Общие сведения. Состав ядерного топлива изменяется непрерывно - как во время работы реактора, так и после его остановки

Состав ядерного топлива изменяется непрерывно - как во время работы реактора, так и после его остановки. Наиболее интенсивное изменение состава топлива происходит при работе реактора, когда велика плотность потока нейтронов и соответственно велика скорость нейтронных реакций. При этом также значительный вклад вносится ядерными превращениями образующихся радиоактивных осколков деления. Изменение состава топлива после остановки реактора происходит главным образом в результате продолжающихся ядерных превращений накопившихся продуктов деления.

Изменения состава ядерного топлива сводятся в основном к процессам выгорания, воспроизводства, шлакования и отравления топлива. Под выгоранием ядерного топлива подразумевают процесс уменьшения концентрации первоначально загруженного в активную зону делящегося нуклида (в водо-водяных реакторах таким делящимся нуклидом обычно является ²³⁵U). Воспроизводством ядерного топлива называют сопровождающий выгорание процесс образования вторичных делящихся веществ (в водо-водяных реакторах основным таким веществом является ²³⁹Pu, образующийся в результате поглощения нейтронов ядрами ²³⁵U). Под шлакованием ядерного топлива понимают процесс накопления в топливе стабильных и долгоживущих нуклидов, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов, а под отравлением - процесс накопления в топливе короткоживущих нуклидов, также участвующих в непроизводительном захвате нейтронов. Наиболее сильными поглотителями нейтронов из числа накапливающихся в топливе водо-водяных реакторов являются отравляющее вещество ¹³⁵Хе() и шлак ¹⁴⁹Sm ()

Кинетику всех перечисленных процессов можно рассматривать с единой физической точки зрения, если представить скорость изменения концентрации N произвольного i -го нуклида в виде

.

Полагая, что блок-эффекты в топливной композиции незначительны и что все нуклиды могут образовываться и исчезать в результате только трех процессов: деления, радиационного захвата нейтронов и радиоактивного (b - распада, каждый из членов правой части уравнения можно определить следующим образом.

1. Скорость образования i -го нуклида в общем случае слагается из трех составляющих:

- скорости увеличения N_i в результате образования ядер i -го нуклида как непосредственного продукта деления ²³⁵U (будем считать, что это единственный делящийся нуклид) с удельным выходом ядер g_i на один акт деления: g_i N ₅ Ф;

- скорости увеличения концентрации i '-го нуклида, имеющего массовое число А и атомный номер (число протонов) Z, в результате радиационного захвата нейтронов ядрами (i‑ 1)-го нуклида-предшественника, имеющего массовое число А- 1 и атомный номер Z:

,

где (Е) - микроскопическое сечение радиационного захвата нейтронов с энергией Е ядрами (i‑ 1)-го нуклида;

- скорости увеличения N_i в результате радиоактивного b -распада i '-гo нуклида-предшественника, имеющего массовое число А и атомный

номер Z -1:

,

где - постоянная распада i '-гo нуклида.

2. Скорость выгорания i- го нуклида определяется скоростью нейтронных реакций деления* Ф и скоростью радиационного захвата:

.

3. Скорость радиоактивного распада i -го нуклида определяется произведением l_iN_i.

(7.1)

Полученная зависимость (7.1) пригодна для описания кинетики убыли и накопления любого из содержащихся в ядерном топливе нуклидов. Поэтому рассмотренный принцип составления кинетического уравнения будет использован в дальнейшем при описании процессов выгорания, воспроизводства, шлакования и отравления.

Практическая значимость данного материала заключается в том, что изменение состава ядерного топлива влияет на условия размножения нейтронов в активной зоне реактора, а значит, и на эффективный коэффициент размножения. Выгорание, шлакование и отравление ядерного топлива, как следует из их определений, отрицательно сказываются на размножающих свойствах среды, а воспроизводство топлива, наоборот, оказывает положительное влияние на условия размножения нейтронов. Последний эффект в водо-водяных реакторах значительно слабее первых трех, вследствие чего для обеспечения работы реактора в течение некоторого заданного времени, т. е. для удержания его в критическом состоянии, необходимо иметь возможность постепенно высвобождать реактивность, скомпенсированную вначале введением в активную зону поглотителей нейтронов. Если для компенсации всего запаса реактивности используются подвижные поглотители, то удержание реактора в критическом состоянии при выгорании, шлаковании и отравлении ядерного топлива достигается посредством постепенного извлечения из активной зоны органов компенсации реактивности. При этом уменьшается оперативный запас реактивности, представляющий собой реактивность, которая могла бы быть высвобождена при подъеме органов компенсации от пускового** до крайнего верхнего положения.

Зависимостьk _эф от состава топлива. Так как первопричиной изменения оперативного запаса реактивности является отклонение от единицы значения эффективного коэффициента размножения нейтронов при изменении состава ядерного топлива, проанализируем данную зависимость.

Из предыдущей главы известно, что условие критичности формулируется в виде равенства

(7.2)

Так как геометрический параметр В ² в процессе эксплуатации реактора остается постоянным, измерение состава топлива может влиять на величину k _эф только через k _¥ = hqef, возраст t и длину диффузии нейтронов L. Из перечисленных параметров коэффициенты e и f в водо-водяных реакторах, работающих в постоянном температурном режиме, практически не изменяются, так как концентрация ²³⁵U в течение всего периода эксплуатации этих реакторов уменьшается, незначительно. Точно так же можно считать неизменным возраст тепловых нейтронов. Последнее обстоятельство обусловлено тем, что рассеивающие свойства размножающей среды с изменением состава ядерного топлива практически не меняются. Таким образом, изменение состава топлива скажется на величине k _эф только через значения длины диффузии тепловых нейтронов L и произведение hq.

Наибольшее влияние на k _эф оказывает изменение q. Входящее в (7.2) произведение L ² В ² для водо-водяных реакторов намного меньше единицы, и сумма

(l+ L ² В ²) весьма слабо зависит от L ². Значение h образующейся в топливе смеси ²³⁵U и ²³⁹Рu мало отличается от значения h ₅ = 2,08 вследствие незначительной концентрации ²³⁹Рu, достигаемой в твэлах водо-водяных реакторов.

Для простоты ограничимся рассмотрением условно гомогенизированной активной зоны, считая, что в состав элементарной ячейки входят топливная композиция, замедлитель и конструкционный материал, причем топливная композиция состоит из ²³⁵U, ²³⁸U, ²³⁹Рu, ¹³⁵Хе и ¹⁴⁹Sm. Если для обозначения ядерно-физических характеристик компонентов ячейки использовать индексы «з» (замедлитель), «к» (конструкционный материал), 5 (²³⁵U), 8 (²³⁸U), 9 (²³⁹Рu), Хе (¹³⁵Хе) и Sm (¹⁴⁹Sm), то выражения для L ² и hq можно

______________________

* Так как вероятность деления нуклидов нейтронами высоких энергий пренебрежимо мала, обычно учитывают деление ядер только тепловыми нейтронами.

** Пусковым положением органов компенсации реактивности называют такое их положение в активной зоне, при котором достигается критичность реактора.

представить в виде

(7.3)

(7.4)

Из этих выражений и предыдущих рассуждении следует, что для определения изменений k_эф, а следовательно, и оперативного запаса реактивности в любой момент эксплуатации реактора необходимо знать, как изменяются во времени концентрации ²³⁵U, ²³⁹Рu, ¹³⁵Хе и ¹⁴⁹Sm