Курсовая
Информатика
Математика
Живопись
Физика
Сопромат
Интеграл
Практика

Аварии

Энергетика
Типовик
Черчение
Реактор
БРЕСТ-2400
Электротехника
Дифуры

Курс лекций по ядерной энергетике. Ядерные реакторы, физика. Курсовой проект

Отравление реактора Xe и Sm

Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще). Отравление реактора вносит существенные сложности в процесс управления реактором. Поэтому на вопросах отравления приходится останавливаться подробно.

При работе реактора в ядерном топливе накапливаются целый ряд отравляющих реактор изотопов (такие как 105Rh, 131I, 140Ba и т.п.). Однако, влияние этих веществ на реактивность несущественно, так как они имеют либо малое сечение захвата тепловых нейтронов sа , либо сравнительно небольшой удельный выход. Поэтому, говоря об отравлении, обычно имеют виду накопление 135Хе и 149Sm.

Можно выделить четыре особенности, характерные для отравления реактора каким-либо изотопом:

  Очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов (оно на 3-5 порядков больше, чем для обычных шлаков);

 быстрое достижение равновесной концентрации (для 135Хе оно наступает через 30-40 ч, для 149Sm через 8-10 сут.);

  увеличение отравления после остановки ядерного реактора (йодная яма и прометиевый провал);

 временное увеличение или уменьшение реактивности r, обусловленное изменением концентрации 135Хе и 149Sm после изменения мощности ядерного реактора.

Поскольку характерные особенности отравления в стационарных и нестационарных режимах существенно различаются, имеет смысл рассматривать их раздельно.

Отравление в стационарных режимах.

Стационарное отравление ксеноном

Схема динамики образования и распада 135Хе (при отравлении реактора) показана на рис. 5.3. Видно, что образование 135Хе происходит как непосредственно при делении ядер 235U (с небольшим удельным выходом рXe=0,003) так и, главным образом, в результате цепочки b- - распадов ядер теллура 135Те и йода 135I (с удельным выходом рТе=рI=0,061). Вообще, не весь 135I превращается в 135Хе, часть его выгорает в потоке нейтронов. Но, учитывая незначительное сечение захвата 135I, этим эффектом можно пренебречь по сравнению со скоростью убыли его концентрации за счет радиоактивного распада.

 р= 0,061 - b - b - b  - b

 n + 235U ¾¾® 135Te ¾¾® 135I ¾¾® 135Xe ¾®135Сs ¾¾®135Ba (шлак)

 0,5 мин 6,7 ч 9,2 ч 2,6´106 лет

Рис. 5.3. Схема динамики изотопов Хе

Ксенон-135 имеет огромное микроскопическое сечение поглощения именно тепловых нейтронов sа,Хе » 2.5´106 б. Это наибольшее сечений из всех известных веществ. При этом величина сечения sа у 135Хе существенно зависит от энергии нейтронов, с ростом энергии оно сильно падает. 

Убыль концентрации 135Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (с периодом (Т1/2)Xe=9,2 ч) и выгорания с образованием стабильного 136Хе, сечение захвата которого составляет порядка 0,16 б.

Уравнения кинетики отравления для единичного объема топлива могут быть составлены абсолютно аналогично уравнению (5.7а). После учета физических свойств соседних ядер, уравнение, описывающее изменение во времени концентрации 135Хе, можно представить в виде:

 dNXe/dt =  рXesf5N5Ф +lINI - NXesаXeФ - lXeNXe, (5.11а)

где: lXe=2,12´10-5 с-1 - постоянная радиоактивного распада 135Хе;

lI=2,895´10-5 с-1 - постоянная радиоактивного распада 135I.

Аналогичным образом, можно записать уравнение, определяющее изменение во времени концентрации 135I:

dNI/dt = рIsf5N5Ф - lINI, (5.11.в)

Полученные зависимости (5.11а-в) представляют собой систему дифференциальных уравнений кинетики отравления топлива ксеноном.

Состояние реактора, при котором концентрация 135Хе не изменяется во времени, называется стационарным отравлением ксеноном (это понятие часто отождествляется с потерей реактивности при достижении равновесной концентрации 135Хе). Из (5.11) следует, что такое состояние наступает при равенстве скорости образования ксенона (в результате деления 235U и распада 135I) и скорости его убыли (вследствие выгорания и радиоактивного распада). Очевидно, что равновесная (стационарная) концентрация 135Хе достигается после установления равновесной концентрации 135I.

Из системы (5.11) при условии равенства левых частей уравнений нулю можно получить выражение, определяющее концентрацию 135I при стационарном отравлении (NIст), а затем и выражение, определяющее концентрацию 135Хе при стационарном отравлении:

NXeст = (рXesf5N5Ф + lINIст )/( sаXeФ + lXe ) (5.12)

Равновесная концентрация ксенона зависит от плотности потока нейтронов достаточно сложным образом. При малых Ф, когда sаXeФ<<lXe, значение NXeст будет пропорционально обогащению урана и плотности потока нейтронов. По мере увеличения плотности потока нейтронов зависимость NXeст от Ф становится более сложной и, наконец, при больших плотностях потока нейтронов (Ф>5´1014 нейтр/(см2´с)), когда sаXeФ >>lXe, равновесная концентрация ксенона достигает значения:

NXeст = (рXe + рI ) sf5Nue/ sаXe (5.13)

Где e -обогащение уранового топлива.

Здесь NXeст уже не зависит от потока Ф, т.е. в этом случае NXeст определяется только обогащением e урана.

Зависимости стационарного отравления 135Хе от плотности потока нейтронов и обогащения урана показаны на рис 5.4.

Рис. 5.4. Зависимость стационарного отравления 135Хе от плотности потока нейтронов и обогащения урана.

 

Физически все указанные закономерности также могут быть объяснены.

При больших плотностях потока нейтронов скоростью радиоактивного распада 135Хе можно пренебречь по сравнению со скоростью его выгорания. В этом случае, и скорость образования, и скорость выгорания ксенона будут определяться только значением Ф.

С увеличением обогащения урана значение NXeст увеличивается вследствие того, что в этом случае при прочих равных условиях происходит больше актов деления, а значит, образуется больше ядер 135I и 135Хе. Очевидно, что максимальное значение NXeст достигается для чистого 235U.

Поскольку концентрация ксенона сама по себе не определяет изменение размножающих свойств среды и баланса нейтронов, то в качестве количественного показателя отравления реактора используют отношение скорости захвата нейтронов ядрами 135Хе в единице объема, к скорости поглощения нейтронов ядрами 235U в этом же объеме, т.е. относительное вредное поглощение ксеноном, о котором упоминалось в гл. 2:

qXe = SaXe/Sа5 (5.14а)

где SaXe и Sа5 - макроскопические сечения поглощения 135Хе и 235U.

Еще чаще, чем отравление реактора qXe, в эксплуатационной практике для оценки изменения размножающих свойств среды при накоплении 135Хе используется потеря реактивности за счет отравления, которая определяется произведением относительной скорости захвата нейтронов ядрами 135Хе на коэффициент использования тепловых нейтронов в неотравленном реакторе:

rXe = - qXeQнотр = -(SaXe/Sа5) Qнотр (5.14.в)

Так как Qнотр мало отличается от единицы, то величина реактивности rXe близка по абсолютной величине к величине отравления qXe и противоположна ей по знаку. Это дает возможность оценить предельную потерю реактивности на стационарное отравление , которая достигается при e=1, когда NU=N5.

То есть, максимальное стационарное отравление водо-водяных реакторов с урановым топливом составляет около 5%.

Следует отметить, что значение rXeст для одной и той же мощности в процессе эксплуатации реактора изменяется. Было показано, что по мере выгорания 235U для поддержания заданной мощности приходится увеличивать Ф, а это влечет за собой, в соответствии с (5.13), увеличение NXeст и, следовательно, rXeст. Поэтому, для каждого реактора составляются две таблицы (или два графика) стационарных отравлений rXeст = f(Wp) - для начала и для конца кампании. В течение первой половины кампании используется первая, а затем - вторая таблица.

В качестве примера на рис 5.5 приведены кривые стационарного отравления ксеноном для реактора ВВЭР-1000 в зависимости от мощности реактора в начале (1) и в конце (2) кампании .

Рис. 5.5. Зависимость стационарного отравления реактора ВВЭР-1000 от мощности реактора в начале (1) и в конце (2) кампании.

Стационарное отравление изменяется также в зависимости от температуры активной зоны поскольку с увеличением температуры уменьшается сечение захвата 135Xe и соответственно |rXeст|. Графики стационарных отравлений rXeст = f(Wp) составляются обычно для свойственной данному реактору рабочей температуры.

Кроме определения уровня стационарного отравления серьезный интерес представляет вопрос о динамике достижения равновесной концентрации ксенона. Для получения времени выхода на равновесную концентрацию необходимо решить систему линейных дифференциальных уравнений (5.11).

В качестве искомой зависимости NXe(t) можно использовать приближенное выражение: NXe(t) » NXeст( 1 - exp( - lIt )). Оно справедливо для больших Ф.

В качестве времени достижения равновесной концентрации 135Xe после пуска ядерного реактора (tустXe) примем время за которое концентрация ксенона достигнет 95% значения NXeст . Из зависимостей NXe (t) следует, что время установления равновесной концентрации примерно равно tустXe »30 ч.

В эксплуатационной практике при возникновении необходимости определения потери реактивности на отравление при работе реактора в заданном режиме в течение времени t* < tустXe обычно используют графические зависимости rXe(t) из альбома нейтронно-физических характеристик для каждой кампании.


Ядерная физика