Зависимость от времени отрицательной реактивности, обусловленной 149Sm, во время работы реактора, его остановки и последующего пуска.

Видно, что самаривая реактивность достигает равновесного значения через 20 суток после начала работы реактора. После остановки реактора происходит значительный рост реактивности – явление, подобное йодной яме, с тем отличием, что самаривая реактивность, в отличие от ксеноновой, приближается к равновесной через ~ 10 суток после остановки. Концентрации, а следовательно и реактивность, ¹⁴⁹Sm тем выше, чем больше поток нейтронов был в реакторе до его остановки. Однако абсолютное значение самаривой реактивности при остановке реактора значительно меньше глубины йодной ямы.

После повторного пуска реактора самарий-149 начинает выгорать и через ~ 5 суток выходит на равновесную концентрацию.

14. Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения.

При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди последних делящиеся ядра Pu²³⁹ и Pu²⁴¹.

Воспроизводство ядерного топлива – это процесс образования в ЯР вторичных делящихся нуклидов (²³⁹Pu или ²³³U) из ядер­ного сырья (²³⁸U или ²³²Th):

;

.

При делении одного тяжелого ядра образуется в среднем  нейтронов. Для разных делящихся нуклидов  меняется в интервале 2,4 – 3,1. Из  нейтронов для поддержания цепной реакции один нейтрон должен быть затрачен на деление следующего в цепочке ядра, а остальные нейтроны ( – 1) могут захватываться ядрами различных материалов или уходить из активной зоны. Часть из этих нейтронов поглотится ядрами ²³⁸U, что приведет к превращению последних в делящиеся тепловыми нейтронами ядра ²³⁹Pu, накопление которых будет компенсировать исчезновение ²³⁵U. Накопление вторичного топлива характеризуется коэффициентом воспроизводства, представляющим собой отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива N_вт к числу выгоревших ядер N_выг :

КВ = N_вт/N_выг.

Для реакторов ВВЭР КВ = 0,5 – 0,6.

В широко распространенных реакторах на тепловых нейтронах, т.е. реакторах с замедлителем в активной зоне, КВ не превышает 0,8. Это означает, что плутония в них образуется на 20 % меньше, чем сгорает первоначального топлива.

В реакторах на быстрых нейтронах, в активной зоне которых нет замедлителя, а в качестве топлива применен сильно обогащенный уран или плутоний, КВ может заметно превышать единицу. Превышение КВ над единицей означает, что в быстром реакторе может образовываться больше нового топлива, чем сгорает старого. Тем самым открываются возможности переработки ²³⁸U в ²³⁹Pu, что позволяет в сотню раз увеличить топливные ресурсы ядерной энергетики. Расширенное воспроизводство в быстрых реакторах объясняется снижением радиационного захвата и увеличением количества нейтронов, испускаемых при делении топлива быстрыми нейтронами.

Одна из наиболее универсальных технико-экономических ха­рактеристик быстрых ЯР – время удвоения Т₂ количества деля­щихся нуклидов, т. е. время, в течение которого в работающем ЯР накапливается количество вторичного топлива, достаточное для эксплуатации нового такого же ЯР:

,

где z₉ = Δm/m – относительное выгорание Pu²³⁹ за компанию топлива Т_а.з;

m – масса плутония, находящегося в одном реакторе;

Δm – масса плутония выгоревшего в одном реакторе за Т_а.з;

Т_а.з – время пребывания топлива в активной зоне;

Тп – время пребывания топлива во внешнем топливном цикле;

ε – доля топлива, потерянная при переработке;

φ – коэффициент использования установленной мощности.