18

Учебный курс. Общие вопросы обеспечения ЯРБ

СОДЕРЖАНИЕ

1. Мгновенные и запаздывающие нейтроны. 4

2. Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора. 5

3. Глубина выгорания. Период кампании реактора. 6

4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства. 6

5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном. 7

6. Стационарное отравление реактора ксеноном. 8

7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора. 9

8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием. 10

9. Прометиевый провал. 12

10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности. 13

11. Регулирование ЯЭУ. 14

12. Выгорающие поглотители. 15

13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе. 15

14. Контрольные вопросы 17

15. Литература, рекомендуемая для самостоятельной проработки 18

Перечень обозначений и сокращений

ЯЭУ		ядерная энергетическая установка
ППР		плановый предупредительный ремонт
ТВС		тепловыделяющая сборка
ВВЭР		водо-водяной энергетически реактор
СУЗ		система управления и защиты
ВП		выгорающий поглотитель

вВЕДЕНИЕ

1.Мгновенные и запаздывающие нейтроны.

В процессе деления урана образуются нейтроны, называемые мгновенными, которые испускаются возбужденными осколками деления в течение не более 10^-13 секунды, т. е. практически одновременно с образованием осколков.

Кроме того, около 60-ти видов осколков деления, испытав β–распад, испускают нейтроны, но поскольку это происходит значительно позже появления мгновенных нейтронов, такие нейтроны называют запаздывающими нейтронами.

Средняя суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов – β характеризует среднее число запаздывающих нейтронов из общего числа нейтронов, образующихся при делении. Ценность запаздывающих нейтронов выше, так как они рождаются со средней энергией 0,49 МэВ, меньшей, чем у мгновенных нейтронов, и имеют более высокую вероятность стать тепловыми. Эффективная доля запаздывающих нейтронов, полученная с учетом их ценности, мала (β_эфф ≈ 0,64 %), однако эти нейтроны оказывают существенное влияние на размножение нейтронов в ректоре.

Наличие в активной зоне ректора небольшого количества запаздывающих нейтронов увеличивает величину среднего времени жизни поколения нейтронов, по крайней мере, на три порядка (см. рис.1).

Рис. 1. Сопоставление среднего времени жизни поколения мгновенных и запаздывающих нейтронов.

Среднее время жизни поколения тепловых нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов составляет порядка 0,1 секунды. Благодаря этому управление ректором становится не только принципиально возможным, но и сравнительно простым и безопасным.

Скорость размножения нейтронов также характеризует период реактора – время, в течение которого мощность реактора увеличивается в e = 2,718 раз.

На практике чаще используется параметр - период удвоения мощности реактора, который представляет время, за которое нейтронная мощность изменяется в два раза.

При малых значениях реактивности величина периода реактора пропорциональна времени жизни поколения нейтронов l и обратно пропорциональна величине реактивности:

T ≈ l / ρ

2.Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.

Работа ядерного реактора связана с протеканием ряда нестационарных процессов, обусловленных делением ядерного топлива и накоплением продуктов деления.

Количество разделившегося горючего при работе на мощности N (МВт) в течение времени t (сутки), т. е. при энерговыработке Nt (Mвm · сутки), составляет

m_дел = 1,05Nt, г

Наряду с реакцией деления происходит радиационный захват нейтронов ураном ²³⁵U. Количество образовавшегося ²³⁶U вследствие радиационного захвата нейтронов в ²³⁵U при энерговыработке Nt (Mвm · сутки) составляет

m_зах = σ_c / σ_f m_дел = 1,05 α Nt, г

где α = σ_c / σ_f — параметр, зависящий от энергии нейтро­нов, взаимодействующих с горючим, и сорта делящегося изотопа (например, для ²³⁵U α = 0,17).

Следует подчеркнуть, что после поглощения нейтронов ядерным топливом часть из них обязательно испытывает реакцию радиоактивного захвата.

Наряду с продуктивными в плане размножения нейтронов реакциями деления неизбежно возникновение реакций радиоактивного захвата.

Количество выгоревшего (т. е. разделившегося и претерпевшего радиационный захват) горючего при работе реактора при энерговыработке Nt (МВт · сутки) равно:

m_выг = m_дел + m_зах = 1,05 (1 + α) Nt , г

Для реактора на тепловых нейтронах ядерным топливом ²³⁵U получим

m_выг = 1,23 Nt, г.

Шлакование реактора – это процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате тепловых нейтронов.

Шлаки, являясь продуктами реакции деления, накапливаются в твэлах, блокируя доступ нейтронов к делящимся компонентам топлива. Присутствие шлаков уменьшает коэффициент размножения в основном за счет снижения коэффициента использования тепловых нейтронов.

К категории шлаков относятся около 60 типов продуктов деления, которые являются стабильными или долгоживущими и в разной степени поглощают нейтроны. Накопление шлаков в основной период работы реактора изменяется практически по линейному закону в зависимости от энерговыработки Nt.

Максимальная потеря реактивности вследствие накопления шлаков на практике может достигать значений порядка 1,9 %.