Вопрос 18.

• уменьшение реактивности в результате накопления короткоживущих продуктов деления называется отравлением ЯР;

• уменьшение реактивности в результате накопления долгоживущих осколков деления получило название шлакование реактора.

Среди большого числа ядер-отравителей большинство или имеет малый выход в реакции деления, или имеет сравнительно малые сечения поглощения тепловых нейтронов. Поэтому существенного влияния на кинетику реактора они не оказывают. Вместе с тем можно выделить один нуклид – продукт деления – который, имея большое сечение поглощения, обладает достаточно высоким выходом. Это . Его сечение поглощенияб. Им то и определяется в основном отравление ядерного реактора (иногда отравление называют ксеноновым отравлением).

Особое место занимает изотоп Sm. Он является стабильным и должен быть отнесен к шлакам. Однако вследствие большого сечения поглощения и высокой концентрации самарий–149 по характеру воздействия на реактивность приближается к¹³⁵Xe и может быть квалифицирован как отравитель. Поэтому обычно его рассматривают в контексте отравления ЯР.

Рассмотрим общие положения, характеризующие отравление ЯР.

Изотоп Xe образуется в реакторе, в основном, по следующей схеме:

Изотоп Sm образуется по цепочке:

Характеристики нуклидов вышеуказанных цепочек приведены в таблице.

Нуклид	wi, ядро/деление	T1/2, ч	, с–1	a, барн
135I	0,056	6,7	2,8710–5	0
135Xe	0,003	9,2	2,1110–5	2,75106
149Pm	0,013	47,0	3,8510–6	0
149Sm	0	—	—	5,92104

Влияние отравления на поведение ЯР определяется следующими составляющими:

1. равновесное, или стационарное, отравление Xe:

,

где N_0Xe – ядерная концентрация ксенона в начальный момент времени; ,₀–реактивность реактора с ксеноном и без ксенона, соответственно.

2. максимальное избыточное сверх равновесного отравление ксеноном после остановки реактора – йодная яма:

,

где – максимальная концентрация ксенона после его полной остановки с номинального уровня мощности.

3. стационарное отравление самарием:

.

4. максимальное избыточное отравление самарием после остановки – прометиевый провал реактивности:

.

5. уменьшение и увеличение реактивности после переходов реактора с одного уровня мощности на другой.

Уменьшение реактивности, , обусловленное поглощением нейтронов в сильных поглотителях, характеризуется величиной отравления – отношением количества поглощений в поглотителе к количеству поглощений в топливе:

.

Для поглотителей, находящихся непосредственно в топливе, V_топл=V_погл, _топл=_погл и, поэтому,

,

где N_погл и N_топл – концентрация поглотителя и топлива, ядер/см³.

Для реактора на тепловых нейтронах потеря реактивности за счет отравления:

,

где  – коэффициент использования тепловых нейтронов неотравленного реактора.

Вопрос 19.

Мгновенная критичность реактора - источник ядерной опасности. При выводе дифференциальных уравнений кинетики реактора с учётом запаздывающих нейтронов мы уже вскользь познакомились с понятием коэффициента размножения на мгновенных нейтронах

k_э^м = k_э(1 - b_э). (12.30)

Смысл этого понятия тот же, что и у эффективного коэффициента размножения, только применительно к одним мгновенным нейтронам: отношение количеств мгновенных нейтронов рассматриваемого и непосредственно предшествующего ему поколений.

Мгновенной критичностью реактора называют его состояние, в котором он критичен на одних мгновенных нейтронах.

Поэтому очевидным условием мгновенной критичности реактора является условие:

k_э^м = 1,

а мгновенной надкритичности - условие: k_э^м > 1. Общий же случай состояния реактора, когда он критичен или надкритичен на одних мгновенных нейтронах выразится предложением:

(12.31)

Подставляя в (12.31) выражение (12.30), имеем следующее:

k_э( 1 - b_э) і 1, или или

Но поскольку величина 1 - (1/k_э) = r (реактивность реактора), то условием возникновения мгновенной критичности или надкритичности в реакторе будет:

 і b_э(12.32)

Реактор ввергается в состояние мгновенной критичности тогда, когда ему сообщается положительная реактивность, большая или равная величине эффективной доли выхода запаздывающих нейтронов.

Для того, чтобы оценить, сколь невелика (в житейском, разумеется, смысле) та величина положительной реактивности, которая, грубо выражаясь, превращает ядерный реактор в подобие ядерной бомбы, вспомним, что:

• в реакторе с топливом на основе ²³⁵U b  0.0064;

• в реакторе с топливом на основе ²³⁹Pu b  0.0021;

• в реальных энергетических реакторах АЭС величина эффективной доли выхода запаздывающих нейтронов в произвольный момент кампании лежит в пределах от 0.0060 до 0.0045, причём в процессе кампании величина b_э снижается.

Понятие мгновенной критичности реактора является основой для понимания специфической для реакторных установок физической опасности - опасности возникновения неуправляемого разгона мощности реактора при сообщении ему больших положительных реактивностей, называемой ядерной опасностью.