7. Физический пуск реактора. Набор критической массы. Кривая обратного умножения

Одной из самых ответственных и потенциально опасных процедур в эксплуатации любого реактора является его пуск. Процесс пуска принято разделять на физический пуск и энергетический. В процессе физического пуска обычно определяют наиболее важные нейтронно-физические характеристики реактора.

Физический пуск реактора – это достижение критического состояния в период загрузки штатных ТК и выполнение необходимых измерений для определения и уточнения основных характеристик а.з. и органов регулирования.

Методика пуска сводится к построению в процессе загрузки реактора зависимости обратного умножения (ОУ=1/У) от характеристики реактора, изменяющей параметр его критичности

ОУ = F(N); ОУ = (1 – Kэфф) = - ρ · K

В «нулевом» состоянии измеряется ток ионизационной камеры (ИК) - это I_0, соответственно У₀=1 и ОУ₀=1. Затем загружается порция ТВС (n ТВС) и замеряется ток ИК - это I_n или I_i. Вычисляется У и ОУ. Значения ОУ₀ и ОУ_n откладывают на графике зависимости ОУ от числа n ТВС. Через эти две точки проводят прямую и экстраполируют ее до пересечения с осью n ТВС. Это и есть первое экстраполированное значение критического состояния. Все данные (причем детально) по состоянию и положению стержней, температур, тока ИК, времени и т.п. заносят в журнал. Реальная форма кривой может иметь как вогнутый, так и выпуклый характер (что запрещено, так как экстраполяция занижает критическое состояние, что весьма опасно).

8. Отравление и шлакование. Основные параметры отравителей

Кампанией реактора называется расчётная продолжительность работы реактора на номинальном уровне мощности до исчерпания запаса реактивности из-за выгорания и зашлакованности топлива.

Накопление короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизвольном захвате нейтронов называется отравлением реактора (только на в р-рах на тепловых нейт-х). (Хе-135 и Sm-149). Их концентрация сравнительно быстро достигает равновесных значений. Отравление вносит существенные сложности в процесс управления реатором.

Накопление долгоживущих или стабильных нуклидов называют шлакованием (к ним относятся все остальные + U-236).

Ксенон образуется в реакторе в результате радиоактивного распада I-135, а также за счет непосредственного выхода при делении U-235. Накопление Хе-135 за счет радиоактивного распада I-135 идет по следующей схеме:

Xe+n –Xe136(шлак)

T, К	300	400	500	600	700	800
σ, 106 б	2,75	2,52	2,29	2,07	1,87	1,7

Сечение поглощения Хе-135 превышает сечение поглощения нейтронов в ядерном топливе более чем в 1000 раз.

;

Отравление Самарием идёт по следующей схеме:

Сечение поглощения 5*10^4 барн

Под шлакованием ядерного реактора понимают процесс накопления в топливе стабильных и долгоживущих нуклидов, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и потере реактивности. При работе реактора их концентрация монотонно возрастает, а после остановки не уменьшается.

Всего среди продуктов деления ²³⁵U тепловыми нейтронами насчитывается более 250 различных ядер, около четверти из которых являются шлаками. Потеря реактивности на шлакование определяется зависимостью:

_шл = -q_шл^нз = ( _iⁿ₌₁ _аⁱ/_a⁵ ) ^нз (5.6)

где: q_шл - количественный показатель шлакования (относительное вредное поглощение в шлаках);

^нз - коэффициент использования тепловых нейтронов в топливе без шлаков;

_аⁱ - макроскопическое сечение радиационного захвата тепловых нейтронов i-м шлаком;

n - число образующихся в топливе шлаков.

Таким образом, для вычисления потери реактивности на шлакование возникает необходимость определения количества ядер шлаков N_i в определенные моменты эксплуатации реактора. Каждый нуклид (i) может образовываться и выгорать в результате ядерных реакций.

Скорость образования i-го нуклида в общем случае слагается из трех составляющих:

- скорости увеличения N_i в результате образования ядер i-го нуклида, как непосредственного продукта деления ²³⁵U (будем считать, что это единственный делящийся нуклид) с удельным выходом р_i_f⁵N₅Ф;

- скорости увеличения концентрации i-го нуклида в результате радиационного захвата нейтронов ядрами (i-1)-го нуклида предшественника N_i-1^_с^i-1Ф;

- скорости увеличения N_i в результате радиоактивного -распада i-го нуклида-предшественника _iN_i, где _i - постоянная распада i-го нуклида.

Скорость выгорания i-го нуклида определяется скоростью нейтронных реакций деления (для тяжелых ядер с z>82) N_i_fⁱФ и скоростью радиационного захвата N_i^_c^iФ.

Скорость радиоактивного распада i-го нуклида определяется произведением _iN_i. Таким образом, скорость изменения числа ядер N произвольного i-го нуклида в общем случае приобретает вид:

dN_i/dt = р_i_f⁵N₅Ф + N_i-1^_с^i-1Ф + _iN_i - N_i_fⁱФ - N_i^_с^iФ - _iN_i (5.7а)

Из (5.7.) при принятии ряда упрощающих предположений можно получить крайние (максимальные) оценки количества шлаков N в данный момент времени как:

dN_i/dt = р_i_f⁵N₅Ф - N_i^_с^iФ

Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще). Можно выделить 2 особенности, характерные для отравления реактора каким-либо изотопом:

1. Очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов (оно на 3-5 порядков больше, чем для обычных шлаков);3*10⁶ барн для Xe и 4.04*10⁴ барн для Sm

быстрое достижение равновесной концентрации (для ¹³⁵Хе оно наступает через 30-40 ч, для ¹⁴⁹Sm через 8-10 сут.); Убыль концентрации ¹³⁵Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (с периодом (Т_1/2)_Xe=9,2 ч) и выгорания с образованием стабильного ¹³⁶Хе, сечение захвата которого составляет порядка 0,16 б. Sm-стабильный нуклид

2. увеличение отравления после остановки ядерного реактора (йодная яма и прометиевая смерть);