Процессы, приводящие к изменению реактивности активной зоны

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  М_исх ®   М_исх +D М_исх = М_исх +КВ М_исх  D(DМ_исх )= КВ² М_исх …

М/ М_исх = 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

         

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^-1cм^-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 h_U быстрых нейтронов

                                                                           деление ²³⁸U

eh_U быстрых нейтронов

                                                                                                                                                                                захватываются  ²³⁸U

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

 новых делящихся нуклидов

        Скорость образования делящихся атомов из сырьевых изотопов        eh_U(1-p) +å_а8/(å_а5 + å_а8)

С =                                                                                                       =                                            =

        Скорость сгорания делящихся атомов (при делении и захвате)                    å_а5/(å_а5 + å_а8)

= eh_U(1-p) (å_а5 + å_а8)/ å_а5  +  å_а8/å_а5

Поскольку  h_U = vå_f5/(å_а5 + å_а8), а  h₅= vå_f5 /å_а5 , то  h_U(å_а5 + å_а8)/å_а5 = h₅  и

                                                                  С= e(1-p)h₅ + å_а8/å_а5 (8.1)