Кинетика роста потерь реактивности от шлакования

а) Первая группа шлаков (сильные шлаки) характеризуется величиной микросечения поглощения, существенно большей, чем у ²³⁵U: (s_aⁱ)_1гр >> s_a⁵.

Величина показателя экспоненциальной функции такого шлака - большая, а функция с большим по абсолютной величине отрицательным показателем быстро достигает своего асимптотического значения. Физически это означает, что количество каждого из шлаков первой группы сравнительно быстро достигает своего стационарного значения и в дальнейшем не изменяется.

б) Вторая группа шлаков, характеризуемых величиной микросечения поглощения, по порядку величины совпадающего с сечением поглощения ²³⁵U:

s_aⁱ ~ s_a⁵

Концентрации шлаков этой группы в пределах степеней выгорания (z < 0.35) растут медленно, и при реальных z рост потерь реактивности от шлакования реактора шлаками этой группы мало отличается от линейного:

в) Шлаки третьей группы (слабые шлаки) характеризуются микросечениями поглощения s_аⁱ, намного меньшими, чем у ²³⁵U: s_aⁱ << s_a⁵ .

Шлаки третьей группы имеют в подавляющем большинстве очень небольшие величины удельного выхода (g_i), но это - самая многочисленная группа шлаков, и этим объясняется их влияние на общую величину эффекта шлакования.

Характер изменения потерь реактивности от шлакования реактора шлаками каждой из групп, и кривая эффекта шлакования показаны на рис.

r_ш(z)/

0 z

1-я группа

3-я группа

2-я группа

Все шлаки

Рис. 4.4 Качественный характер роста потерь запаса реактивности за счёт шлакования реактора шлаками трёх групп и кривая эффекта шлакования.

Эта кривая эффекта шлакования для любого реактора может быть пересчитана в кривую зависимости от энерговыработки W.

Вывод из всего рассмотренного:

Потери реактивности от шлакования в ходе кампании в зависимости от энерговыработки лишь в самый начальный период кампании (< 5% от номинальной энерговыработки реактора) растут нелинейно, что объясняется быстрым ростом концентрации сильных шлаков до их стационарных значений. Далее в ходе кампании они растут практически по линейному закону от энерговыработки.

3.3 Рост запаса реактивности с воспроизводством топлива и выгорания выгорающего поглотителя

3.3.1 Эффект воспроизводства ядерного топлива

Воспроизводство ядерного топлива - это процесс накопления в работающем реакторе новых делящихся нуклидов, участвующих вместе с основным топливом (ураном-235) в реакции деления, и, тем самым, повышающих величину запаса реактивности реактора.

Схема образования и убыли вторичного топлива

Вторичным ядерным топливом в тепловых реакторах являются два изотопа плутония: ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu. Первый из них образуется в результате поглощения тепловых и резонансных нейтронов ядрами ²³⁸U, второй является результатом двукратного радиационного захвата нейтронов ядрами ²³⁹Pu. Физическая схема этого процесса выглядит так:

_{(n,)   (n,), (n,f) (n,) (n,f), (n,)}

n _o + ²³⁸U ²³⁹U* ²³⁹Np* ²³⁹Pu ²⁴⁰Pu ²⁴¹Pu

T_1/2 = 23 мин Т_1/2 = 55.4 час s_a⁹ = 1011 барн

s_f⁹ = 744 барн

Для понимания закономерности накопления плутония будем принимать во внимание только плутоний-239, пренебрегая в первом приближении образованием плутония-241 (из-за его относительной малости).