Глубина выгорания

Известно, что плотность потока нейтронов является функцией координат, вследствие чего скорость выгорания ядерного топлива неравномерна по объему активной зоны. Наиболее интенсивно выгорание идет в центральной части зоны, где плотность потока нейтронов максимальна. В процессе эксплуатации реактора координаты этой области изменяются вследствие перераспределения нейтронного поля при перемещении органов компенсации реактивности и накопления в ядерном топливе продуктов деления. В общем случае при произвольно изменяющейся во времени плотности потока нейтронов в рассматриваемой области активной зоны уравнение кинетики выгорания топлива (7.20) имеет решение

(7.27)

где N ₅ - концентрация ²³⁵U в рассматриваемой области после t _кчасов работы ядерного реактора. Показатель степени z экспоненты в (7.27) называют эффективным временем или степенью выгорания, так как произведение образовано сомножителями, каждый из которых определяет количественно выгорание ²³⁵U.

Однако чаще степени выгорания в эксплуатационной практике используется понятие глубины выгорания. В отличие от степени выгорания, характеризующей уменьшение концентрации делящегося нуклида в определенной области активной зоны, глубина выгорания является интегральной характеристикой, относящейся ко всей активной зоне в целом.

В настоящее время существует несколько способов определения глубины выгорания топлива в активной зоне реактора:

1) как отношение энерговыработки Q _к = W _p t (МВт×сут), полученной за время t (сут) работы реактора на мощности W _p (МВт), к полной начальной загрузке M _U (т) урана:

Z ₁ = Q _к/ M _U;

(7.28)

2) как отношение массы выгоревшего делящегося нуклида M (кг) к массе начально загруженного делящегося нуклида M (кг):

Z ₂ = (M

/ M

)×100;

(7.29)

3) как отношение массы выгоревшего делящегося нуклида M (кг) к полной начальной загрузке M _U (т) урана:

Z ₃ =

(7.30)

Чаще всего на практике глубину выгорания определяют из соотношения (7.24). При этом параметр Z ₁ во многих случаях получает другое толкование. Поскольку для получения энерговыработки Q _к = 1 МВт×сут необходимо подвергнуть делению примерно 1 г* ²³⁵U и при этом образуется примерно 1 г продуктов деления, значение Z ₁, полученное из (3.5.2.6), численно совпадает с отношением массы продуктов деления в граммах к полной начальной загрузке урана в тоннах. В тех случаях, когда параметру Z ₁ придается такое смысловое значение, глубина выгорания измеряется в килограммах продуктов деления на тонну начальной загрузки урана.

Поскольку образующиеся при работе реактора продукты деления и радиоактивного распада ‑ ¹³⁵Хе и ¹⁴⁹Sm ‑ так же как и уменьшение концентрации делящегося нуклида, снижают располагаемый запас реактивности, в инженерной практике применяется раздельный учет названных эффектов. Поэтому когда речь идет о потере реактивности на выгорание, имеется в виду только следствие снижения концентрации делящегося нуклида. Расчеты показывают, что потеря реактивности на выгорание топлива примерно пропорциональна энерговыработке реактора. Приближенные количественные оценки этих потерь в каждом конкретном случае можно получить с использованием выражений (7.2)-(7.4). Зависимость потери реактивности на выгорание от глубины выгорания имеет тот же характер, что и от энерговыработки реактора.

Вполне понятно, что из экономических и эксплуатационных соображений весьма желательно иметь как можно большую глубину выгорания ядерного топлива. При этом, однако, близко к полному выгоранию делящегося нуклида подойти нельзя, так как даже в конце кампании при исчерпании всего запаса реактивности остается критическая загрузка ядерного топлива, достаточная, кроме всего прочего, для компенсации отравления, шлакования, а также при необходимости - отрицательного температурного эффекта реактивности.

В настоящее время в водо-водяных реакторах достигнуты глубины выгорания Z ₂ = 49%. Дальнейшее увеличение глубины выгорания затруднено сложностью компенсации больших запасов реактивности. Кроме того, ограничивающим фактором является стойкость оболочек твэлов, особенно в областях, где достигается максимальная степень выгорания ядерного топлива, так как в этих областях наиболее сильно увеличивается внутреннее давление за счет накопления большого количества осколков деления. В сочетании с воздействием термоциклических нагрузок, а также радиационных и коррозионных повреждений повышенное внутреннее давление может привести к разгерметизации твэлов.

Для устранения локальных перенапряжений оболочек и, следовательно, для увеличения глубины выгорания топлива нужно уменьшать неравномерность нейтронного поля в активной зоне. Весьма эффективным средством для этого служит профилирование ядерного топлива и выгорающего поглотителя. Кроме того, существенного увеличения глубины выгорания можно достичь при использовании методов частичных перегрузок топлива.

Известны методы радиальных и аксиальных частичных перегрузок. В первом случае при переразрядке реактора заменяют новыми только периферийные технологические каналы, а в центральную зону, где плотность потока максимальна, загружают для дожигания каналы, отработавшие на периферии. При этом существенно уменьшается радиальная неравномерность энерговыделения. Такой метод используется при эксплуатации водо-водяных реакторов.

Метод аксиальных перегрузок в двух направлениях впервые был применен в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Сущность его заключается в том, что свежие твэлы вводятся, а отработавшие удаляются непрерывно в аксиальном направлении, причем элементы в соседних каналах движутся в противоположные стороны. Скорость аксиальных перемещений твэлов меняется в зависимости от радиального расположения каналов таким образом, чтобы все твэлы имели одинаковое выгорание после удаления их из реактора. Применение метода позволяет существенно уменьшить аксиальную неравномерность энерговыделения при неизменной радиальной неравномерности. Помимо выравнивания энерговыделения частичные перегрузки топлива имеют еще одно достоинство, заключающееся в улучшении баланса нейтронов, так как в этом случае значительно уменьшается доля нейтронов, непроизводительно поглощаемых органами компенсации реактивности при работе реактора.

* Следует иметь в виду, что при работе водо-водяного реактора на каждые 100 актов деления приходится () < 100» 7 актов радиационного захвата нейтронов ядрами ²³⁵U, а также что около 8% энергии деления уносится из активной зоны с нейтронами, g -квантами и нейтрино. В результате этого для получения энерговыработки Q _к = 1 МВт-сут фактически расходуется не 1 г, а примерно 1,25 г ²³⁵U.