GOSy_teoria_2013

Насчитывается около 50 возможных ядер-предшественников, причем в основном это изотопы брома и йода. Средняя энергия запаздывающих нейтронов (примерно 0,5 МэВ) в несколько раз меньше, чем средняя энергия

6

мгновенных нейтронов. Доля запаздывающих нейтронов i полностью

i 1

определяется типом делящегося ядра и практически не зависит от энергии налетающего нейтрона, вызвавшего деление. Для всех типов делящихся ядер1%. В таблице приведены суммарные доли запаздывающих нейтронов при делении различных ядер нейтронами разных энергий.

1.3.Фотонейтроны

Кроме запаздывающих нейтронов в ранее работавшем реакторе может

возникать другой дополнительный естественный источник нейтронов - фотонейтроны. В основном он характерен для водо-водяных реакторов и основан на ядерной реакции взаимодействия гамма-квантов с дейтерием, массовое содержание которого в обычной воде составляет примерно1/5000 часть.

21 D 01 n 11p .

Для увеличения мощности фотонейтронного источника в активные зоны может помещаться бериллий, на ядрах которого протекает реакция:

94 Be 01 n 48 Be 01 n 242 He .

Все эти источники играют роль в основном при пуске ЯР, однако их мощность невелика, и требуются дополнительные искусственные источники нейтронов.

51. Реактивность. Ед. измерения реактивности. Бол. и малые реактивности. Реактивность.

Кэф 1 К

Кэф К

Реактивность не имеет физического смысла, но в кокай-то мере характерезует отклонение реактора от критического состояния.

61

легко видеть что второе уравнение представляет собой характеристическое уравнение связывающая параметры с ядерными свойствами материалов из которых изготовлен ЯР.

В то же время это есть алгебраическое уравнение m+1 степени относительно

Ф(r) Ф0еt 0 Ф1еt 1 ... Фmеt m

Известно что спустя короткий промежуток времени все члены кроме первого

Т0 – установившийся период реактора. Т1,Т2 – переходный период реактора.

Единицы измерения реактивности

До настоящего времени мы измеряли реактивность в относительных единицах. Отсюда легко установить, что возможно также процентное измерение реактивности.

Вместе с тем существуют некоторые другие способы измерения реактивности. Одним из них является измерение в обратных часах. Для определения возможности измерения этим методом воспользуемся выражением (11 §1.6.)

Для установившегося периода это выражение примет вид:

Отсюда вытекает возможность измерения реактивности в обратных часах. По определению реактивность, равная 1 обратному часу, это реактивность реактора, имеющего установившийся период, равный 1 часу (3600 с). Следовательно, для получения реактивности, равной одному обратному часу, необходимо подставить в формулу (1) T=3600 c (при подстановке i в с-1):

Таким образом, для расчета реактивности в обратных часах необходимо выражение (1) поделить на соотношение(2):

Выражение (3) носит название формула обратных часов. С помощью формулы обратных часов несложно найти связь между реактивностью, выраженной в обратных часах, и реактивностью, выраженной в относительных единицах. Так, для случая деления 235U 1 обратный час = 2,54·10-5.

Другим способом измерения реактивности является ее измерение в долларах и центах. Возможностью такого измерения реактивности является тот факт, что при анализе нестационарного уравнения диффузии с учетом запаздывающих нейтронов мы сравнивали величину реактивности с величиной доли запаздывающих нейтронов. Как будет показано позднее, критическое состояние реактора обеспечивается только мгновенными нейтронами при введенной реактивности (мгновенно критический реактор). Таким образом, один доллар соответствует реактивности, равной по величине доле запаздывающих нейтронов. Так, для случая деления 235U 1 доллар равен 0,0064 относительных единиц. Соответственно 1 цент равен одной сотой доллара.

На отечественных реакторах реактивность часто измеряется в линейных сантиметрах перемещения регулирующих стержней. При этом считается, что для практического использования это наиболее подходящая единица измерения реактивности. Необходимо заметить, что для каждого реактора эта величина различна. Например, для первой АЭС (г. Обнинск) перемещение регулятора на 10 см эквивалентно изменению реактивности на 4,5·10-4. Зная режимы перемещения стержней, можно определять реактивность того или иного реактора.

Большие и малые реактивности.

63

Пусть << iT >> 1 , Кэф =1

m

i

отсюда: Т i 1 i

Вывод: В случаях малых период ЯР определяется только запаздывающими n0

Пусть >> iT << 1

Вывод: В случаях большой запаздывающие n0 не успевают оказать ни какого влияния.

64

52. Анализ переходного процесса при + и – скачке реактивности. Скачкообразное введение отрицательной реактивности.

При < 0

Ф 0, 681exp( 0, 0025t) 0,319 exp( 9, 4t)

Ф0

Туст | | 40сек

| |

Изменение нейтронного потока при введении (-) реактивности.

Скачкообразная характеристика уменьшения Ф при быстром вводе < 0 приводит к резкому спаду тепловыделения в АЗ который в дальнейшем падает очень медленно, это объясняется тем, что в первый момент уменьшается число мгновенных нейтронов, что приводит к увеличению доли запаздывающих или

Изменение нейтронного потока при введении (+) реактивности.

установившемуся режиму разгона реактора при малых положительных значениях скачка реактивности. Таким образом, поведение реактора в этом случае определяется поведением запаздывающих нейтронов. Если вернуться к рассмотренному примеру, то установившийся период составит величину около 15 с, когда как в отсутствии запаздывающих нейтронов он равен примерно 0,4 с. Отсюда можно констатировать, что наличие запаздывающих нейтронов уменьшает скорость увеличения потока нейтронов при скачке положительной реактивности.

Получим условие мгновенной критичности. Для этого воспользуемся известным уравнением диффузии с учетом запаздывающих нейтронов:

Т.к. мы договорились вести речь о реакторе на мгновенных нейтронах, то третье слагаемое, описывающее источник запаздывающих нейтронов, можно исключить. При этом в реакторе, находящемся в критическом состоянии,

Следовательно, записанное уравнение диффузии примет вид (раскрывая все скобки):

L2 B2Ф t Ф t 1 k e B2 Ф t 0

Подставив это в (28) получим условие, при котором реактор будет мгновенно критическим:

мгновенных. Например, реактор на тепловых нейтронах, в котором делящимся материалом является 235U, достигает мгновенной критичности при

67

величине реактивности, равной 0,0064. Если введенная реактивности превысит эту величину, то нейтронный поток начнет нарастать с большой скоростью, определяемой мгновенными нейтронами, и реактор вскоре выйдет из-под контроля. При скачке реактивности величиной, меньшей 0,0064, управление реактором становится возможным благодаря эффекту запаздывающих нейтронов, хотя период реактора будет уменьшаться по мере того, как приближается к , т.е. для нашего примера к величине 0,0064.

Рис. Изменение потока нейтронов во времени при различных скачках реактивности

53. Отравление реактора Xe-135. Стац. и нестационарное отравление.

Отравление – это поглощение нейтронов короткоживущими изотопами. Шлакование - это поглощение нейтронов долгоживущими или стабильными изотопами В результате деления ядер урана и плутония образуются разнообразные ядра-

осколки деления и продукты их распада, которые принято делить на две группы. К первой группе относятся ядра ксе-нона-135 (135Хе) и самария-149 (149Sm), имеющие большие сечения поглощения тепловых нейтронов. Уменьшение реактивности в результате накопления ядер 135Хе и 149Sm называется отравлением.

Отравление 135Хе имеет особо важное значение в переходных процессах. Ко второй группе относят стабильные и долгоживущие изотопы.

Уменьшение реактивности реактора в результате накопления осколков второй группы получило название шлакование реактора.

Изотоп 149Sm является стабильным и должен быть отнесен к шлакам. Однако вследствие большого сечения поглощения и высокой концентрации самарий-149 по характеру воздействия на реактивность приближается к 135Хе и требует специального рассмотрения.

Рассмотрим пять основных эффектов реактивности, связанных с отравлением

68

ксеноном и самарием:

1. Равновесное, или стационарное, отравление Хе:

0 Хе (N0 Xe ) 0

где N0Xe-стационарная ядерная концентрация ксенона; р(NОХе), 0 - реактивность реактора с ксеноном и без ксенона, соответственно.

2. Максимальное избыточное сверх равновесного отравление ксеноном после остановки реактора:

3. Стационарное отравление самарием:

0Sm (N0Sm ) 0

4. Максимальное избыточное отравление самарием после остановки - прометиевый провал реактивности:

0максSm (NSmмакс ) (N0Sm )

5. Уменьшение и увеличение реактивности после переходов реактора с одного уровня мощности на другой.

Уменьшение реактивности, р, обусловленное поглощением нейтронов в сильных поглотителях, характеризуется величиной отравления - отношением количества поглощений в поглотителе к количеству поглощений в топливе:

q (Ф аV )погл отр (Ф аV )топл

Для поглотителей, находящихся непосредственно в топливе

Vтопл = Vпогл , Фтопл = Фпогл

И поэтому

Для реактора на тепловых нейтронах потеря реактивности ад счет отравления:

отр qотр

где - коэффициент использования тепловых нейтронов не отравленного реактора.

Почти всё отравление ЯР обусловлено накоплением изотопа Xe13554 a=2,42 106 барн.

Хе получается как продукт деления.

Изотоп Sm149 образуется по цепочке.

Стационарное отравление Хе.

С момента пуска реактора происходит интенсивное накопление ядер Хе135. Это объясняется тем, что пока концентрация Хе мала, скорость его убывания также невелика и меньше скорости образования ядер Хе. Однако по мере накопления Хе скорость его убыли постоянно увеличивается и при работе на постоянной мощности наступает равновесие между образованием и убылью.

Отравление реактора , отвечающей равновесной концентрации Хе, называется

стационарным.

Баланс ядер I135 и Хе135 в реакторе описывается системой диф. Ур.

Плотность потока тепловых нейтронов по реактору:

Ф3.1 1013 N , n /(см2 с), f V 1,5m5

f V

где масса U дана в гр, а N в кВт

сечение деления топлива, см"1.

Cтационарная концентрация Хе определяется равновесием между скоростью прибыли Хе из распадающегося I и непосредственно как осколка деления и скоростью убыли его вследствие радиоактивного распада и поглощения нейтронов:

70