1.7 Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора мир

По физическим особенностям реактор МИР – тепловой гетерогенный реактор с замедлителем и отражателем из металлического бериллия. По конструктивным особенностям он является канальным и размещен в бассейне с водой. Такое конструкторское решение позволило совместить основные преимущества бассейновых и канальных реакторов.

Реактор МИР спроектирован для испытаний опытных твэлов и конструкционных материалов ядерных установок различного назначения (транспортных, энергетических), работающих при различных нагрузках в разных средах (газ, вода, жидкие металлы, органические соединения). Главной особенностью реактора является наличие в активной зоне 11 петлевых экспериментальных каналов, подключенных к автономным петлевым установкам с разнородными типами теплоносителей, для проведения испытаний при различных теплогидравлических режимах.

В настоящее время на реакторе МИР действуют 7 петлевых установок, каждая из которых подсоединяется к 1 или 2 петлевым каналам, в которых размещаются экспериментальные устройства с твэлами или макеты ТВС.

Активную зону исследовательского реактора МИР, предназначенного для ресурсных испытаний ТВС и отдельных твэлов реакторов различного назначения, размещают в бериллиевой кладке. Кладка состоит из шестигранных блоков, имеющих отверстия вдоль вертикальной оси, в которых устанавливают рабочие каналы со штатными ТВС и петлевые каналы с экспериментальными сборками.

В 1991 году из-за необходимости выполнения мероприятий, связанных с повышением надежности и безопасности реактора в процессе эксплуатации, была существенно увеличена продолжительность остановки для планового ремонта. В процессе выхода в критическое состояние с типичной загрузкой топлива в активной зоне отмечено значительное уменьшение запаса реактивности. Так, на реакторе МИР впервые выявлены эффекты реактивности, связанные с отравлением бериллия.

Процессы, протекающие в бериллии под воздействием реакторного излучения, достаточно хорошо изучены. Известны цепочки преобразования ядер и характерные времена протекания реакций. В частности, известно, что при взаимодействии бериллия с нейтронами образуются нуклиды Li⁶иHe³, обладающий достаточно большими сечениями захвата тепловых нейтронов. Однако до последнего времени практически не исследовали влияния происходящих в бериллии изменений на реактивность реакторных систем. Отсутствие публикация, по-видимому, объясняется тем, что влияние на реактивность продуктов отравления бериллия может быть заметным только при значительном времени его эксплуатации и только в реакторах, где бериллий используют в качестве замедлителя. Однако и в этом случае выявить такие эффекты трудно. Как правило, такие реакторы являются исследовательскими, в них применяют режим частичных перегрузок топлива, одновременно выполняют несколько независимых программ, т.е. состав активной зоны от кампании к кампании значительно изменяется; за время эксплуатации реактора один и тот же состав маловероятен. Это не позволяет впрямую сравнивать физические характеристики активных зон различных кампаний между собой.

Рассмотрим ядерные реакции, которые происходят в бериллии под действием реакторного излучения. Реакция (n,α), в результате которой в конечном итоге накапливаетсяHe³, – пороговая и начинается при энергии нейтронов выше 0.7 МэВ:

Ве⁹+n→He⁴+He⁶.

В результате бета-распада (период полураспада 0.8 с) He⁶переходит вLi⁶. При взаимодействииLi⁶ с нейтроном происходит образование трития:

Li⁶+n→He⁴+H³.

Тритий, являясь бета-излучателем превращается в He³, который, поглощая нейтроны вновь превращается в тритий:

Hе³+n→H³+H¹.

В результате проведенных расчетных исследований показано, что при характерных для реактора МИР режимах работы и значениях плотности потока нейтронов концентрация ядер Li⁶выходит на стационарный уровень через 450 суток работы реактора на мощности. Ядерная концентрация трития из-за специфики его накопления не достигает стационарного уровня. В процессе работы реакторы на номинальной мощности концентрация трития увеличивается, а во время остановок или при работе реактора на пониженной мощности – уменьшается с превращением трития вHe³. Чем больше срок эксплуатации бериллиевой кладки, и чем продолжительнее остановка, тем выше на момент ее окончания концентрацияHe³. После выхода ректора на мощностьHe³ведет себя как поглотитель: при взаимодействии с нейтронами часть его постепенно вновь превращается в тритий, высвобождая реактивность. Однако концентрацияHe³в бериллии от кампании к кампании монотонно возрастает.

Расчетный анализ работы реактора МИР показал, что за пятнадцать лет эксплуатации бериллиевой кладки суммарная потеря реактивности из-за накопления Li⁶иHE³ составила 7 %, причем большая часть этого значения (приблизительно 65 %) приходится на изменение концентрацииLi⁶ в течение первых двух лет работы реактора. За время длительной остановки в 1991 году, запас реактивности дополнительно уменьшился на 7 %.

Уменьшение реактивности из-за увеличения ядерной концентрации He³ограничивает продолжительность остановки реактора. Проведенные расчеты показали, что допустимая продолжительность остановки, после которой реактор с максимальной загрузкой топлива еще может быть выведен на мощность, значительно уменьшается в зависимости от времени эксплуатации. Так, после пяти лет эксплуатации бериллиевой кладки допустимая продолжительность остановки составляет 15 месяцев, а после тридцати – всего 1.5 месяцев.

Накопление в процессе эксплуатации реактора в кристаллической решетки бериллия элементов с большим сечением захвата тепловых нейтронов значительно изменяет нейтронно-физические характеристики активной зоны. Сравнение результатов экспериментов, проведенных при одинаковых условиях в реакторе и на критической сборке его физической модели, показывает, что вследствие отравления бериллиевой кладки за пятнадцать лет её эксплуатации суммарная компенсирующая способность органов СУЗ и значения различных эффектов реактивности уменьшились в 2 раза. Невозмущенная критическая загрузка (критическая загрузка топлива при извлеченных органах СУЗ) возросла от 6.5 до 9 ТВС.

Таким образом, необходим тщательный учет отмеченного явления при эксплуатации реактора, а также при планировании и проведении на нем экспериментальных исследований.