Отравление и шлакование реактора
Обновлено: 23.04.2024
Выйти из прометиевого провала можно только после очередного пуска реактора за счет выжигания ядер самария потоком нейтронов.
Максимальное значение отравления в прометиевом провале зависит от мощности реактора до останова и может достигать 0,5 % (см. рис. 6).
Рис.6. Зависимость максимальной глубины прометиевого провала от мощности до остановки реактора.
Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
В течение всей кампании реактор постоянно находится в критическом состоянии, работая на некотором уровне мощности. В начале кампании имеется наибольшая избыточная реактивность, которая компенсируется средствами и органами регулирования.
Общий запас реактивности реактора – это величина положительной реактивности, которая создается за счет загрузки в активную зону сверхкритического количества топлива.
Величина запаса реактивности изменяется в процессе работы реактора вследствие следующих процессов:
- Выгорание ядерного топлива – уменьшение количества делящихся материалов приводит к снижению запаса реактивности;
- Шлакование реактора – накопление стабильных и долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, снижает запас реактивности;
- Воспроизводство ядерного топлива – образование вторичного ядерного топлива, участвующего в размножении нейтронов, повышает запас реактивности;
- Отравление реактора – наработка короткоживущих продуктов деления, поглощающих тепловые нейтроны, понижает запас реактивности при их накоплении и повышает его при их распаде.
Для компенсации запаса реактивности используют органы регулирования СУЗ, борное регулирование – изменение концентрации борной кислоты в первом контуре и выгорающие поглотители, размещаемые в ТВС.
Регулирование ЯЭУ.
Органы регулирования СУЗ представляют собой группы стержней, выполненных из поглощающего материала, которые при аварийных ситуациях вводятся (падают) в активную зону и за счет интенсивного поглощения нейтронов обеспечивают прекращение цепной реакции деления. Органы СУЗ могут также использоваться для управления мощностью реактора.
При управлении реактором для изменения его мощности вводится положительная или отрицательная реактивность. В результате этого реактор выводится из критического состояния, и количество нейтронов (нейтронный поток) в активной зоне начинает изменяться.
Скорость изменения нейтронной мощности реактора определяется периодом реактора. При достижении требуемого уровня мощности реактор переводится снова в критическое состояние (см. рис.7). На этапах а и б вводится положительная реактивность за счет выведения органов СУЗ из активной зоны реактора, на этапах в и г – отрицательная при введении СУЗ в активную зону.
Введение положительной реактивности ограничено величиной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Если реактору сообщить положительную реактивность ρ = βэфф, то возникает мгновенная критичность реактора, при этом реактор может быть критичен и без запаздывающих нейтронов, т.е. только за счет мгновенных нейтронов. Это приводит к неуправляемому увеличению мощности реактора.
Допустимая положительная реактивность всегда ρ βэфф.
В отечественной практике величину вводимой реактивности измеряют в долях от эффективной доли запаздывающих нейтронов, например,
В международной практике используют единицы доллар и цент, например
ρ = 0,1$ = 10 с.
Рис. 7. Управление мощностью реактора.
Наряду с органами СУЗ для управления ректором ВВЭР используют борное регулирование, которое состоит во введении в теплоноситель первого контура поглотителя нейтронов, которым является бор в составе борной кислоты.
Борное регулирование характеризуется высокой инертностью и обеспечивает по мере выгорания ядерного топлива плавное высвобождение запаса реактивности за счет снижения концентрации борной кислоты в первом контуре. Однако введение борного раствора для подавления реакции деления осуществляется и в аварийных ситуациях при работе аварийных систем безопасности реактора.
Преимущество борного регулирования состоит в том, что при любых предусмотренных изменениях концентрации борной кислоты в первом контуре реакторной установки профиль потока нейтронов в активной зоне не изменяется.
При частичном введении органов СУЗ ввиду их высокой поглощающей способности происходит существенное изменение профиля потока нейтронов и тепловыделения в активной зоне.
Выгорающие поглотители.
Выгорающие поглотители – это поглотители с высоким сечением захвата тепловых нейтронов, стационарно размещенные в активной зоне и медленно выгорающие в процессе работы ректора, что приводит к высвобождению запаса реактивности.
В реакторах ВВЭР используют два вида выгорающих поглотителей (ВП) – борный и гадолиниевый.
Борный ВП изготавливается из карбида бора B4C с обогащением по изотопу бора 10 B 19 % и 75 % (σa = 750 барн и 4010 барн). Материалом гадолиниевых ВП является триоксид гадолиния Gd2O3 (σa = 46.600 барн).
При изготовлении ВП перечисленные материалы разбавляют оксидом бериллия BeO, который является хорошим замедлителем, для получения необходимой скорости выгорания поглотителя.
Применение ВП позволяет повысить начальный запас реактивности, например, за счет повышения обогащения топлива, что позволяет повысить энерговыработку загруженного топлива. При этом не требуется повышения эффективности органов регулирования, так как оперативный запас реактивности не увеличивается.
В процессе работы реактора в результате деления ядерного топлива образуется много новых нуклидов – осколков деления и продуктов их радиоактивного распада. Некоторые из продуктов деления обладают большими значениями сечения захвата нейтронов.
Скорость накопления таких вредных поглотителей зависит от интенсивности процесса деления (фактически, от мощности реактора), а их убыль определяется скоростью их радиоактивного распада и поглощением ими нейтронов, приводящих к реакции радиационного захвата и образованию новых нуклидов.
Поглощение нейтронов короткоживущими нуклидами называется отравлением ядерного реактора, так как при остановке реактора канал накопления таких нуклидов исчезает, через некоторое время практически все они распадаются и перестают влиять на реактивность. Поглощение нейтронов долгоживущими и стабильными нуклидами называется шлакованием ядерного реактора.
Отравление 135 Xe
135 Xe имеет исключительно большое сечение захвата тепловых нейтронов, достигающее в тепловой точке ( E = 0,025 эВ) нескольких миллионов барн.
Влияние отравления 135 Xe на реактивность велико в тепловых реакторах и резко снижается при перемещении спектра нейтронов в область резонансных энергий. Для реакторов на промежуточных нейтронах эффект отравления 135 Xe уже несущественен, а у быстрых реакторов отсутствует вовсе.
Стационарное отравление имеет место в случае, когда ядерные концентрации 135 J и 135 Xe достигают своих равновесных значений и перестают изменяться.
Зависимости равновесных концентраций 135 J и 135 Xe от
В реальных больших тепловых энергетических реакторах величина реактивности, вносимая равновесной концентрацией ксенона, не превышает 2,5-3%. Такая величина реактивности не является критической для работы реактора и компенсируется органами регулирования реактора.
Накопление ксенона при снижении мощности приводит к появлению дополнительной отрицательной реактивности, а при повышении мощности, наоборот, снижение концентрации ксенона влечет за собой повышение коэффициента размножения. Таким образом, ксеноновое отравление реактора ведет себя как положительная обратная связь.
Эффект шлакования
Принципиальное отличие этот эффекта состоит в том, что нуклиды-шлаки являются стабильными и снижение реактивности за счет шлаков сохраняется во времени.
Основным изотопом, вызывающим шлакование ядерного реактора, является 149 Sm . Это нуклид имеет сечение поглощения тепловых нейтронов порядка 50000 барн.
Наибольшую практическую значимость для учета шлакования при эксплуатации реакторов представляет процесс остановки реактора, работающего на мощности в течение достаточно долгого промежутка времени для установления равновесных концентраций 149 Pm и 149 Sm. В итоге, при потоке нейтронов порядка 10 14 нейтр/см 2 с концентрация самария, накопившегося после остановки реактора станет превышать равновесную на момент работы на мощности более, чем в два раза. При этом соответственно также более, чем в два раза возрастет отрицательная реактивность, вносимая самарием, и составит порядка 1%. При этом следует учесть, что самарий в отличие от ксенона не распадется и вносимую им отрицательную реактивность придется компенсировать органами регулирования реактора.
4. Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.
5. Отравление ядерного реактора. Отравление ксеноном.
6. Стационарное отравление реактора ксеноном.
7. Йодная яма. Время вынужденной стоянки реактора.
8. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.
9. Прометиевый провал.
10. Запас реактивности. Оперативный запас реактивности.
11. Регулирование ЯЭУ.
12. Выгорающие поглотители.
13. Остаточные тепловыделения в ядерном топливе.
Перечень сокращений
ЯЭУ - ядерная энергетическая установка
ППР - плановый предупредительный ремонт
ТВС - тепловыделяющая сборка
ВВЭР - водо-водяной энергетически реактор
СУЗ - система управления и защиты
ВП - выгорающий поглотитель
Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
В процессе деления урана образуются нейтроны, называемые мгновенными, которые испускаются возбужденными осколками деления в течение не более 10 -13 секунды, т. е. практически одновременно с образованием осколков.
Кроме того, около 60-ти видов осколков деления, испытав β–распад, испускают нейтроны, но поскольку это происходит значительно позже появления мгновенных нейтронов, такие нейтроны называют запаздывающими нейтронами.
Средняя суммарная доля выхода запаздывающих нейтронов – β характеризует среднее число запаздывающих нейтронов из общего числа нейтронов, образующихся при делении. Ценность запаздывающих нейтронов выше, так как они рождаются со средней энергией 0,49 МэВ, меньшей, чем у мгновенных нейтронов, и имеют более высокую вероятность стать тепловыми. Эффективная доля запаздывающих нейтронов, полученная с учетом их ценности, мала (βэфф ≈ 0,64 %), однако эти нейтроны оказывают существенное влияние на размножение нейтронов в ректоре.
Наличие в активной зоне ректора небольшого количества запаздывающих нейтронов увеличивает величину среднего времени жизни поколения нейтронов, по крайней мере, на три порядка (см. рис.1).
Рис. 1. Сопоставление среднего времени жизни поколения мгновенных и запаздывающих нейтронов.
Среднее время жизни поколения тепловых нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов составляет порядка 0,1 секунды. Благодаря этому управление ректором становится не только принципиально возможным, но и сравнительно простым и безопасным.
Скорость размножения нейтронов также характеризует период реактора – время, в течение которого мощность реактора увеличивается в e = 2,718 раз.
На практике чаще используется параметр - период удвоения мощности реактора, который представляет время, за которое нейтронная мощность изменяется в два раза.
При малых значениях реактивности величина периода реактора пропорциональна времени жизни поколения нейтронов l и обратно пропорциональна величине реактивности:
T ≈ l / ρ
Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.
Работа ядерного реактора связана с протеканием ряда нестационарных процессов, обусловленных делением ядерного топлива и накоплением продуктов деления.
Количество разделившегося горючего при работе на мощности N (МВт) в течение времени t (сутки), т. е. при энерговыработке Nt (Mвm · сутки), составляет
mдел = 1,05Nt, г
Наряду с реакцией деления происходит радиационный захват нейтронов ураном 235 U. Количество образовавшегося 236 U вследствие радиационного захвата нейтронов в 235 U при энерговыработке Nt (Mвm · сутки) составляет
где α = σc / σf — параметр, зависящий от энергии нейтронов, взаимодействующих с горючим, и сорта делящегося изотопа (например, для 235 U α = 0,17).
Следует подчеркнуть, что после поглощения нейтронов ядерным топливом часть из них обязательно испытывает реакцию радиоактивного захвата.
Наряду с продуктивными в плане размножения нейтронов реакциями деления неизбежно возникновение реакций радиоактивного захвата.
Количество выгоревшего (т. е. разделившегося и претерпевшего радиационный захват) горючего при работе реактора при энерговыработке Nt (МВт · сутки) равно:
Для реактора на тепловых нейтронах ядерным топливом 235 U получим
mвыг = 1,23 Nt, г.
Шлакование реактора – это процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате тепловых нейтронов.
Шлаки, являясь продуктами реакции деления, накапливаются в твэлах, блокируя доступ нейтронов к делящимся компонентам топлива. Присутствие шлаков уменьшает коэффициент размножения в основном за счет снижения коэффициента использования тепловых нейтронов.
К категории шлаков относятся около 60 типов продуктов деления, которые являются стабильными или долгоживущими и в разной степени поглощают нейтроны. Накопление шлаков в основной период работы реактора изменяется практически по линейному закону в зависимости от энерговыработки Nt.
Максимальная потеря реактивности вследствие накопления шлаков на практике может достигать значений порядка 1,9 %.
Прометиевый провал.
При останове реактора концентрация ядер 149 Sm увеличивается и стремится к насыщению, равному сумме числа ядер 149 Sm и 149 Pm до останова. Уменьшение запаса реактивности при накоплении самария после останова реактора – прометиевый провал – пропорционально уровню мощности до остановки реактора, который определяет соответствующую установившуюся концентрацию прометия.
Регулирование ЯЭУ.
Органы регулирования СУЗ представляют собой группы стержней, выполненных из поглощающего материала, которые при аварийных ситуациях вводятся (падают) в активную зону и за счет интенсивного поглощения нейтронов обеспечивают прекращение цепной реакции деления. Органы СУЗ могут также использоваться для управления мощностью реактора.
При управлении реактором для изменения его мощности вводится положительная или отрицательная реактивность. В результате этого реактор выводится из критического состояния, и количество нейтронов (нейтронный поток) в активной зоне начинает изменяться.
Скорость изменения нейтронной мощности реактора определяется периодом реактора. При достижении требуемого уровня мощности реактор переводится снова в критическое состояние (см. рис.7). На этапах а и б вводится положительная реактивность за счет выведения органов СУЗ из активной зоны реактора, на этапах в и г – отрицательная при введении СУЗ в активную зону.
Введение положительной реактивности ограничено величиной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Если реактору сообщить положительную реактивность ρ = βэфф, то возникает мгновенная критичность реактора, при этом реактор может быть критичен и без запаздывающих нейтронов, т.е. только за счет мгновенных нейтронов. Это приводит к неуправляемому увеличению мощности реактора.
Допустимая положительная реактивность всегда ρ βэфф.
В отечественной практике величину вводимой реактивности измеряют в долях от эффективной доли запаздывающих нейтронов, например,
В международной практике используют единицы доллар и цент, например
ρ = 0,1$ = 10 с.
Рис. 7. Управление мощностью реактора.
Наряду с органами СУЗ для управления ректором ВВЭР используют борное регулирование, которое состоит во введении в теплоноситель первого контура поглотителя нейтронов, которым является бор в составе борной кислоты.
Борное регулирование характеризуется высокой инертностью и обеспечивает по мере выгорания ядерного топлива плавное высвобождение запаса реактивности за счет снижения концентрации борной кислоты в первом контуре. Однако введение борного раствора для подавления реакции деления осуществляется и в аварийных ситуациях при работе аварийных систем безопасности реактора.
Преимущество борного регулирования состоит в том, что при любых предусмотренных изменениях концентрации борной кислоты в первом контуре реакторной установки профиль потока нейтронов в активной зоне не изменяется.
При частичном введении органов СУЗ ввиду их высокой поглощающей способности происходит существенное изменение профиля потока нейтронов и тепловыделения в активной зоне.
Выгорающие поглотители.
Выгорающие поглотители – это поглотители с высоким сечением захвата тепловых нейтронов, стационарно размещенные в активной зоне и медленно выгорающие в процессе работы ректора, что приводит к высвобождению запаса реактивности.
В реакторах ВВЭР используют два вида выгорающих поглотителей (ВП) – борный и гадолиниевый.
Борный ВП изготавливается из карбида бора B4C с обогащением по изотопу бора 10 B 19 % и 75 % (σa = 750 барн и 4010 барн). Материалом гадолиниевых ВП является триоксид гадолиния Gd2O3 (σa = 46.600 барн).
При изготовлении ВП перечисленные материалы разбавляют оксидом бериллия BeO, который является хорошим замедлителем, для получения необходимой скорости выгорания поглотителя.
Применение ВП позволяет повысить начальный запас реактивности, например, за счет повышения обогащения топлива, что позволяет повысить энерговыработку загруженного топлива. При этом не требуется повышения эффективности органов регулирования, так как оперативный запас реактивности не увеличивается.
Нестационарные процессы отравления оказывают существенное влияние на маневренность реактора. Наибольшее значение процессы отравления имеют при значительных изменениях мощности реактора, например, при вынужденной остановке. При этом нейтронный поток снижается до пренебрежимо малых значений, и практически прекращается наработка и выжигание продуктов деления.
Изменение концентрации отравителей определяется лишь законами радиоактивного распада наработанных до останова продуктов деления. Постоянные распада йода и ксенона – λJ = 2,8·10 -5 , с -1 λXe = 2,1·10 -5 , с -1 .
Поскольку скорость радиоактивного распада йода при любом уровне мощности реактора выше скорости радиоактивного распада йода после останова реактора отмечается временное повышение отравления реактора ксеноном, которое называется йодной ямой. Сразу после останова отравление начинает увеличиваться, со временем достигает максимального значения, а затем постепенно происходит полное разотравление реактора.
Йодная яма характеризуется двумя параметрами: глубиной – максимальное увеличение отравления и временем наступления максимума (см. рис.3).
Время наступления максимума отравления в йодной яме и ее глубина увеличиваются пропорционально обогащению топлива и уровню мощности реактора перед остановом.Это обусловлено тем, что большое количество накопленного до останова йода требует больше времени для его распада и приводит к более глубокому отравлению.
Рис.3. Переходные процессы отравления ксеноном в йодной яме.
Время, в течение которого величина нестационарного отравления реактора ксеноном превышает имеющийся запас реактивности, и реактор не может быть выведен из подкритического состояния tв.ст., называют временем вынужденной стоянки.
Полное разотравление реактора по ксенону наступает за трое суток стоянки реактора.
Для оценки глубины и максимума йодной ямы могут быть использованы номограммы (см. рис 4) . Максимальная потеря реактивности из-за йодной ямы составляет до 5%.
Рис. 4 Параметры йодных ям при снижении мощности реактора
Отравление самарием. Стационарное отравление самарием.
При определении отравления и шлакования реактора обычно отдельно рассматривают накопление нуклида самария 149 Sm, имеющего значительное сечение поглощения тепловых нейтронов (σa Sm ~40 000 барн).
Самарий образуется в результате последовательного β-распада осколка деления неодима 149 Nd, вероятность выхода которого как продукта деления 235 U составляет 1,1 %.
149 Nd 149 Pm 149 Sm
Хотя 149 Sm устойчив и по принятой терминологии должен быть отнесен к шлакам, он обладает большим сечением поглощения и оказывает влияние, сопоставимое с отравлением ксеноном, поэтому говорят об отравлении самарием.
Неодим обладает малым периодом полураспада T1/2 = 2,3 час и часто исключается из рассмотрения. Постоянная распада прометия λPm = 3,6·10 -6 , с -1 .
Концентрация ядер самария определяется двумя процессами:
· образование в результате радиоактивного распада прометия – продукта деления
· убыль в результате выжигания потоком нейтронов.
Поэтому изменение концентрации ядер самария во времени описывается уравнением:
Равновесная концентрация ядер 149 Sm не зависит от мощности реактора, а определяется лишь обогащением топлива. Чем выше мощности реактора, тем быстрее достигается равновесная концентрация и стационарное отравление самарием, приводящее к снижению реактивности на 0,6 – 0,7 % (см. рис. 5).
Рис.5. Переходные процессы отравления самарием.
Прометиевый провал.
При останове реактора концентрация ядер 149 Sm увеличивается и стремится к насыщению, равному сумме числа ядер 149 Sm и 149 Pm до останова. Уменьшение запаса реактивности при накоплении самария после останова реактора – прометиевый провал – пропорционально уровню мощности до остановки реактора, который определяет соответствующую установившуюся концентрацию прометия.
При делении 235 U тепловыми нейтронами образуется ~60 осколков (~30 пар) с массовыми числами от 72 (самый легкий) до 161 (самый тяжелый). Наиболее вероятно деление на осколки с отношением масс 3:2 (~6 %,). Вероятность деления на равные массы составляет ~10 -2 %.
Осколки – это многозарядные положительные ионы, потерявшие электроны в момент деления ядра. Интенсивно тормозясь в среде и приобретая недостающие в электронной оболочке электроны, осколки превращаются в нейтральные атомы. Все они, имея избыток нейтронов, β-радиоактивны и претерпевают в среднем три (от одного до шести) β-распада до превращения в стабильные нуклиды. Всего в цепочках распада обнаружено более 200 нуклидов.
Если в реакторе в качестве делящихся нуклидов используются 235 U и 239 Pu, концентрация шлаков i-го типа определяется уравнением:
Количество накопившихся шлаков за время работы ЯР t (сут) на мощности N (МВт) mвыг =
Скорость их накопления равна скорости выгорания топлива, т. е. прямо пропорциональна мощности ЯР, а зависит от энергии нейтронов.
Концентрация (средняя) при делении mдел (г) урана
где – число разделившихся в среднем на два осколка ядер в единице объема активной зоны, ядер/см 3 ; V – объем активной зоны (для гомогенизированной среды) или объем твэлов (для гетерогенного ЯР), см 3 . Для удобства сечение взаимодействия берут на пару нуклидов (на одно разделившееся ядро).
Осколки деления, претерпевая радиоактивный распад, а также поглощая нейтроны, превращаются в ядра самых различных нуклидов, но их поглощающая способность (за исключением 149 Sm и 135 Хе) в среднем остается постоянной. Поэтому потеря ρзап вследствие накопления шлаков растет, не достигая равновесного уровня, пропорционально энерговыработке, т. е. глубине выгорания топлива. Шлакование влияет на ρзап так же, как и выгорание, хотя топливо при этом не расходуется.
Для отдельных нуклидов, имеющих достигается максимальное значение их концентрации, не зависящее от глубины выгорания топлива, обратно пропорциональное . Количество таких шлаков и их влияние на характер изменения ρ незначительны; из них можно выделить только I49 Sm. Учитывая характер изменения концентрации 149 Sm при работе ЯР на мощности и после его остановки, Sm чаще относят к отравителям.
Сверхкритическую загрузку, необходимую для компенсации выгорания и шлакования в течение кампании, компенсируют в свою очередь введением в активную зону поглотителей нейтронов. С точки зрения распределения энерговыделения лучше всего это делать с помощью твердых или жидких ВП.
Иногда глубину выгорания топлива характеризуют массой шлаков, накапливающихся в 1 т топлива шл [кг/т U(Pu)]. Так как mшл (кг) равна массе выгоревших ядер топлива, то
Можно также судить о глубине выгорания топлива по отношению количества ядер накопившихся осколков деления (5.2) к объему среды V (см 3 ), в которой разделилось mдел (г) 235 U:
Зная суммарный выход и сечение поглощения шлаков для различных моментов времени работы реактора, можно определить шлакование реактора по соотношению:
где ∑шл = Nшлsшл, а ∑U для уранового топлива с учетом накопления плутония-239 равно:
Читайте также: