Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
Поскольку
воспроизводимое топливо сразу же включается в общий цикл размножения, давая свой
вклад в деления и выработку энергии реактора, практику безусловно интересно знать,
какая часть общего количества энергии будет вырабатываться за счёт воспроизводимого
плутония, а это связано с тем, сколько ядер плутония получается при затрате одного
ядра основного топлива.
Мерой оценки относительной эффективности образования
воспроизводимого плутония служит величина коэффициента воспроизводства (R), определяемая
как отношение скоростей образования плутония и выгорания основного топлива (235U):
. (17.4.1)
Часто эту величину иначе называют
плутониевым коэффициентом (применительно к урановым тепловым реакторам). Таким
образом, плутониевый коэффициент и представляет собой среднее число ядер получаемого
плутония, приходящееся на одно выгоревшее ядро урана-235.
Аналитическое
выражение для величины плутониевого коэффициента несложно получить, подставляя
в (17.4.1) выражения для производных из (17.2.1)¸(17.2.5).
Без учёта воспроизводимого 241Pu (которого в тепловых реакторах получается пренебрежимо
мало) получается:
. (17.4.2)
Величина R оказывается максимальной в
начале кампании (так как в этот момент концентрация плутония N9 = 0):
. (17.4.3)
Следовательно, в процессе кампании величина коэффициента воспроизводства
падает, хотя это не означает, что при этом падает и величина концентрации
накапливаемого плутония-239: она растёт, но растёт всё более и более
замедляющимся темпом. И это понятно: чем больше энерговыработка реактора,
тем больше в нём накапливается плутония-239, и тем больше скорость его
выгорания, а это значит, что на каждое выгоревшее ядро 235U будет получаться
всё меньшее количество ядер 239Pu. На рис.17.1 это уменьшение производной
dN9/dt отчётливо различимо.
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВЫГОРАЮЩИХ
ПОГЛОТИТЕЛЕЙ Выгорающие поглотители - это поглотители с высоким
сечением захвата тепловых нейтронов, неподвижно размещаемые в активной
зоне и медленно уничтожаемые при работе реактора за счёт поглощения
ими нейтронов, из-за чего на их месте образуются продукты с существенно
меньшими сечениями поглощения, что приводит к уменьшению поглощающих
свойств активной зоны и высвобождению запаса реактивности.
ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА
КСЕНОНОМ Отравление реактора - это процесс накопления в нём короткоживущих
продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов
и тем самым снижающих запас реактивности реактора при их образовании
и, наоборот, высвобождающих его при их b-распаде.
Стационарное отравление
реактора ксеноном. Суть стационарного отравления реактора ксеноном.
В первоначальный момент работы на мощности реактор, как правило, разотравлен,
то есть концентрации йода и ксенона в его твэлах - нулевые. Но при работе
реактора концентрации того и другого начинают расти, и несложно представить
себе, до какого уровня они будут расти.
Время наступления стационарного
отравления реактора. Экспонента, какая бы сложная она ни была, -
кривая асимптотическая: она достигает своего установившегося (стационарного)
значения лишь по прошествии бесконечного по величине отрезка времени.
Факторы, определяющие
характеристики йодных ям. И глубина йодной ямы, и время наступления
её максимума для конкретного реактора определяются только уровнем стационарной
мощности, на котором реактор работал до останова.
Переотравления реактора
ксеноном после изменения уровня мощности В принципе, конечный результат
переотравления реактора ксеноном по прошествии достаточно длительного
времени после перехода реактора с одного стационарного уровня мощности
(Np1) на другой стационарный уровень мощности (Np2) мы с нашими знаниями
отравления уже способны предсказать.
Расчёт изменений потерь
реактивности за счёт переотравлений реактора
ОТРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА
САМАРИЕМ-149 Самарий-149 - сильный шлак первой группы. Его стандартное
микросечение радиационного захвата sаоSm = 40800 барн, а период полураспада
Т1/2Sm = 13.84 года, то есть практически он стабилен. Почему же в таком
случае он фигурирует в разговоре об отравлении, а не о шлаковании реактора?
Нестационарное переотравление
реактора самарием после останова («прометиевый провал») Тот факт,
что при работе реактора в нём накапливается прометий-149, а самарий
получается, главным образом, в результате его b-распада, позволяет предсказать,
что после останова реактора количество самария в нём должно увеличиваться
за счёт b-распада накопленного при работе прометия. А это значит, что
отравление реактора самарием после останова реактора должно усиливаться.
Переотравление самарием
после пуска длительно стоявшего реактора Попробуем проверить свой
уровень понимания самариевого отравления реактора и ответить на вопрос:
что будет происходить с величиной отравления реактора самарием, если
после длительной (более 15 суток) стоянки реактор пускается вновь и
работает на постоянном уровне мощности?
Формулы (17.4.2) и (17.4.3) дают возможность проанализировать,
чем определяется величина плутониевого коэффициента:
а) Обогащение топлива.
Чем выше обогащение ядерного топлива, тем выше концентрация 235U, тем ниже величина
плутониевого коэффициента. Это объясняется тем, что с ростом обогащения уменьшается
величина ядерной концентрации 238U, из которого получается плутоний.
б)
Вероятность избежания резонансного захвата. Чем выше j, тем ниже величина вероятности резонансного
захвата (1 - j), что опять-таки связано
с наличием в активной зоне реактора большего количества резонансного захватчика
– 238U. И тем больше плутония-239 получается за счёт поглощения ядрами 238U резонансных
нейтронов.
в) Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Чем выше e, тем выше величина R. Причина – та же, что
и в случае (б): величина e определяется,
главным образом, наличием в активной зоне большего количества 238U, являющегося
«сырьём» для размножения на быстрых нейтронах.
г) Константа h5.
Если вспомнить, что величина этой константы в тепловых реакторах изменяется в
довольно узких пределах, можно сказать, что возможности увеличения коэффициента
R через посредство константы h крайне
ограничены (как, впрочем, и через посредство e).
Обе эти величины могут быть существенно увеличены только в реакторах с промежуточным
и быстрым энергетическим спектром.
Такие возможности реализуются в реакторах-размножителях
(бридерах), где величина коэффициента воспроизводства достигает 1.3 ¸ 1.4. Усовершенствование таких реакторов
и практическое доведение величины коэффициента воспроизводства до значений 1.8
¸ 2.0 позволит решить многие проблемы
ядерной энергетики, переориентировав последнюю на использование быстрых энергетических
реакторов, в которых просматривается возможность почти полного использования урана-238
на основе использования получаемого плутония в топливном цикле. Тем самым, энергетика
перестанет испытывать зависимость от урана-235, природные запасы которого довольно
ограничены, а получит возможность пользоваться получаемым из урана-238 плутонием
(запасы которого в десятки раз больше, чем урана-235).