| 8695912 9216 5224 943 1пределяется гл. обр. возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критич. состоянии наз. критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества - критич. массой. Наименьшей критич. массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Ри - 0,5 кг. Наименьшей критич. массой обладает 231 Cf (теоретически 10 г). Критич. параметры графитового Я. р. с естеств. ураном: масса урана 45 т, объём графита 450 м3. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферич. или близкую к сферич. форму, напр, цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).
Величина v известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии Еn нейтрона, вызвавшего деление, v растёт по закону: v = = VT + 0,15 Еn(En в Мэв), где VT соответствует делению тепловыми нейтронами.
Табл. 1.-В еличины v и TI для тепловых нейтронов (по данным на 1977)
233U
v 2,479 кпд 2,283
235U
2,416 2,071
239Pu
2,862 2,106
241Pu
2,924 2,155
Величина (Е - 1) обычно составляет лишь неск. % , тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (Коо- 1) <К 1 (графитовые Я. р. с естеств. ураном, в к-рых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).
Максимально возможное значение в достигается в Я. р., к-рый содержит только делящиеся ядра. Энергетич.. Я. р. используют слабо обогащённый уран (концентрация 235U ~ 3-5% ), и ядра 238U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естеств. смеси изотопов урана макс, значение vd = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкц. материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкц. материалов - А1 и Zr.
Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238U в процессе замедления (1 -ф) существенно снижается в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 -ф) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естеств. уране. Она уменьшает величину в, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.
Для расчёта тепловых Я. р. необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамич. равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением. В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Я. р. достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше ср. энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, хим. связи атомов и др.
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, гл. обр. изотопов Ри. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. наз. отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыван и е м (для стабильных). Отравление обусловлено гл. обр. 135Хе, к-рый обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6-106 барн). Период его полураспада Ti/f= 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7% . Осн. часть 135 Хе образуется в результате распада 1351 (!Пд = 6,8 ч). При отравлении КэФ изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения <Э5Хе и наличие промежуточного изотопа 1351 приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности ("йодная яма"). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от нотока нейтронов Ф: при Ф = 5-Ю13 нейтрон' ел2 • сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Каф, вызванное отравлением 135Хе. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 1013 нейтронов/ел2 • сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний ~ 10 ч.
Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение неск. первых суток работы Я. р. (гл. обр. 149Sm, изменяющий К,ф на 1% ). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.
Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:
[30-32-1.jpg]
Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.
Накопление 239Ри (ядерного горючего) в начале работы Я. р. прэисходит линейно во времени, причём к-м быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 2Э9Ри стремится к постоянной величине, к-рая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Ри. Характерное время установления равновесной концентрации 239Ри ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/ел2 • сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации ядерного топлива.
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я. р., работающих на естеств. уране, макс, выгорание ~ 10 Гвт-сут/т (тяжеловодные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащённым ураном (2-3% 235U) достигается выгорание ~20-30 Гвт-сут/т. В Я. р. на быстрых нейтронах - до 100 Гвт • сут/т. Выгорание 1 Гвт • сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.
При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. на естеств. уране при малых выгораниях происходит нек-рый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ'ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ'ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я. р. со свежим топливом имеет избыточную реактивность, к-рую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначальном запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с миним. концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водоводяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и "выдержки" 3 лет (Ф = 3- 1013 нейтрон/ел"2 • сек ). Начальный состав: 238U - 77350, 235U - 2630, 234U - 20.
Табл. 2. -Состав выгружаемого топлива, кг
238 U
238U
239Tu
238U
240Pu
75400
640
420
360
170
241Рu 70
237Np 39
242Pu 30
238Pu 14
211 Am 13
234 U
243Am
244Cm
Более тяжёлые изотопы
Осколки 2821 (в т. ч.отделения
10
8
2
0,2
!35U- 1585)
Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия "весит" 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала гл. обр. за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, гл. обр. за счёт (3- и -/-излучений осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3% , через 1ч - 1% , через сутки - 0,4% , через год - 0,05% .
Коэфф. конверсии Ккназ. отношение количества делящихся изотопов Ри, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего 235U. Табл. 2 даёт Кк = 0,25. Величина Кк увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естеств. уране, при выгорании 10 Гвт-сут/т Кк = 0,55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае Кк наз. начальным плутониевым коэфф.) Кк = 0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости |
