Процессы, приводящие к изменению реактивности активной зоны

Страницы работы

Содержание работы

10  Процессы, приводящие к изменению реактивности активной зоны

        Изменение нуклидного состава топлива

        Шлакование реактора

        Отравление реактора

Таблица 10.1 - Характеристики отработавшего ядерного  топлива после выгрузки из активной зоны

Характеристика ТВС

LWR

HWR

Газоохлаждаемые реакторы

FBR

PWR,

1000 МВт(эл)

BWR,

1000 МВт(эл)

CANDU, 540 МВт(эл)

AGR,

660 МВт(эл)

THTR,

300 МВт(эл)

HTGR,

342 МВт(эл)

LMFBR,

1000 МВт(эл)

Общая длина, мм

3200-4827

4470

495

1049

-

793

5400

Поперечное сечение, мм:

ширина грани

197-230

138-152

-

-

-

-

166

диаметр

-

-

81.4-102.5

238

60(шар)

-

-

Материал оболочки ТВЭЛ

циркалой -4

циркалой -2

циркалой -4

Нержав. сталь

Графит

Графит/SiC

Нержав. сталь

Общая масса ТВС, кг

480-840

250-307

16,6-24,7

83,5

0,205

128,6

470

Масса тяжелого металла, кг

122-548

172-194

13,4-19.8

42,7

12,6

155

Вид топлива

UO2

UO2

UO2

UO2

(U1,Th) O2

(U1,Th) O2

(U,Pu) O2

Проектное выгорание, МВт×сут/кг

26-40

27,5-30

6,5-8,1

10-25

100

110

70-100

Общая активность, Бк/кг:

после 150 сут

1,7×1014

1,4×1014

-

4,4×1013

5,2×1014

2,7×1014

2,4×1014

после 1 года

8,5×1013

7,0×1013

2,9×1013

2,3×1013

,0×1014

1,4×1014

1,4×1014

после 10 лет

1,2×1013

1,1×1013

3,1×1012

3.7×1012

4,1×1013

4,1×1013

2,6×1013

Тепловыделение, Вт/кг:

после 150 сут

24,3

18,7

-

4,9

60

28

27

после 1 года

10,4

8,2

3,15

2,4

26

15

14

после 10 лет

2,3

2,2

0,22

0,3

4,2

3,8

1,3

Проектная выгрузка:

количество ТВС

41-64

170-210

4863

820

1,7×105

240

154

масса урана, т

26,3-32,9

35,8-38

90,9

35

8,9×102

0,125

25

масса плутония, кг

258-316

260-313

345

164

1,5

2,81

2100

               10.1  Изменение нуклидного состава топлива

        Постепенное изменение нуклидного состава топлива происходит в течение всей кампании и обусловлено двумя процессами , вносящими  разнознаковую  реактивность:

   -  воспроизводство делящихся нуклидов приводит  к  увеличению реактивности;

   -  выгорание делящихся нуклидов -  к уменьшению реактивности.

10.1.1  Воспроизводство ядерного топлива

               Ядерные топливные циклы

В зависимости от типа сырьевых нуклидов, загружаемых в реактор, нарабатывается плутониевое  или урановое топливо (см. рис 10.1). Если нарабатывается отличный от исходного делящегося нуклида элемент, то в этом случае говорят о конверсии топлива, в противном случае этот процесс называется воспроизводством ядерного топлива. Количественной  характеристикой  этого процесса является коэффициент конверсии КК (уран-плутониевый цикл) или воспроизводства КВ (торий-урановый цикл), соответственно. Чаще всего используют термин коэффициент  воспроизводства вне зависимости от типа топливного цикла.

КВ =

Коэффициент воспроизводства можно определить как приращение  Мисх ®   Мисх +D Мисх = Мисх +КВ Мисх  D(DМисх )= КВ2 Мисх

М/ Мисх = 1+КВ+КВ2+КВ3 +…+ = 1/(1-КВ) при КВ<1

Типичные коэффициенты конверсии для  активных зон реакторов ВВЭР: КВ = 0.5 - 0.6; РБМК: КВ = 0.8[1]; БН(Na): КВ = 1.2 ¸ 1.4

Подпись:                               n                      
238U                   239U                   240U                                             
           82 года                             10 лет
  
                23.5   мин      b           14.1 час    b
                                                                                                                                                 Уран – плутониевый цикл
                                                              n
                                       239Np                  240Np
                                                         4.9 года

                           2.35 сут      b            7.3 мин    b

                                                           n                                           n                                          n                                           n
                                      239Pu    300 сут      240Pu       280 сут    241Pu          220 сут   242Pu     12 лет    243Pu
                                                 f                                                                                 f
                             108 сут                                               80 сут                                                    5 ч    b
                                                                                                

                                                                                                                                                       243Am
                     n                                      n
232Th                 233Th                   234Th
                  30 лет                            54 сут
                         
                          22.2..мин    b                    24.1 сут    b

                                                              n                                                                  Торий-урановый цикл
                                        233Pa                  234Pa
                                                       5.4 года      
                         
                              27 сут      b                  1.17 мин   b

                                                             n                                    n                                     n                               n
                                         233U   4.6 года      234U     2.2 года    235U      2.2 года   236U   42 года   237U 
                                                            
                                       150 сут        f                                                            140 сут       f            
         

Рис. 10.1 Схема накопления тяжелых нуклидов при облучении 238U и 232Th Здесь эффективные времена жизни t= 1/s .Ф рассчитаны для Ф=1014 c-1-2

        В таблице 10. приведено содержание тяжелых нуклидов в топливе, выгруженного из активной зоны реакторов на тепловых* и быстрых** нейтронах.

Коэффициент конверсии в реакторе на естественном уране

Поглощение одного

теплового нейтрона в уране дает hU быстрых нейтронов

                                                                           деление 238U

ehU быстрых нейтронов

Подпись: ehU(1-p) нейтронов, захваченных 238U 
в резонансной области  энергий

Подпись:  из ehUp нейтронов, достигших тепловой энергии,

                                                                                                                                                                                захватываются  238U

   в результате этих двух процессов в единице объема в единицу времени образуется                                          

 новых делящихся нуклидов

        Скорость образования делящихся атомов из сырьевых изотопов        ehU(1-p) +åа8/(åа5 + åа8)

С =                                                                                                       =                                            =

        Скорость сгорания делящихся атомов (при делении и захвате)                    åа5/(åа5 + åа8)

= ehU(1-p) (åа5 + åа8)/ åа5  +  åа8а5

Поскольку  hU = våf5/(åа5 + åа8), а  h5= våf5а5 , то  hUа5 + åа8)/åа5 = h5  и

                                                                  С= e(1-p)h5 + åа8/åа5 (8.1)

Похожие материалы

Информация о работе