Зависимость от времени отрицательной реактивности, обусловленной 149Sm, во время работы реактора, его остановки и последующего пуска.

Видно, что самаривая реактивность достигает равновесного значения через 20 суток после начала работы реактора. После остановки реактора происходит значительный рост реактивности – явление, подобное йодной яме, с тем отличием, что самаривая реактивность, в отличие от ксеноновой, приближается к равновесной через ~ 10 суток после остановки. Концентрации, а следовательно и реактивность, ¹⁴⁹Sm тем выше, чем больше поток нейтронов был в реакторе до его остановки. Однако абсолютное значение самаривой реактивности при остановке реактора значительно меньше глубины йодной ямы.

После повторного пуска реактора самарий-149 начинает выгорать и через ~ 5 суток выходит на равновесную концентрацию.

14. Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения.

При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди последних делящиеся ядра Pu²³⁹ и Pu²⁴¹.

Воспроизводство ядерного топлива – это процесс образования в ЯР вторичных делящихся нуклидов (²³⁹Pu или ²³³U) из ядер­ного сырья (²³⁸U или ²³²Th):

;

.

При делении одного тяжелого ядра образуется в среднем n нейтронов. Для разных делящихся нуклидов n меняется в интервале 2,4 – 3,1. Из n нейтронов для поддержания цепной реакции один нейтрон должен быть затрачен на деление следующего в цепочке ядра, а остальные нейтроны (n – 1) могут захватываться ядрами различных материалов или уходить из активной зоны. Часть из этих нейтронов поглотится ядрами ²³⁸U, что приведет к превращению последних в делящиеся тепловыми нейтронами ядра ²³⁹Pu, накопление которых будет компенсировать исчезновение ²³⁵U. Накопление вторичного топлива характеризуется коэффициентом воспроизводства, представляющим собой отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива N_вт к числу выгоревших ядер N_выг:

КВ = N_вт/N_выг.

Для реакторов ВВЭР КВ = 0,5 – 0,6.

В широко распространенных реакторах на тепловых нейтронах, т.е. реакторах с замедлителем в активной зоне, КВ не превышает 0,8. Это означает, что плутония в них образуется на 20 % меньше, чем сгорает первоначального топлива.

В реакторах на быстрых нейтронах, в активной зоне которых нет замедлителя, а в качестве топлива применен сильно обогащенный уран или плутоний, КВ может заметно превышать единицу. Превышение КВ над единицей означает, что в быстром реакторе может образовываться больше нового топлива, чем сгорает старого. Тем самым открываются возможности переработки ²³⁸U в ²³⁹Pu, что позволяет в сотню раз увеличить топливные ресурсы ядерной энергетики. Расширенное воспроизводство в быстрых реакторах объясняется снижением радиационного захвата и увеличением количества нейтронов, испускаемых при делении топлива быстрыми нейтронами.

Одна из наиболее универсальных технико-экономических ха­рактеристик быстрых ЯР – время удвоения Т₂ количества деля­щихся нуклидов, т. е. время, в течение которого в работающем ЯР накапливается количество вторичного топлива, достаточное для эксплуатации нового такого же ЯР:

,

где z₉ = Δm/m – относительное выгорание Pu²³⁹ за компанию топлива Т_а.з;

m – масса плутония, находящегося в одном реакторе;

Δm – масса плутония выгоревшего в одном реакторе за Т_а.з;

Т_а.з – время пребывания топлива в активной зоне;

Тп – время пребывания топлива во внешнем топливном цикле;

ε – доля топлива, потерянная при переработке;

φ – коэффициент использования установленной мощности.

15. Требования к конструкции активной зоны и ее характеристики.

Активная зона должна быть спроектирована так, чтобы не допустить возможного непредусмотренного перемещения её составляющих, приводящего к увеличению реактивности.

Активная зона должна обеспечивать эффективное использование ядерного топлива – высокие размножающие и воспроизводящие свойства. Это достигается применением отражателя для уменьшения утечки нейтронов и специально подобранной геометрической формой активной зоны, а так же точным расчётом применяемой для формирования активной зоны гетерогенной структуры. Также должны быть малы коэффициенты неравномерности энерговыделения, обеспечена качественная гидродинамика (отсутствие сильных завихрений теплоносителя, его подкипание, опрокидывание циркуляции, сильная разверка расходов и т.п.)

Активная зона должна обладать хорошими эксплуатационными характеристиками (минимальны процессы отравления Xe и Sm, коэффициенты реактивности в необходимых для безопасности и удобства управления пределах).

Активная зона должна быть спроектирована так, чтобы отрицательные последствия при авариях были минимальны (исключение образования локальных критических масс при плавлении, пассивная безопасность).

Кроме того, активная зона должна обеспечивать удобство перегрузки топлива и обслуживания оборудования (в т.ч. и по радиационному критерию – нежелательно применение сильно активируемых материалов).

Основной составляющей гетерогенной среды является ТВЭЛ. Он определяет её надежность размеры и стоимость. В современных реакторах используют стержневые твэлы с топливом заключенным в оболочку из стали или циркониевого сплава. Они для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), устанавливаемые в активную зону. Более 90% всей энергии деления ядер выделяется внутри ТВЭЛА и отводится теплоносителем. Большие тепловые потоки и значение энергонапряженности топлива требуют исключительно высокой стойкости ТВЭЛа.

К ТВЭЛам предъявляются высокие требования:

1. Простота конструкции

2. Механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя (обеспечение герметичности оболочки)

3. Малое поглощение нейтронов конструкционными материалами твэла.

4. Отсутствие взаимодействия ядерного топлива с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах.

5. Геометрическая форма должна обеспечивать требуемое соотношение S поверхности и объема и максимальной интенсивности отвода тепла теплоносителем от всей поверхности твэла, большую глубину выгорания и высокую степень удержания продуктов деления.

6. Должны обладать радиационной стойкостью, иметь размеры и конструкцию обеспечивающую возможность быстрого проведения перегрузочных операций, обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива. Низкой стоимостью.

16. Топливные материалы. Требования, предъявляемые к топливным материалам.