ФИЛОСОФИЯ 2 страница

В процессе ЦЯР, кроме мгновенных нейтронов с энергией около 2 МэВ, появляются и так называемые запаздывающие нейтроны (появляются после ряда β^--распадов продуктов деления U²³⁵). Время запаздывания доходит до нескольких минут. Для U²³⁵ характерны следующие группы запаздывающих нейтронов с временами запаздывания 0.4 сек, 1.8 сек, 4.4 сек, 23 сек, 56 сек, в среднем 12 сек (см. приложение).

Приближённо можно считать, что среднее время жизни всех групп запаздывающих нейтронов составляет 10 — 13 сек.

Среднее время жизни поколения нейтронов с учётом мгновенных и запаздывающих нейтронов составляет ≈ 0.1 сек.

Доля запаздывающих нейтронов составляет β = 0.64 %.

Запаздывающие нейтроны образуются с энергиями около 0.5 МэВ, поэтому они быстрее мгновенных замедляются до тепловых энергий, что повышает вероятность их участия в реакции деления U²³⁵. Это учитывается коэффициентом ценности запаздывающих нейтронов γ = 1.1, что даёт эффективную долю запаздывающих нейтронов β_эфф = β * γ = 0.7 %.

Возможные источники ядерной энергии

Высокие энергетические выходы ядерных реакций делают их использование для получения энергии в больших количествах крайне заманчивым. К примеру, если для химических реакций характерны энергии порядка нескольких электронвольт, то для ядерных реакций свойственны мегаэлектронвольтные энергии. Однако создание установки для получения ядерной энергии в макроскопических масштабах – очень непростое дело.

Прежде всего, среди огромного числа экзотермических ядерных реакций трудно найти подходящую. До сих пор удалось найти три типа реакций:

- деление тяжёлых ядер нейтронами;

- реакции синтеза легчайших ядер;

- экзотермические реакции расщепления легчайших ядер.

Для общей ориентировки в вопросе о том, какие ядерные реакции являются экзотермическими, можно воспользоваться кривой удельной энергии связи (см. приложения). Ядерная реакция экзотермична, когда конечные ядра связаны сильнее начальных. Поэтому, как правило, экзотермичными будут реакции синтеза лёгких ядер или расщепления тяжёлых.

Кроме экзотермичности, должны быть выполнены ещё два общих требования:

- исходные материалы должны быть доступны в достаточных количествах;

- реакция должна быть осуществима в макроскопических масштабах.

Подходящие реакции синтеза:

d + t ® α + n + 17.6 МэВ

считается наиболее перспективной для осуществления термоядерного синтеза. Реакции

d + d ® t + p + 4 МэВ

d + d ® ₂He³ + n + 3.28 МэВ

требуют для своего осуществления гораздо более высоких температур.

Реакции термоядерного деления:

p + ₅B¹¹ ® 3 α + 8.7 МэВ

d + ₂He³ ® α + p + 18.3 МэВ

p + ₃Li⁷ ® 2 α + 17.3 МэВ

интересны тем, что среди их продуктов нет нейтронов, следовательно, реакторы с использованием этих реакций не будут создавать радиоактивных отходов.

Легко подсчитать, что в процессах деления и синтеза освобождается 0.1-0.3 % энергии покоя ядер. Для более полного высвобождения энергии покоя E = m*c² необходимо разрушать нуклоны, но такое разрушение запрещено законом сохранения барионного заряда.

Управляемая ЦЯРД осуществлена практически на трёх изотопах — это ₉₂U²³⁵, ₉₂U²³³ и ₉₄Pu²³⁹.

Следующая реакция

Be⁹ (α, n) C¹²

используется в нейтронных источниках двух типов:

- Ra-Be (T_1/2 = 1600 лет) и

- Po-Be (T_1/2 = 140 дней).

Выбор делящегося вещества

В качестве делящегося вещества в ядерном реакторе используется U²³⁵. В природном U присутствует три изотопа:

- U²³⁸ — 99.2739 %, T_1/2 = 4.5*10⁹ лет;

- U²³⁵ — 0.7204 %, Т_1/2 = 7.13*10⁸ лет;

- U²³⁴ — 0.0057 %, Т_1/2 =.

Естественную смесь изотопов U можно обогащать по U²³⁵. Это сложный и дорогой процесс из-за того, что химические свойства изотопов почти одинаковы. Приходится пользоваться небольшими различиями в скоростях химических реакций, диффузии и других процессов, возникающими вследствие различия масс изотопов.

При делении U²³⁵ образуются так называемые быстрые нейтроны с энергией ~ 2 МэВ. В процессе столкновений они теряют кинетическую энергию, вплоть до энергии теплового движения (Е ~ 0.025 эВ).

В природном U происходит самопроизвольный распад со скоростью 24 деления в час в 1 грамме.

Вероятность захвата нейтронов U²³⁵ и U²³⁸ в зависимости от энергии нейтронов может быть представлена графиком (см. приложения). Быстрые нейтроны хорошо поглощаются и в U²³⁵,и в U²³⁸, поэтому в природном уране ЦЯРД без замедления нейтронов невозможна.

Для осуществления ЦЯРД создаются специальные условия:

- обогащение U – повышение доли содержания U²³⁵ выше природной;

- быстрое замедление быстрых нейтронов, чтобы в процессе замедления нейтрон не успел поглотиться без деления в U²³⁸.

Замедление нейтронов до тепловых скоростей

Итак, для создания условий для незатухающей ЦЯР необходимо достаточно быстро замедлить нейтроны деления (так называемые быстрые нейтроны) до необходимой энергии, чтобы за время замедления нейтрон не успел поглотиться в U²³⁸. В этом можно убедиться, сравнив графики сечений деления U²³⁵ нейтронами и радиационного захвата нейтронов U²³⁸ — преобладание деления над захватом имеет место при энергии нейтронов менее 0.01 эВ.

Для быстрого замедления применяется специальное вещество — замедлитель. Нейтроны хорошо замедляются на ядрах с наименьшей массой, поскольку при столкновении двух частиц большая часть энергии уносится более лёгкой из них.

Сам U не может выполнять роль замедлителя, поскольку его ядра очень тяжелы, замедление происходит за огромное число столкновений, при которых велика вероятность захвата нейтрона в U²³⁸.

Размеры активной зоны, ТВэл, ТВС, промежутки между ними подбирают так, чтобы быстрый нейтрон, обладающий энергией в области резонансного захвата в U²³⁸, находился при этом в замедлителе.

Практичным замедлителем является вода, которая одновременно играет и роль теплоносителя. Следующие свойства воды являются определяющими при выборе её в качестве замедлителя и теплоносителя:

- очень хорошие замедляющие свойства (масса ядра водорода равна массе нейтрона);

- самая высокая теплоёмкость среди жидкостей;

- расширяемость при нагреве;

- чрезвычайная доступность и лёгкость очистки;

- хорошая растворимость присадок в воде.

Недостатком лёгкой воды считается поглощение ею нейтронов.

Совсем не поглощает нейтронов тяжёлая вода D₂O, однако её замедляющие свойства чуть хуже и её добыча представляет известные трудности.

Сравнение замедляющих свойств H₂O и D₂O:

Примеры других замедлителей: C, Be.

Конструкция активной зоны

Для уменьшения утечки нейтронов необходимо выбрать размеры и форму размножающейся среды, имеющей минимальную поверхность, с которой нейтроны вылетают наружу, по отношению к объёму, в котором они рождаются. Такая форма – шар.

С другой стороны, необходимо наличие определённого минимального количества делящегося вещества, чтобы незатухающая ЦЯР могла иметь место.

Минимальное количество делящегося вещества, в котором возможна ЦЯР, называют критической массой, а размер соответствующей формы — критическим размером.

Критическая масса может варьироваться в широких пределах от, казалось бы, малозаметных причин. Для среды из чистого U²³⁵ в форме шара критическая масса составляет примерно 47 кг при радиусе шара 9 см, а для среды из чистого U²³⁵ с частыми и тонкими полиэтиленовыми прокладками и с отражателем из Be критическая масса равна 242 гр.

Активная зона, состоящая из однородной смеси топлива и замедлителя, называется гомогенной.

Система чередующихся блоков топлива и замедлителя называется гетерогенной.

Гетерогенная зона характеризуется тем, что образовавшийся в ней быстрый нейтрон успевает перейти в замедлитель, не достигнув резонансных энергий и не поглотившись в топливе без деления. Далее, став тепловым в замедлителе, нейтрон должен для участия в ЦЯР продиффундировать до его границы и попасть обратно в топливо, не поглотившись в замедлителе и конструкционных материалах.

Конструкция гетерогенных зон — форма и размер активной зоны, размеры блоков топлива, шаг решётки топливных блоков выбирается из условия выполнения указанных требований.

Цепная ядерная реакция

Цепная ядерная реакция — реакция деления атомных ядер тяжёлых элементов нейтронами, в каждом акте которой число нейтронов возрастает и поэтому создаются условия для самоподдержания процесса деления.

Реакции, в ходе которых регенерируется один из исходных реагентов, называются цепными.

В общем случае цепные реакции — это такие реакции, в которых продукты реакции способствуют продолжению реакции. Такими продуктами для ЦЯР являются нейтроны.

Принципиальная возможность ЦЯР явствует из того, что отношение числа нейтронов к числу протонов в ядрах урана заметно выше, чем в осколках деления, что ведёт к испусканию нескольких нейтронов при делении U²³⁵ (в среднем 2.47).

Реальная возможность ЦЯР определяется соотношением вероятности процесса разветвления реакции и вероятности её обрыва. К разветвлению ведёт лишь деление ядер. К обрыву ведёт несколько причин:

- поглощение нейтрона в U²³⁸ без деления;

- поглощение в конструкционных материалах;

- вылет нейтронов за пределы активной зоны (места, где протекает реакция деления).

В самом общем виде конструирование и управление ЯР состоит в создании необходимого равновесия между процессами разветвления и обрыва цепной реакции.

С макроскопической точки зрения ЦЯРД идёт в среде, в которой происходят процессы размножения нейтронов, их замедления, диффузии и поглощения. Такая среда называется активной зоной. Физической величиной, характеризующей интенсивность размножения нейтронов, является коэффициент размножения нейтронов.

Количественной характеристикой ЦЯР является коэффициент размножения нейтронов — отношение количества нейтронов в одном поколении n_i+1 к количеству нейтронов в непосредственно предшествующем поколении n_i:

Для поддержания числа рождающихся нейтронов на постоянном уровне необходимо обеспечить выполнение равенства К = 1.

Для затухания числа рождающихся нейтронов — К < 1.

Для увеличения числа рождающихся нейтронов — К > 1.

Формула четырёх сомножителей

Для оценки коэффициента размножения К_эфф теплового реактора используется приближённая формула четырёх сомножителей:

К_эфф = К_∞ * Р = ν * μ * Θ * φ * Р, где

- К_эфф — эффективный коэффициент размножения тепловых нейтронов;

- К_∞ — коэффициент размножения без учёта утечки нейтронов, то есть для бесконечной среды (активной зоны бесконечных размеров);

- ν — эффективный выход нейтронов в акте деления U²³⁵;

- μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

- Θ — коэффициент использования тепловых нейтронов (вероятность тепловому нейтрону поглотиться ядром топлива, а не замедлителя или конструкционного материала);

- φ — вероятность избежать резонансного захвата в U²³⁸;

- Р — коэффициент формы, размера активной зоны и типа теплоносителя.

Типичные значения сомножителей:

- ν = 2.47;

- μ = 1.02÷

- φ < 1;

- P < 1;

- Θ < 1.

Существуют и другие комбинации из четырёх сомножителей, но все они по физической сути так или иначе совпадают с приведёнными выше.

Для реакторов на быстрых нейтронах формула четырёх сомножителей неприменима из-за зависимости значений сомножителей в зависимости от энергии нейтрона, а разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.

Графически сопоставить факторы, влияющие на размножение нейтронов в активной зоне, с его энергией в процессе замедления, можно следующим рисунком:

Управление цепной ядерной реакцией

Для практического осуществления стационарно текущей ЦЯР надо уметь этой реакцией управлять. Как мы увидим в дальнейшем, это управление существенно упрощается благодаря образованию запаздывающих нейтронов при делении ²³⁵U.

Есть несколько способов влиять на интенсивность ЦЯР, то есть управлять ею:

- управление скоростью генерации нейтронов;

- управление скоростью утечки нейтронов;

- управление скоростью поглощения нейтронов.

Последний способ является самым простым, и реализуется он изменением соотношения между количеством делящегося вещества - U²³⁵, Pu²³⁹ (величина постоянная) – и количеством поглотителя нейтронов (величина меняющаяся).

Количество поглотителя в активной зоне меняется при внесении или извлечении из активной зоны поглощающих материалов.

Значение К_эфф при изменяющемся от поколения к поколению потоке нейтронов можно представить так:

или

,

,

где ρ — реактивность.

Реактивность может выражаться в долях единицы, в %%, в долях запаздывающих нейтронов β_эфф и так далее.

Реактивность характеризует степень отклонения реактора от критического состояния.

Рассмотрим сначала развитие во времени ЦЯР без запаздывающих нейтронов. Пусть в системе с коэффициентом размножения k среднее время жизни одного поколения нейтронов равно Т. Тогда за единицу времени число нейтронов N изменится в раз, то есть

,

откуда

, где

N₀ – начальное число нейтронов и

, где

τ₀ — время, за которое число нейтронов изменяется в е = 2.718 раз.

Величина Т лежит в пределах 10^-4÷10^-5 сек для медленных реакций. Отсюда видно, что даже в самом благоприятном для управления случае Т = 10^-4 сек количество нейтронов возрастёт в 100 раз при k – 1 = 10^-4 за 4.6 сек, а при k – 1 = 10^-3 за 0.46 сек. Такой быстрый рост мощности ведёт к перегреву установки и выходу её из строя при малейшем отклонении коэффициента размножения от единицы.

Для быстрых реакций (Т в пределах 10^-7 ÷ 10^-8 сек) перегрев достигается ещё быстрее и поэтому более опасен.

Посмотрим, что даёт учёт запаздывающих нейтронов. Для простоты будем считать, что среднее время жизни Т_з нейтронно-активного осколка по отношению к вылету запаздывающего нейтрона одинаково для всех осколков. Полный коэффициент размножения k можно представить в виде суммы

k = k_мгн + k_з

коэффициентов размножения для мгновенных и запаздывающих нейтронов. Если доля запаздывающих нейтронов равна β, то

k_мгн = (1 – β) * k,

k_з = β * k

то уравнение для изменения числа нейтронов заменится системой

,

,

где С – число осколков, способных к испусканию запаздывающих нейтронов.

Доля запаздывающих нейтронов в ядерном топливе составляет 0.64 %. Решая эту систему уравнений, получаем время увеличения числа нейтронов в е = 2.718 раз:

Поскольку Т_з в среднем равно 12 – 13 сек, β = 0.64 %, то τ в сотни раз больше τ₀, что резко снижает скорость нарастания интенсивности размножения нейтронов и решающим образом упрощает проблему управления ядерным реактором как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.

Основное требование управляемости ядерного реактора — ρ < β_эфф.

При выполнении этого условия возможно управление ядерным реактором вручную или с помощью аппаратуры.

Физические процессы в ядерном реакторе

Ядерным реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления.

Составными частями любого реактора являются:

- активная зона, обычно окружённая отражателем;

- теплоноситель;

- система регулирования;

- радиационная защита;

- другие конструктивные элементы;

- пульт дистанционного управления.

Работа ядерного реактора сопровождается многими физическими процессами, влияющими на его работу, управляемость, энергетические возможности и так называемые маневренные качества.

Вот самые значимые из них:

- выделение тепла за счёт экзотермичности реакции деления;

- воспроизводство и выгорание топлива;

- шлакование топлива;

- отравление Xe¹³⁵;

- йодная (ксеноновая) яма;

- отравление Sm¹⁴⁹;

- температурный эффект реактивности.

Для осуществления ЦЯР в активную зону реактора необходимо загрузить критическую загрузку топлива, чтобы обеспечить условия для самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На самом деле, как мы увидим позже, в активную зону загружается топливо в гораздо большем количестве, чем критическая загрузка.

Выгорание ядерного топлива

Ядерное топливо — вещество, ядра которого делятся под действием медленных (тепловых) нейтронов.

Выгорание ядерного топлива — уменьшение концентрации ядер U²³⁵ вследствие деления.

В качестве ядерного топлива используются изотопы U и Pu: U²³⁵, U²³⁸ и Pu²³⁹.

Тепловая ёмкость ядерного топлива:

1 МВт * час = 50 мг U²³⁵

1 МВт * сутки = 1.05 г U²³⁵ (без учёта потерь нейтронов)

1 МВт * сутки = (1.25 – 1.3) г U²³⁵ (с учётом утечек нейтронов, радиационного захвата в U²³⁵ и деления U²³⁸ быстрыми нейтронами)

Рассмотрим временное и пространственное распределение энергии деления.

Осколки деления теряют свою кинетическую энергию в топливном элементе (путь, на котором они теряют энергию составляет около 10^{-3 см).}

γ-кванты, возникающие в момент деления ядра (мгновенное γ-излучение), поглощаются в ТВэл, в конструкционных материалах, замедлителе и биологической защите.

Захватное γ-излучение (возникающее в момент образования новых нуклидов при поглощении нейтрона ядром по реакции (n, γ)), γ-излучение при неупругом рассеянии нейтронов может возникать даже за пределами активной зоны. γ-излучение продуктов деления может выходить за пределы активной зоны.

Кинетическая энергия нейтронов деления передаётся ядрам замедлителя, топлива и конструкционных материалов при упругом и неупругом рассеянии вблизи ТВэл.

Нейтрино, образующиеся при β^--распадах продуктов деления ²³⁵U, уносят часть энергии распада за пределы активной зоны.

Утечка энергии из реактора за счёт перечисленных факторов зависит от размеров активной зоны, типа замедлителя, конструкционных материалов и т. д.

Важной характеристикой работоспособности активной зоны является глубина выгорания топлива — отношение массы выгоревшего нуклида за кампанию m_выг к начальной массе этого нуклида m_загр:

Важной характеристикой, определяющей экономичность реактора, является удельный расход ядерного топлива q_v:

, где

- m_выг — масса выгоревшего ²³⁵U, г;

- Q — энерговыработка, МВт * час.

Кампания реактора — время, в течение которого активная зона реактора может работать на номинальной мощности.

Энергозапас — способность реактора выработать за кампанию определённое количество энергии.

Q_ном = Т * N_ном

Энерговыработка — полное количество энергии, выработанное реактором с момента начала эксплуатации.

Q_выр = Σ N_i * τ_i

Энергоресурс — способность активной зоны работать до появления неустранимых дефектов.

При работе ядерного реактора количество U²³⁵, загруженного в реактор в начале кампании, уменьшается. Это, в конце концов, приводит к тому, что условия протекания самоподдерживающей цепной ядерной реакции будут нарушены. Поэтому, чтобы реактор в течение определённого времени — кампании реактора — мог работать на номинальной мощности, в реактор загружают дополнительное количество ядерного топлива — так называемая сверхкритическая загрузка топлива.

Выгорание ядерного топлива компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Дополнительная загрузка топлива на выгорание увеличивает величину реактивности, которой обладает реактор в начале кампании — создаётся запас реактивности на выгорание . По мере выгорания топлива уменьшается и созданный запас реактивности на выгорание.

Запас реактивности — максимально возможная реактивность при полностью извлечённых из активной зоны поглотителях.

Величина запаса реактивности, получаемого в результате сверхкритической загрузки топлива на выгорание, значительна и создаёт трудности в процессе управления реактором на разных этапах кампании (возникает необходимость в тяжёлых компенсаторах реактивности).

Поэтому применяется так называемый выгорающий поглотитель (ВП) — поглотитель, расположенный вместе с топливом, расходующийся по мере работы реактора и тем самым уменьшающий .

В качестве ВП используются Gd (σ_a = 47 * 10³ барн), B (σ_a = 750 барн для природного бора, состоящего из 81.2 % ¹¹B и 18.8 % ¹⁰B c σ_a = 4000 барн), Eu (σ_a = ……… барн).

Выгорание ¹⁰B идёт по реакции:

Эффективное сечение поглощения ⁷Li и ⁴He пренебрежимо мало по сравнению с ¹⁰B. Как выгорающий поглотитель бор может быть использован в твёрдом виде и в растворе (борной кислоты).

В идеальном случае выгорающий поглотитель должен в точности компенсировать изменение ρ_зап в любой момент кампании, но на практике это недостижимо.

Выгорающий поглотитель может быть размещён в активной зоне разными способами и, соответственно, по-разному компенсировать ρ_зап.

Гомогенизированное размещение ВП (блокировка ВП топливом): ВП и топливо размещены в одинаковом нейтронном потоке, то есть смешаны между собой. При этом ВП выгорает быстрее, чем топливо (ВП имеет большее сечение захвата нейтронов). На графике ρ_зап(Q) наблюдается положительный выбег реактивности (см. рис. выше).

Блокированное размещение ВП (самоблокировка ВП): ВП размещён в активной зоне в виде отдельных блоков, раздельно от топлива. ВП при этом равномерно выгорает слой за слоем (наружные слои ВП экранируют внутренние слои от нейтронов). При этом ВП выгорает медленнее топлива. На графике ρ_зап(Q) наблюдается отрицательный выбег реактивности.

График ρ_зап(Q) называют ещё кривой энерговыработки.

Кривая энерговыработки учитывает изменения ρ_зап вследствие не только выгорания топлива и выгорающего поглотителя, но и шлакования и образования вторичного топлива.

Выгорание ядерного топлива и соответствующее уменьшение ρ_зап происходит медленно, по мере изменения энерговыработки. Заметные изменения ρ_зап происходят при выработке значительных количеств энергии в течение длительных отрезков времени.

Отклонения ρ_зап от нулевого значения компенсируются перемещением в активной зоне компенсирующих решёток.

Скорость изменения запаса реактивности характеризуется темпом выгорания:

, где

Δρ — запас реактивности, который расходуется за промежуток кампании ΔQ.

Зная темп выгорания в конце кампании, можно по запасу реактивности Δρ_Q определить оставшийся энергоресурс реактора:

Однако такой расчёт может быть сделан лишь в конце кампании, когда темп выгорания становится практически постоянной величиной.

Воспроизводство ядерного топлива

Воспроизводство ядерного топлива — образование в ядерном реакторе при его работе вторичных делящихся нуклидов (Pu²³⁹, Pu²⁴¹, U²³³).

Наряду с реакциями деления U²³⁵ нейтронами происходят и следующие реакции:

U²³⁸ (n, γ) Np²³⁹ (β^-) Pu²³⁹

Pu²⁴⁰ (n, γ) Pu²⁴¹

Th²³² (n, γ) U²³³,

в результате которых вырабатывается вторичное ядерное топливо. Количество накапливающегося вторичного топлива зависит от конструкции активной зоны. В реакторах на быстрых нейтронах вторичное топливо может образовываться в количествах до 100 % от исходного количества ядер U²³⁵, в реакторах типа ВВЭР — 7 ÷ 10 %.

Вторичное топливо участвует в ядерных реакциях наряду с первичным, увеличивая его энергозапас. Таким образом, образование вторичного топлива частично компенсирует шлакование топлива.

Вторичное топливо можно также отделять и использовать в других целях.

Накопление Pu²³⁹ из Np²³⁹ идёт примерно одинаково с накоплением Sm¹⁴⁹ из Pm¹⁴⁹. Таким образом, процесс воспроизводства вторичного топлива частично компенсирует прометиевый провал.

Шлакование ядерного топлива

Шлакование — накопление осколков деления и продуктов их распада, поглощающих нейтроны и уменьшающих ρ_зап.

В ядерном реакторе в процессе кампании образуется около 200 нуклидов. Большинство их имеют разные небольшие или средние по величине сечения захвата нейтронов σ_а = 100÷1000 барн, что приводит к уменьшению ρ_зап при накоплении нуклидов за счёт уменьшения коэффициента использования тепловых нейтронов Θ (см. формулу четырёх сомножителей). Накопление нуклидов идёт с той же скоростью, что и распад U²³⁵, то есть пропорционально энерговыработке.

Уменьшение ρ_зап вследствие увеличения количества шлаков происходит только при работе реактора на мощности, а при стоянке реактора изменения ρ_зап от влияния шлаков практически не происходит, потому что не происходит изменения количества шлаков.

При стоянке реактора шлаки испытывают взаимопревращения, однако их суммарное сечение захвата при этом практически не меняется, потому что разные нуклиды имеют примерно равные сечения захвата.

Шлакование топлива компенсируется сверхкритической загрузкой топлива.

Создание запаса реактивности на шлакование также компенсируется выгорающим поглотителем.

Процессы шлакования, образования вторичного топлива и выгорания — медленные, связанные с кампанией реактора. При эксплуатации разделить эти два процесса невозможно.

Среди шлаков выделяются два нуклида: Xe¹³⁵ и Sm¹⁴⁹. По сравнению с остальными шлаками эти нуклиды имеют огромное сечение захвата нейтронов, поэтому их влияние на работу реактора значительнее и называется отравлением реактора. Расчёт и компенсация отравления реактора Xe¹³⁵ и Sm¹⁴⁹ делается особым образом.

Поиск по сайту: