Шлакование реактора

Шлакование связано с накоплением в активной зоне изотопов с малым сечением поглощения порядка 1…4 барн, т.к. сечение поглощения шлака значительно меньше, чем у отравителей, то они практически не выгорают и их концентрация при работе реактора возрастает и достигает максимального значения в конце компании реактора.

К шлакам относятся изотопы Gd, Eu и другие.

Воспроизводство ядерного горючего

При работе одновременно с выгоранием топлива образуются новые делящиеся изотопы, которых не было в свежезагруженном реакторе. Отношение числа или массы нового делящегося изотопа к исходному называют коэффициентом воспроизводства (если изотопы одинаковые) или коэффициентом конверсии ( если изотопы разные).

Предположим в реакторы загрузили М ₁тонн делящихся изотопов. После их сжигания образуется М ₂ = К_в · М₁ тонн нового делящегося изотопа.

Но в тепловых реакторах такой КВ может быть достигнут только теоретически, а в действительности он значительно меньше. В ВВЭР-1000 в центре активной зоны КВ = 0,5, поэтому реально в тепловых реакторах мы можем сжечь U-235 значительно меньше, чем 7%. Урановая энергетическая проблема за счёт ядерной энергетики не может быть решена с тепловыми реакторами, т.к. дешёвый уран будет быстро израсходован и АЭС станут неконкурентоспособными. Однако, проблема энергопроизводства может быть решена с помощью ядерной энергетики на быстрых нейтронах, в которых КВ теоретически может равняться 2, а практически К_в = 1,5…1,8, что объясняется лучшим балансом нейтронов:

Для того, чтобы протекали оба процесса и деление и воспроизводство необходимо выполнение условия:

А поэтому νf и имеют важное значение. С увеличением энергии нейтронов νf – возрастает, а - снижается, что улучшает баланс нейтронов и делает возможным расширенное воспроизводство до:

β β β

β β β

В этих циклах U-238 и Th-232 – сырьевые изотопы, а Pu-239 и U-233 – новые делящиеся изотопы. Наряду с КВ эффективность воспроизводства определяют с помощью такого понятия как время удвоения топлива Т₂:

Однако с ростом qт – энергетический спектр нейтронов следует смягчить, т.е. уменьшить энергию нейтронов, но в этом случае КВ станет меньше. В действующих реакторах на быстрых нейтронах КВ = 1,5, а время удвоения топлива Т₂ = 5-6 лет.

В настоящее время быстрые реакторы широко не применяются из-за технических проблем.

Кинетика реактора. Элементарное уравнение кинетики реактора

Предположим, что в активной зоне число нейтронов первого поколения - , второго - , тогда:

;

где , или .

Обозначим через l – время жизни одного поколения нейтронов, т.е. .

Разделим полученное равенство:

В результате интегрирования этого выражения получим:

- элементарное уравнение кинетики реактора.

С помощью этого уравнения можно определить концентрацию нейтронов в данный момент времени Т₂ , зная концентрацию в момент времени .

Время жизни поколения нейтронов складывается из времени жизни мгновенных нейтронов, т.е. промежутка времени, в течение которого нейтроны испускаются ядром

10 ^-14 с, времени замедления нейтронов 10 ^{- 4}….10 ^-5 с ( в зависимости от типа реактора); и времени диффузии нейтронов 10 ^{- 4}…10 ^-3 с.

Т.о. время жизни поколения нейтронов определяется временем их диффузии, т.е. временем наиболее продолжительного процесса.

Примем, что l = 10 ^-3 c и определим изменение концентрации нейтронов за 1 с при возмущении ΔК = 0,003:

Через 2 с:

С такой же скоростью будут меняться тепловыделения в реакторе, и если бы реактор бы работал на мгновенных нейтронах, т.е. нейтронах, которые испускаются ядрами при их делении, то с такой скоростью не смогла бы справиться ни одна система защиты, т.е. реактор разрушился бы раньше, чем эта система сработала.

Реакторы вполне регулируются, т.к. кроме мгновенных нейтронов испускаются другие нейтроны, которые называются запаздывающими, их доля невелика: для U-235 их доля составляет 0,64 %. Но они более ценные, чем мгновенные, т.к. они испускаются при значительно меньшей энергии, а поэтому они поглощаются паразитически значительно в меньшем количестве в процессе замедления. Основными источниками запаздывающих нейтронов являются изотопы йода и брома. С учётом запаздывающих нейтронов время жизни поколения нейтронов l = 10 ^-3 c , что делает возможным регулирование мощности реактора.