
- •Тимофеев а. Н. Физические основы эксплуатации ядерных реакторов Обнинск
- •Ядерная энергия
- •Единицы измерения в ядерной физике
- •Модель атома Бора
- •Типы взаимодействий и радиусы их действия
- •Способы получения трансурановых элементов
- •Радиоактивный распад и деление ядер
- •Электронный захват (к-захват)
- •Примерное распределение энергии при делении ядра u235
- •Ядерные реакции
- •Возможные источники ядерной энергии
- •Выбор делящегося вещества
- •Замедление нейтронов до тепловых скоростей
- •Конструкция активной зоны
- •Цепная ядерная реакция
- •Формула четырёх сомножителей
- •Управление цепной ядерной реакцией
- •Физические процессы в ядерном реакторе
- •Выгорание ядерного топлива
- •Воспроизводство ядерного топлива
- •Шлакование ядерного топлива
- •Стационарное отравление 54Xe135
- •54Xe135 (n, γ) 54Xe136 (шлак)
- •Йодная яма (нестационарное отравление 54Xe135)
- •Способы расчёта отравления реактора Xe135
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по графикам
- •Расчёт отравления реактора Xe135 по формуле
- •Стационарное отравление реактора Sm149
- •Расчёт стационарного отравления реактора Sm149
- •Нестационарное отравление реактора Sm149 (прометиевый провал)
- •Расчёт нестационарного отравления Sm149
- •Температурный эффект реактивности
- •Физические и теплотехнические характеристики ядерного реактора
- •Энерговыделение в активной зоне
- •1 МВт ≈ 3*1016делений u235 в секунду.
- •Температурный режим активной зоны
- •Статические характеристики реактора
- •Управление ядерным реактором
- •Подкритический реактор
- •Критический реактор
- •Надкритический реактор
- •Физические характеристики органов управления
- •Пуск реактора
- •Расчёт критического положения Характеристика методики расчёта критического положения
- •Методика расчёта критического положения и предельной высоты подъёма пкр
- •1. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от энерговыработки — .
- •2. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от отравления Xe —
- •3. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от стационарного отравления Sm —
- •4. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от нестационарного отравления Sm —
- •5. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от средней температуры теплоносителя —
- •6. Определение изменения запаса реактивности в зависимости от положения стержней ар —
- •7. Определение суммарного изменения запаса реактивности —
- •8. Определение предполагаемого критического положения —
- •9. Определение предельной высоты подъёма органов регулирования —
- •10. Документальное оформление, проверка и утверждение расчёта
- •Разогрев ядерного реактора
- •Работа на энергетическом уровне
- •Остановка ядерного реактора
- •Остаточное тепловыделение
- •Особенности ядерного реактора
- •Нфи и ттп ядерного реактора
- •Определение критической загрузки
- •Градуировка органов регулирования
- •Построение дифференциальной и интегральной характеристик кр
- •Определение тэр и отравления Xe
- •Уточнение характеристик в процессе кампании
- •Обеспечение ядерной безопасности и теплотехнической надёжности активной зоны (ябр и ттназ) Потенциальная опасность ядерной энергии
- •Чем обусловлена ядерная опасность ядерного реактора
- •Основные требования по ябр и ттназ
- •Обеспечение ябр и ттназ
- •Технические средства обеспечения ябр и ттназ
- •Организационные мероприятия по обеспечению ябр и ттназ
- •Основные требования и мероприятия по обеспечению ябр и ттназ на разных этапах эксплуатации яэу
- •Ответственность персонала за соблюдение ябр и ттназ
- •Водоподготовка
- •Источники коррозии
- •Ионно-обменные фильтры
- •Приложения
Воспроизводство ядерного топлива
Воспроизводство ядерного топлива — образование в ядерном реакторе при его работе вторичных делящихся нуклидов (Pu239, Pu241, U233).
Наряду с реакциями деления U235 нейтронами происходят и следующие реакции:
U238 (n, γ) Np239 (β-) Pu239
Pu240 (n, γ) Pu241
Th232 (n, γ) U233,
в результате которых вырабатывается вторичное ядерное топливо. Количество накапливающегося вторичного топлива зависит от конструкции активной зоны. В реакторах на быстрых нейтронах вторичное топливо может образовываться в количествах до 100 % от исходного количества ядер U235, в реакторах типа ВВЭР — 7 ÷ 10 %.
Вторичное топливо участвует в ядерных реакциях наряду с первичным, увеличивая его энергозапас. Таким образом, образование вторичного топлива частично компенсирует шлакование топлива.
Вторичное топливо можно также отделять и использовать в других целях.
Накопление Pu239 из Np239 идёт примерно одинаково с накоплением Sm149 из Pm149. Таким образом, процесс воспроизводства вторичного топлива частично компенсирует прометиевый провал.
Шлакование ядерного топлива
Шлакование — накопление осколков деления и продуктов их распада, поглощающих нейтроны и уменьшающих ρзап.
В ядерном реакторе в процессе кампании образуется около 200 нуклидов. Большинство их имеют разные небольшие или средние по величине сечения захвата нейтронов σа = 100÷1000 барн, что приводит к уменьшению ρзап при накоплении нуклидов за счёт уменьшения коэффициента использования тепловых нейтронов Θ (см. формулу четырёх сомножителей). Накопление нуклидов идёт с той же скоростью, что и распад U235, то есть пропорционально энерговыработке.
Уменьшение ρзап вследствие увеличения количества шлаков происходит только при работе реактора на мощности, а при стоянке реактора изменения ρзап от влияния шлаков практически не происходит, потому что не происходит изменения количества шлаков.
При стоянке реактора шлаки испытывают взаимопревращения, однако их суммарное сечение захвата при этом практически не меняется, потому что разные нуклиды имеют примерно равные сечения захвата.
Шлакование топлива компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.
Создание запаса реактивности на шлакование также компенсируется выгорающим поглотителем.
Процессы шлакования, образования вторичного топлива и выгорания — медленные, связанные с кампанией реактора. При эксплуатации разделить эти два процесса невозможно.
Среди шлаков выделяются два нуклида: Xe135 и Sm149. По сравнению с остальными шлаками эти нуклиды имеют огромное сечение захвата нейтронов, поэтому их влияние на работу реактора значительнее и называется отравлением реактора. Расчёт и компенсация отравления реактора Xe135 и Sm149 делается особым образом.
Количество шлаков по массе в точности равно количеству выгоревшего U235, что приводит к увеличению объёма ТВэл, росту давления в ТВС вследствие меньшей, чем у U235, плотности шлаков, и снижению надёжности активной зоны. Этот процесс называют разбуханием ТВэл.
Стационарное отравление 54Xe135
Шлак Xe135 имеет сечение захвата σа = 2.8 * 106 барн, что в тысячи раз больше средних значений сечений захвата шлаков, находящихся в диапазоне 100÷1000 барн. Поэтому Xe135 называют отравителем реактора, потому что он снижает ρзап реактора значительно сильнее остальных шлаков.
В работающем реакторе протекают три процесса с участием Xe135:
накопление 54Xe135 из 53I135 (с Т1/2 = 6.7 час) и из U235 — прямо пропорционально уровню мощности реактора;
распад 54Xe135 и превращение его в шлак 55Cs135 (Т1/2 = 9.2 час) — прямо пропорционально количеству накопленного 54Xe135;
расстрел 54Xe135 нейтронами с превращением в шлак 54Xe136.
Эти процессы можно проиллюстрировать следующими уравнениями:
U235 (n, γ) 52Te135 (β- c T1/2 = 1.4 мин) I135
U235 (n, γ) 54Xe135
54Xe135 (β- c T1/2 = 9.2 час) 55Cs135