10. Топливный цикл. Открытый и замкнутый топливные циклы хранение
11. Делящиеся и сырьевые нуклиды. Коэффициент воспроизводства топлива.
Делящийся нуклид - нуклид, способный претерпеть ядерное деление в результате взаимодействия с медленными нейтронами. Существуют три наиболее важных делящихся нуклида, представляющих интерес в ядерной энергетике. Один из них существует в природе (U-235), а два являются искусственными (U-233 и Pu-239).
Нуклид делимый (пороговый) - нуклид, который делится под действием нейтронов, но только в том случае, когда их энергия превышает определенный предел, или порог. К природным делимым нуклидам относятся U-238 и Th-232 (они также называются сырьевыми или воспроизводящими нуклидами).
Коэффициент воспроизводства топлива - отношение числа ядер образовавшегося топлива к числу ядер выгоревшего делящегося топлива. Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются расширенным воспроизводством вторичного ядерного топлива, т.е. в них накапливается ядерного топлива больше, чем расходуется.
Различают торий-урановый и уран-плутониевый топливные циклы. В первом сырьём является Th-232 и вторичным топливом – U-233. Во втором – U-238 и Pu-239 соответственно.
12. Реактивность. Связь реактивности с периодом. Уравнение обратных часов.
Протекание цепного ядерного процесса характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов в реакторе Keff. Реактивность - относительное отклонение Кeff от 1. ρ = (Кeff – 1)/Keff. В случае, если реактивность равна нулю, реактор находится в критическом состоянии, т.е. число нейтронов остаётся постоянным во времени. При положительной реактивности начинается разгон реактора – число нейтронов в каждом последующем поколении превышает число нейтронов в текущем.
Период реактора - время, в течение которого плотность потока нейтронов, а следовательно и плотность нейтронов возрастает в e раз.
T=[(1/n)·(dn/dt)]-1=l/δKэфф
Время жизни поколения нейтронов:
l = время деления + время замедления + время диффузии
определяющим является время диффузии ~0,001 сек.
Связь реактивности с периодом реактора определяется через формулу обратных часов:
ρ – реактивность
β – доля запаздывающих нейтронов
λ – одногрупповая постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов
T – период
13. Методы измерения реактивности. Обратное умножение, сброс стержней, импульсный метод.
Метод обратного умножения построен на соотношении:
Он позволяет экспериментально измерять как реактивность (или критичность) самого реактора, так и реактивность вносимых в него возмущений. На нём основано измерение любых изменений реактивности реактора. Фундаментальный вывод состоит в том, что изменение реактивности при переходе реактора из состояния"1" состояние "2", равно Δρ21=1/У1 – 1/У2=ОУ2-ОУ1 .
На этом методе основано, в частности, «взвешивание» (определение полной эффективности) стержней СУЗ, то есть определение изменения реактивности реактора при перемещении стержня от нижнего до верхнего положения (или наоборот). Этим же методом получают интегральную и дифференциальную градуировочную характеристику органа регулирования, измеряя вес частей стержня.
На методе обратного умножения основан метод безопасного достижения критического состояния при загрузке реактора.
Для абсолютного измерения реактивности, в частности, подойдут метод асимптотического периода (что дает связь реактивности в бета с периодом в сек), либо метод "сброса стержня".
Основные соотношения для метода сброса стержня могут быть получены из уравнения кинетики для критического реактора, в который «мгновенно» вводится отрицательная реактивность.
После введения отрицательной реактивности в течение нескольких времён жизни мгновенных нейтронов заканчивается переходный период и реактор выходит на новый уровень мощности, определяемы отношением (Bэф/Вэф-р). Не равная нулю плотность нейтронов в таком подкр реакторе поддерживается за счёт источников запаздывающих нейтронов, конц-я кот-х за время сброса стержня не успевает измениться и соответствует равновесной при уровне мощности W0. Такое квазистационарное состояние сохрся в теч. 10^-2 – 10^-1с, после чего начинает сказываться распад ядер-предшественников запаздывающих нейтронов и мощность реактора уменьшается.
W1-уровень мощн-и в квазистационарном состоянии.
Скачок мощности при мгновенном изменении реактивности связан с её значением соотношением:
Измерения реактивности импульсным методом осуществляется следующим образом. Подкритический реактор периодически возбуждается короткими нейтронными импульсами от внешнего источника, который размещают либо в а.з., либо в экране критической сборки или реактора. Измеряется зависимость от времени скорости счёта нейтронного детектора, расположенного внутри а.з. или вблизи неё.
