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени. Т.е. снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимися продуктами деления (главным образом, Xe-135 и Sm-149).

2.15. Какова цепочка радиоактивных превращений при отравлении яр ксеноном и самарием?

Цепочка радиоактивного превращения при отравлении ксеноном:

_on¹ + ²³⁵U gg = 0.003 ¹³⁵Xe^* + _on^{1 s}s_a0^Xe = 2720000 барн ¹³⁶Xe^*

gg = 0.06 T_1/2= 6.7 ч T_1/2 = 9.2 ч

bb bb

gg = 0.06

¹³⁵Te^* Т_1/2 »» 1.4 мин ¹³⁵I ^* + _оn^{1 136}Ba ¹³⁵Cs^*

Рис.19.2. Схема образования и убыли йода и ксенона и её упрощение.

Цепочка радиоактивного превращения при отравлении самарием:

_{(n,f)   10}^-4 _{()  = 40800 барн}

²³⁵U + ¹n ¹⁴⁹Pm^{* 149}Sm + ¹n ¹⁵⁰Nd (_a  3 барн)

_Nd= 0.011  T_1/2= 54 ч

¹⁴⁹Nd^* Т_1/2=2.3 ч

20.1. Схема образования и убыли самария-149 и сопутствующих продуктов деления и их распада

2.16. Какой системой дифференциальных уравнений в простейшем одногрупповом приближении описывается изменение концентрации ксенона и самария в тепловом ЯР? Что должно быть известно для ее решения для ксенона и для самария?

Дифференциальное уравнение в простейшем одногрупповом приближении , которое описывает изменение ксенона:

И, поскольку решение (20.1) неопределённо из-за наличия в нём двух неизвестных функций (N_Pm(t) и N_Sm(t)), для того, чтобы замкнуть его, добавляется дифференциальное уравнение для скорости изменения концентрации прометия-149:

Считая в первом приближении, что Ф(t) = idem = Ф_о, попробуем найти решение этой системы дифференциальных уравнений отравления реактора самарием.

Условиями стационарности отравления реактора самарием-149, очевидно, будут:

N_Sm(t) = N_Sm^ст и N_Pm(t) = N_Pm^ст , или dN_Sm/dt = 0 = dN_Pm/dt при Ф(t) = idem = Ф_о

Поэтому для случаев стационарного отравления дифференциальные уравнения отравления вырождаются в систему линейных алгебраических уравнений:

0 = ll_Pm N_pm^ст - ss_a^Sm N_Sm^ст Ф_о

0 = gg_{Pm s}s_f⁵ N₅ Ф_о - ll_Pm N_Pm^ст

Складывая почленно эти два уравнения, имеем:

0 = gg_{Pm s}s_f⁵ N₅ Ф_о - ss_a^Sm N_Sm^ст Ф_о ,

или после сокращения на ненулевую величину плотности потока нейтронов Ф_о:

2.17. Что такое стационарное отравление ядерного реактора ксеноном? От чего зависит его величина и время наступления? Какова его примерная величина для ВВЭР-1000 по потерям реактивности? Как найти стационарную концентрацию ксенона из системы дифференциальных уравнений для отравления реактора ксеноном? По формулам [3] и справочным данным [4] (стр. 282) и [5] согласно своему варианту (см. табл. 1) рассчитать стационарную концентрацию ядер ксенона для активной зоны гипотетического теплового ЯР. Указание: При расчете в формулах понадобится ядерная концентрация урана-235 (N

5) в активной зоне указанного гипотетического теплового ЯР. Ядерную концентрацию определить исходя из условий, что рассматриваемый гипотетический ЯР имеет все параметры ВВЭР-1000, а именно: такие же размеры активной зоны, активная зона со свежим топливом (после перегрузки), 163 ТВС в одной загрузке, 312 ТВЭЛов в каждой ТВС, размеры ТВС и ТВЭЛов как для ЯР ВВЭР-1000. Принять, что обогащение всех ТВЭЛов по урану-235 в ТВС 4% по массе топлива. Ядерную концентрацию урана-235 находить как отношение числа ядер урана-235 в активной зоне ЯР и объема активной зоны ЯР. Для вычислений все размеры и параметры для активной зоны, ТВС, ТВЭЛов, массы загружаемого ядерного топлива брать из [7].

Стационарным называется отравление, свойственное реактору, длительно работающему на постоянном уровне мощности, в результате чего в его твэлах устанавливаются постоянные во времени концентрации йода и ксенона.

Таким образом, условиями стационарности отравления реактора ¹³⁵Хе являются:

а) Ф(t) = idem = Ф_о, б) N_xe(t) = idem = N_xe^ст, в) N_J(t) = N_J^ст,

причём, последние два условия равносильны условиям:

2.18. Что такое стационарное отравление ядерного реактора самарием? От чего зависит его величина и время наступления? Какова его примерная величина для ВВЭР-1000 по потерям реактивности? Как найти стационарную концентрацию самария из системы дифференциальных уравнений для самария (см. 2.14)?

Стационарным называется отравление, свойственное реактору, длительно работающему на постоянном уровне мощности, в результате чего в его твэлах устанавливаются постоянные во времени концентрации самария.

Условиями стационарности отравления реактора самарием-149, очевидно, будут:

N_Sm(t) = N_Sm^ст и N_Pm(t) = N_Pm^ст , или dN_Sm/dt = 0 = dN_Pm/dt при Ф(t) = idem = Ф_о

Поэтому для случаев стационарного отравления дифференциальные уравнения отравления вырождаются в систему линейных алгебраических уравнений:

0 = ll_Pm N_pm^ст - ss_a^Sm N_Sm^ст Ф_о (20.2.1)

0 = gg_{Pm s}s_f⁵ N₅ Ф_о - ll_Pm N_Pm^ст (20.2.2)

Складывая почленно эти два уравнения, имеем:

0 = gg_{Pm s}s_f⁵ N₅ Ф_о - ss_a^Sm N_Sm^ст Ф_о ,

или после сокращения на ненулевую величину плотности потока нейтронов Ф_о:

(20.2.3)

Например, в реакторах типа ВВЭР-1000 в начале кампании rr_Sm^ст »» - 0.82%, в то время как в конце кампании rr_Sm^ст »» - 0.69%. Это связано с тем, что концентрация основного топливного компонента (²³⁵U) в процессе кампании снижается существенно быстрее, чем увеличивается концентрация воспроизводимого плутония, вследствие чего коэффициент использования тепловых нейтронов уменьшается.