Основы теории ядерных реакторов (стр. 79 )

б) Случай блокированного применения ВП. Блокированное использование ВП достигается путём относительно слабого разбавления ВП оксидом бериллия. В этом случае поглощающая способность содержимого стержня получается высокой, но сильный внутренний блок-эффект не даёт возможности тепловым нейтронам глубоко проникать внутрь стержня, и поглотитель стержня работает в большом потоке нейтронов лишь периферийной частью своего объёма (“обгорает” с поверхности). При этом начальная скорость выгорания ВП получается относительно невысокой и скорости высво-

rвп(t)

rmax

а б а б

0 t

Рис.18.1. Иллюстрации внутреннего блок-эффекта в неблокированном (а) и блокированном (б) стержнях с ВП и качественный характер высвобождения реактивности во времени при выгорании таких стержней.

бождения реактивности от выгорания ВП не хватает для компенсации потерь реактивности от выгорания и шлакования топлива. Но с течением времени работы реактора по мере “обгорания” стержня происходит постепенная его разблокировка. Стержень начинает работать в нейтронном потоке всё большей частью своего глубинного объёма, скорость выгорания (и скорость высвобождения реактивности от выгорания ВП) увеличивается и становится большей, чем суммарная скорость потерь реактивности вследствие выгорания и шлакования топлива (рис.18.1б). На рис.18.1 показана также пара принципиально возможных промежуточных случаев использования ВП, реализуемых посредством более высокого разбавления ВП оксидом бериллия.

18.4. Кривая энерговыработки активной зоны реактора

Кривой энерговыработки принято называть графическую зависимость суммарных изменений запаса реактивности реактора за счёт четырёх самых медленных физических процессов от величины энерговыработки реактора, а именно за счёт:

а) выгорания топлива;

б) шлакования топлива;

в) воспроизводства топлива и

г) выгорания выгорающего поглотителя.

Кривая энерговыработки позволяет оператору быстрым и наглядным образом решать задачи по нахождению изменений запаса реактивности реактора вследствие четырёх указанных выше процессов, каждый из которых зависит только от момента кампании и определяется только величиной энерговыработки реактора и её приращением:

Drw = rw2 - rw1 , (18.4.1)

где rw2 и rw1 - значения, снимаемые с кривой энерговыработки в последующий и предыдущий моменты кампании (или, соответственно, при значениях энерговыработки реактора W2 и W1).

Знак Drw в этой формуле учитывается автоматически: если rw2 > rw1, величина Drw получается положительной, свидетельствуя тем самым, что имеет место высвобождение запаса реактивности, а если знак Drw получается отрицательным, то это говорит о том, что имеет место потеря запаса реактивности. В первом случае это физически объясняется тем, что скорость высвобождения реактивности вследствие выгорания выгорающего поглотителя в рассматриваемый период кампании больше суммарной скорости потерь запаса реактивности вследствие выгорания, шлакования и воспроизводства топлива, а во втором, - наоборот.

Возможны три качественно различных типа кривых энерговыработки:

С неблокированным ВП

r w

С блокированным ВП

0 t

Борный (гадолиниевый) выбег

Без ВП

Рис.18.2. Кривые энерговыработки для реакторов с неблокированным ВП, блокированным ВП

и для реактора без ВП.

Кривая энерговыработки в общем случае характеризуется двумя параметрами: наибольшей расчётной величиной энерговыработки и величиной борного (или гадолиниевого) «выбега», то есть максимальным положительным значением rw в процессе кампании. Величина положительного выбега кривой энерговыработки показывает, каким должен быть минимальный физический вес остальных средств компенсации запаса реактивности реактора, так как высвобождающаяся в процессе кампании положительная реактивность обязательно требует её компенсации.

Если считать моментом окончания кампании активной зоны тот момент времени, когда величина rw становится равной нулю, то из вида кривых следует, что с помощью блокированного ВП можно продлить кампанию активной зоны в большей степени, чем с помощью неблокированного ВП, получив при этом более пологую кривую энерговыработки (с меньшей величиной борного или гадолиниевого «выбега» и более вытянутую во времени).

Применение в энергетических реакторах выгорающих поглотителей позволяет:

а) снизить физический вес подвижных органов компенсации запаса реактивности и мощности их сервоприводов;

б) увеличить кампанию активной зоны реактора;

в) существенно выровнять нейтронное поле в активной зоне, повышая за счёт этого мощность и экономические показатели реакторной установки.

Тема 19

ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА КСЕНОНОМ

Отравление реактора - это процесс накопления в нём короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и тем самым снижающих запас реактивности реактора при их образовании и, наоборот, высвобождающих его при их b-распаде.

Особенностями процесса отравления по сравнению с другими ранее рассмотренными процессами, приводящими к потерям запаса реактивности, является то, что:

* Процесс отравления, как принято предполагать, вызывается накоплением только одного b-активного продукта деления - ксенона-135, - который характеризуется величиной стандартного микросечения поглощения sa0Xe = 2720000 барн, величинами удельного выхода gXe = 0.003 и периода полураспада Т1/2Xe = 9.2 часа (или величиной постоянной b-распада lXe = 2.09 . 10 -5 c-1).

* Отравление - протекает существенно быстрее, чем процессы выгорания, шлакования и воспроизводства. Переходные процессы отравления и переотравлений реактора ксеноном длятся не более трёх суток.

* В отличие от указанных выше процессов, отравление - процесс обратимый: при возрастании концентрации ксенона-135 реактор отравляется (и теряет запас реактивности), при снижении концентрации ксенона - он разотравляется (что приводит к высвобождению положительной реактивности).

* Если посмотреть на совмещённый график энергетических спектров для теплового, промежуточного и быстрого реакторов вместе с зависимостью сечения поглощения 135Xe от энергии нейтронов Е (рис.19.1), то станет ясно, что отравление ксеноном существенно для тепловых реакторов, малосущественно - для промежуточных и несущественно - для быстрых реакторов.

Т

n(E)

saXe(E)

 

П

Б

0 E

Рис.19.1. Различия в поглощении нейтронов ксеноном-135 в тепловом (Т), быстром (Б)

и промежуточном (П) реакторах.

Количественными мерами отравления реактора ксеноном, подобно мерам оценки рассмотренных ранее процессов, являются:

·  относительная доля поглощаемых ксеноном нейтронов, равная отношению скоростей поглощения тепловых нейтронов ядрами ксенона и ядрами 235U:

(19.1)

* потери реактивности от отравления ксеноном, связанные с величиной доли поглощения нейтронов ксеноном (в любой момент времени) зависимостью:

, (19.2)

где q - коэффициент использования тепловых нейтронов в неотравленном реакторе.

19.1. Схема образования и убыли 135Xe и дифференциальные уравнения

отравления реактора ксеноном

135Xe образуется в реакторе двумя путями: непосредственно как осколок деления 235U с известным удельным выходом (gХе = 0.003) и как дочерний продукт b-распада йода-135, который сам является продуктом b-распада теллура-135, образующегося при делении с довольно большим удельным выходом (gТе = 0.06). Исчезает 135Xe также двумя путями: в результате поглощения тепловых нейтронов (иначе: за счёт его расстрела тепловыми нейтронами или выгорания) и в результате его b-распада. При поглощении ядром 135Xe на его месте образуется шлак третьей группы - 136Xe с микросечением поглощения тепловых нейтронов sа » 5 барн. При b-распаде 135Xe образуется также слабый шлак третьей группы - 135Cs - с микросечением поглощения sа » 6 барн.

Схематически наиболее важные процессы, приводящие к изменениям количества накапливаемого ксенона-135, выглядят так:

on1 + 235U g = 0.003 135Xe* + on1 sa0Xe = 2720000 барн 136Xe*

 

g = 0.06 T1/2= 6.7 ч T1/2 = 9.2 ч

b b

g = 0.06

135Te* Т1/2 » 1.4 мин 135I * + оn1 136Ba 135Cs*