19148

Выгорание топлива. Единицы измерения глубины выгорания. Классификация осколков деления

Лекция

Энергетика

Лекция 12. Выгорание топлива. Единицы измерения глубины выгорания. Классификация осколков деления. Отравление и зашлаковывание реактора. Ксеноновая яма. Отравление самарием и неодимом. . Процессы происходящие в топливе во время работы реактора. Уменьшение ядер д

Русский

2013-07-11

159.5 KB

120 чел.

Лекция 12. Выгорание топлива. Единицы измерения глубины выгорания. Классификация осколков деления. Отравление и зашлаковывание реактора. Ксеноновая яма. Отравление самарием и неодимом.

.

Процессы, происходящие в топливе во время работы реактора.

  •  Уменьшение ядер делящегося нуклида ( 235U);
  •  Накопление осколков деления;
  •  Накопление актиноидов.

12.1. Выгорание топлива. Глубина выгорания.

Основным процессом, протекающим в ядерном реакторе, является деление ядер урана и плутония при поглощении ими нейтронов. В результате реакции деления ядро тяжелого изотопа распадается на два более легких ядра – осколка деления. Все осколки деления являются радиоактивными ядрами. Из-за избытка нейтронов в этих ядрах они испытывают бета-распад. Очень часто дочернее ядро распада будет находиться в возбужденном состоянии. При переходе из возбужденного состояния в основное ядро будет испускать гамма-кванты или гораздо реже запаздывающие нейтроны. Осколки с одинаковым массовым числом будут образовывать изобарную цепочку изотопов различных элементов.

Все изотопы, находящиеся в работающем ядерном реакторе, могут вступать во взаимодействие с нейтронами. Некоторые ядерные реакции будут приводить к появлению новых изотопов, многие из которых будут радиоактивными. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах основными реакциями, приводящими к появлению новых изотопов, являются радиационный захват нейтрона и деление тяжелых ядер.  

В результате реакции радиационного захвата нейтрона некоторым ядром появляется ядро нового изотопа того же химического элемента, как правило, в возбужденном состоянии. Возбужденное состояние снимается через испускание гамма-квантов, которые часто называются захватными.

Глубина выгорания ядерного топлива является физической величиной, равной энергии деления, выделенной в процессе эксплуатации ядерного топлива в реакторе, на единицу массы тяжелых атомов в свежем топливе. В данном случае в качестве размерности глубины выгорания используется . При делении тяжелого ядра выделяется около 200 МэВ энергии и появляются осколки деления. Масса осколков деления практически равна массе разделившегося ядра. Осколки деления испытывают бета-распад и образуют изобарные цепочки, на концах которых располагаются стабильные изотопы или изотопы с большими периодами полураспада. Учитывая это, глубину выгорания можно определить как отношение массы продуктов деления (ПД или FP), накопленных в процессе облучения топлива в реакторе, к соответствующей начальной массе тяжелых атомов (ТА). Размерность глубины выгорания в данном случае будет равна . Между двумя определениями глубины выгорания, данными выше, существует приблизительное соответствие:

1   ≈ 1,07 .

Деление 1 г 235U = 0,933 МВт*сут

Предельная глубина выгорания топлива

Проектная глубина выгорания топлива в реакторе

Максимальная глубина выгорания топлива в реакторе

Средняя глубина выгорания топлива в реакторе

Глубину выгорания также можно определить как долю первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов. В этом случае размерность глубины выгорания может быть выражена в процентах от первоначального количества тяжелых атомов. Однако при данном определении возникают вопросы, связанные с учетом или не учетом реакции радиационного захвата на тяжелых ядрах.

Значение глубины выгорания зависит от многих факторов: типа реактора, начального обогащения, истории облучения и т.д. В табл. 12.1 приведены характерные значения обогащения и типичные глубины выгорания для некоторых энергетических реакторов, работающих в мире. Из табл. 12.1 видно, что чем больше обогащение, тем больше достигаемая глубина выгорания. В последние десятилетия повышение средней глубины выгорания является общей тенденцией для реакторов всех типов. Например, средняя глубина выгорания легководных реакторов повысилась более чем в 2 раза за последние 40 лет. В современных проектах PWR и ВВЭР средние значения приближаются к 50 . Это достигается модернизацией конструкции ТВС, повышением начального обогащения топлива, введением выгорающих поглотителей и т.п.

Таблица 12.1.

Характерные значения глубины выгорания для различных реакторов

Реактор

Обогащение по 235U, %

В,

CANDU

0,72

8

ВВЭР (PWR)

4,4

40–50

РБМК

2,2

20–30

БН-600

17

70–100

Определение глубины выгорания ядерного топлива после его облучения в реакторе является актуальной задачей. Для решения данной задачи разработано множество расчетных и экспериментальных методик. Расчетные методики определения глубины выгорания ОЯТ и ОТВС основываются на решении уравнения переноса нейтронов в активной зоне реактора для расчета относительного энерговыделения в различных пространственных точках и на решении уравнений выгорания для учета изменения изотопного состава ОЯТ. Для каждого энергетического реактора разрабатывается специализированное программное обеспечение для решения данной задачи. На АЭС глубина выгорания определяется расчетным путем для каждой ТВС и заносится в специальную карточку. Фактически глубина выгорания является основной характеристикой ОТВС, на основе которой определяются другие ее характеристики.

Глубина выгорания ограничена:

  1.  Нейтронно-физическими изменениями топлива (переход в подкритику)
  2.  Стойкостью ТВЭЛов

В состав свежего ядерного топлива современных энергетических реакторов, если не учитывать примеси, входит всего несколько изотопов (например, для топлива из диоксида урана это изотопы: 235U, 238U, 16O). Из исходных изотопов в результате ядерных реакций взаимодействия с нейтронами образуются новые нуклиды. Новые нуклиды можно разделить на два класса: изотопы актиноидов и продукты ядерного деления. Изотопы актиноидов образуются, как правило, в результате реакции радиационного захвата и распадов тяжелых атомов. При этом в реакторе накапливаются изотопы элементов, которые отсутствуют в природе – нептуний, плутоний, америций, кюрий и т.д. Для этих элементов часто используют специальный термин – трансурановые элементы (находящиеся за ураном в периодической таблице). Продукты деления образуются в результате бета-распадов осколков деления, непосредственно возникающих в реакции деления тяжелых атомов. Далее будет излагаться информация о наиболее важных изотопах для каждого из указанных классов.

12.2. Классификация осколков деления.

Напомним, что осколки деления появляются непосредственно в результате деления тяжелого ядра. Осколки становятся продуктами деления после торможения в среде. Ядра осколков и продуктов деления являются ядрами изотопов элементов середины периодической таблицы (от цинка до гадолиния). Осколки и большинство продуктов деления имеют в своем составе избыток нейтронов по сравнению с устойчивыми атомами данной массы и поэтому являются бета-активными. Деление ядер осуществляется по более чем 50 каналам, в каждом из которых появляются различные осколки деления.

Значения всех выходов осколков деления, рассмотренные выше, зависят от делящегося ядра и энергии нейтрона, вызвавшего деление. Выходы более 600 осколков измерены для различных делящихся изотопов. Однако на сегодняшний день точность этих данных для большинства осколков не высокая (10–30 %). Исключение составляют кумулятивные выходы изотопов неодима для основных делящихся изотопов 235U и 239Pu. Эти данные представлены в табл. 12.2.

Таблица 12.2.

Выходы по цепочке изотопов неодима при делении изотопов урана и плутония тепловыми нейтронами

Изотоп неодима

235U

239Pu

yΣi

δ yΣi

yΣi

δ yΣi

143

5,94–2

5,6–4

4,47–2

6,6–4

144

5,46–2

3,8–4

3,75–2

3,7–4

145

3,93–2

3,1–4

3,05–2

4,8–4

146

2,98–2

2,3–4

2,50–2

4,0–4

148

1,67–2

1,7–4

1,69–2

2,5–4

150

6,5–3

6,5–5

9,8–3

1,6–5

Всего

0,206

0,164

Как видно из табл. 12.2, стабильные изотопы неодима являются концами шести изобарных цепочек с большим суммарным выходом элемента. При этом сечения радиационного захвата «крайних» изотопов неодима в тепловой области не превышают нескольких барн, и поэтому масса неодима накапливается в ОЯТ пропорционально глубине выгорания. Непосредственное выделение неодима из образца ОЯТ является на сегодняшний день самой точной экспериментальной методикой для измерения глубины выгорания.

Как уже отмечалось, в процессе деления тяжелых атомов могут образовываться более 600 различных продуктов деления. При этом большинство из них – короткоживущие, и их влияние на работу реактора и параметры ОЯТ после некоторого времени выдержки пренебрежимо мало. Однако такие изотопы вносят основной вклад активность ОЯТ сразу после остановки реактора, и поэтому их концентрации необходимо оценивать, так же как и концентрации долгоживущих изотопов. Список наиболее значимых долгоживущих продуктов деления приведен в табл. 12.3. В таблице также приведены средние энергии электронов и гамма-квантов выделяющиеся на 1 распад с учетом последующих звеньев изобарной цепочки. Рассмотрим, в качестве примера, изотоп цезия 137Cs. При его распаде в 94,6 случаев из 100 появляется метастабильный изотоп бария 137mBa, а в 5,4 случаях – стабильный изотоп бария 137Ba. При этом электрон уносит в среднем 0,19 МэВ энергии, а гамма-квантов практически не появляется. Метастабильный изотоп бария может перейти в основное состояние (стабильный изотоп бария 137Ba) либо испуская гамма-квант с энергией 0,661 МэВ, либо передавая энергию электронам атома, выбивая их с орбит. Вероятность испускания гамма-кванта около 90 %, поэтому энергия, которую уносят гамма-кванты при распаде 137Cs, составляет приблизительно 0,946 · 0,9 · 0,661 = 0,56 МэВ. Вероятность передачи энергии электронам около 10 %, поэтому при распаде 137mBa электроны получают приблизительно 0,946 · 0,1 · 0,661 = 0,06 МэВ. Полная энергия электронов, появляющихся в распаде 137Cs, составит 0,19 + 0,06 = 0,25 МэВ.

Таблица 12.3.

Долгоживущие продукты деления

Изотоп

T1/2

yΣi*, %

Qe**, МэВ

Qγ**, МэВ

Se-79

6,5·104 лет

0,05

0,05

0,05

Kr-85

10,7 лет

0,29

0,25

0,002

Sr-90

29,1 лет

5,85

1,13

Zr-93

1,53 года

6,32

0,05

0,02

Tc-99

2,1·105 года

6,18

0,09

Ru-106

1,01 года

0,41

1,42

0,20

Pd-107

6,5·106 лет

0,14

0,01

Sn-126

1,0·105 лет

0,06

0,70

1,80

Sb-125

2,73 года

0,03

0,10

0,43

I-129

1,6·107 лет

0,78

0,06

0,02

Cs-134

2,06 года

0***

0,16

1,55

Cs-135

2,3·106 лет

6,58

0,06

Cs-137

30,0 лет

6,24

0,25

0,56

Ce-144

285 суток

5,46

1,30

0,05

Pm-147

2,62 года

2,27

0,06

Sm-151

88,73 года

0,42

0,03

Eu-154

8,6 года

0***

0,28

1,23

Eu-155

4,96 года

0,03

0,06

0,06

* Полные выходы при делении 235U тепловым нейтроном.

** Энергия, с учетом последующих звеньев изобарной цепочки.

*** Накапливается в результате поглощения нейтронов более легким изотопом данного элемента.

Полная энергия, которая должна выделиться при распаде радиоактивного изотопа 137Cs в стабильный изотоп 137Ba, составляет 1,17 МэВ. Ее легко получить, зная соответствующие атомные массы. Опираясь на закон сохранения энергии, можно утверждать, что 0,36 МэВ уносит с собой электронное антинейтрино. Осколки и продукты деления можно разбивать на группы различными способами в зависимости от изучаемых характеристик ЯТ. Например, с точки зрения влияния продуктов деления на коэффициент размножения реактора важны их сечения поглощения, полные выходы изотопов и период полураспада для радиоактивных изотопов. В табл. 12.4 приведены значения данных характеристик для изотопов, вносящих основной вклад в поглощение продуктов деления в процессе работы ядерного реактора. Значения этих характеристик будут определять вклад изотопа в суммарное поглощение осколков в различные моменты времени. На концентрацию любого изотопа влияют два типа ядерных процессов – процессы, приводящие к появлению данного изотопа (распад предшественника по изобарной цепочке, прямой выход в результате деления тяжелых ядер, реакция радиационного захвата на соответствующем изотопе и др.), и процессы, приводящие к исчезновению данного изотопа (распад, радиационный захват нейтрона и др.). Через некоторое время после работы реактора может установиться равновесие для данных конкурирующих процессов, и концентрация изотопа не будет изменяться. В этом случае говорят о равновесных концентрациях изотопов. Равновесные концентрации, как правило, достигаются для короткоживущих изотопов или изотопов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. После остановки реактора или перехода с одного уровня мощности на другой описанное равновесие нарушается, и концентрации изотопов будут изменяться. Из курсов ядерной физики и физики ядерных реакторов хорошо известны термины – йодная яма, ксеноновые колебания, самариевая «смерть». Все эти физические процессы связаны с изменением концентраций различных продуктов деления.

Таблица 12.4.

Продукты деления, вносящие значимый вклад в суммарное поглощение

Изотоп

T1/2

yΣi*, %

σn**, барн

Xe-135

9,14 ч

6,58

2,65·106

Rh-103

3,02

147

Nd-143

5,94

325

Xe-131

2,89

85

Sm-149

1,05

4,02·104

Cs-133

6,61

29

Tc-99

2,1·105 года

6,18

20

Pm-147

2,62 года

2,27

167

Sm-151

88,73 года

0,42

1,52·104

Sm-152

0,26

206

Eu-153

0,15

313

Nd-145

3,93

44

Eu-155

4,96 года

0,03

3758

Sm-150

0***

109

Eu-154

8,6 года

0***

1842

Mo-95

6,56

14

Pm-148m

41,3 дня

0***

1,06·104

Ag-109

0,03

91

Ru-101

5,14

3

Rh-105

1,47 дня

0,96

1,58·104

* Полные выходы при делении 235U тепловым нейтроном.

** Сечения радиационного захвата в тепловой точке (En = 0,025 МэВ).

*** Накапливается в результате поглощения нейтронов более легким изотопом данного элемента.

Для корректного учета поглощения продуктов деления в процессе работы ядерного реактора в настоящее время учитывают концентрации более 100 изотопов различных элементов. При этом часть поглотителей не являются продуктами деления, а появляются в результате радиационного захвата на продуктах деления. В табл. 12.4 такими изотопами являются изотопы: 150Sm, 154Eu и 148mPm. Известным изотопом данного типа является изотоп цезия 134Cs, который появляется в результате радиационного захвата нейтрона ядром изотопа 133Cs. Изотоп цезия 134Cs в процессе бета-распада испускает несколько характерных гамма-квантов, и его концентрация в ОЯТ может быть определена методами гамма-спектрометрии, так же как и концентрация изотопа 137Cs. Отношение концентраций изотопов цезия 134Cs и 137Cs является информативным индексом, по которому можно судить о характеристиках ОЯТ. Например, в продуктах деления ядерного взрыва значение данного индекса равно 0, так как 134Cs не является продуктом деления. Поэтому значение индекса позволяет делать выводы об источнике загрязнения местности или объекта продуктами деления.

12.3. Отравление реактора

Отравление реактора (Reactor poisoning) - поглощение нейтронов частью ядер, у которых сечения поглощения в области энергии тепловых нейтронов велики (образующихся при делении урана и плутония) концентрация которых относительно быстро достигает равновесного значения. Отравление реактора практически полностью определяется ядрами 135Xe и 149Sm. Рассмотрим отравление 135Xe. Вероятность поглощения тепловых нейтронов этим нуклидом очень велика. Поэтому отравление наиболее существенно в реакторах на тепловых нейтронах и практически отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах.

Можно предположить, что 135Xe возникает лишь при делении U-235, потому что выход 135Xe слабо меняется из-за присутствия других делящих ядер. После пуска реактора количество 135Xe вначале довольно резко возрастает, а затем, через некоторое время из-за ряда процессов достигает стационарного уровня (при работе реактора на стационарном уровне мощности). После остановки реактора количество ядер 135Xe увеличивается и проходит через максимум. При уменьшении потока нейтронов до нуля прекращается убыль ядер 135Xe вследствие поглощения нейтронов, которая является преобладающей при достаточно больших мощностях. В то же время скорость образования ядер 135Xe уменьшается гораздо медленнее, так как время жизни 135I достаточно велико.

Таким образом, после остановки реактора происходит уменьшение реактивности (обусловленное увеличением отравления ксеноном), которое принято называть йодной ямой. Поэтому при пуске реактора после кратковременной остановки требуется запас реактивности для компенсации йодной ямы. С помощью специальных режимов остановки реактора удается заметно уменьшить глубину йодной ямы, а значит, и запас реактивности, необходимый для пуска реактора после кратковременной остановки. Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается. Теперь рассмотрим отравление реактора 149Sm. Потеря нейтронов за счет отравления самарием значительно меньше, чем за счет отравления ксеноном. Аналогично 135Xe, после пуска реактора для 149Sm наблюдается сначала рост концентрации самария, а потом насыщение. Время насыщения определяется мощностью реактора. При остановке реактора происходит возрастание количества ядер 149Sm вследствие радиоактивного распада 149Pm и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер 149Sm монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью 149Sm. Количество самария при насыщении тем больше, чем на большей мощности работал реактор до остановки. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением 149Sm, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени. Снижение реактивности вследствие поглощения нейтронов в активной зоне реактора образующимисvпродуктами деления (главным образом, 135Xe и 149Sm).

Таблица 12.5.

Изобарная цепочка осколков и продуктов деления с А = 135

50Sn

51Sb

52Te

53I

54Xe

55Cs

yi

9,3-6

1,1-3

0,036

0,026

0,003

4,4-6

yΣi

9,3-6

1,1-3

0,037

0,063

0,066

0,066

T1/2

0,85 с

1,7 с

19 с

6,61 ч

9,09 ч

2,3+6 лет


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

85234. ОСОБЕННОСТИ НАСЛЕДОВАНИЯ ОТДЕЛЬНЫХ ВИДОВ ИМУЩЕСТВА ПО ЗАКОНОДАТЕЛЬСТВУ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ 446 KB
  Одним из наиважнейших элементов в системе частного права на котором в большой степени основывается институт права частной собственности выступает наследственное право поскольку даже сама возможность передачи по наследству нажитого направлена на обеспечение стабильности имущественных...
85235. ПУТИ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ ИНВЕСТИЦИОННОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ НА ПРИМЕРЕ ЗАО «СТРОЙСЕРВИС» 374.5 KB
  Для успешного развития любой отрасли экономики необходимо своевременное воспроизводство капитала посредством инвестиций. Их количественный и качественный состав определяет характер и скорость восполнения экономических ресурсов, потребляемых в процессе производства благ.
85236. Совершенствование регулирования деятельности коммерческих банков Центробанком 724 KB
  Оптимизация стратегии реформирования российской экономики обеспечение стабильного развития и динамичных темпов экономического роста являются в настоящее время без преувеличения первостепенной задачей. Одной из важных задач российской экономической науки сегодня является исследование влияния государства...
85237. Утеплювач для зовнішніх огороджуючих конструкцій 457.06 KB
  Розрахунок тепловтрат зовнішніх огороджуючи конструкцій. Найбільш поширеними системами теплоізоляції є системи фасадної теплоізоляції опоряджені штукатурками та конструкції зовнішніх стін із фасадною теплоізоляцією з вентильованим повітряним прошарком.
85239. АНАЛИЗ ОРГАНИЗАЦИИ И ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ВНЕДРЕНИЯ CRM-СИСТЕМЫ 2.56 MB
  Целью данной работы является оценка эффективности внедрения CRM-системы «Петрол плюс». Для достижения поставленной цели выполняются следующие задачи: Описание особенностей, видов и этапов внедрения CRM-систем; Обоснование показателей эффективности внедрения CRM-систем...
85240. Активное управление портфелем ценных бумаг в условиях неопределенности и риска 1.81 MB
  На современном этапе реформирования экономики Украины, актуальной проблемой является обеспечение полноценного функционирования фондового рынка, как эффективного механизма перераспределения финансовых ресурсов между субъектами экономической деятельности.
85241. Пути повышения эффективности управления оборотными активами ОАО «Дзержинский мясокомбинат» 550.5 KB
  Теоретические основы управления оборотными активами Общие основы управления оборотными активами Особенности управления оборотными активами Анализ технико-экономических и финансовых показателей ОАО Дзержинский мясокомбинат Пути повышения эффективности управления оборотными активами ОАО Дзержинский мясокомбинат Анализ состава и структуры оборотных активов ОАО Дзержинский мясокомбинат Оптимизация размера основных видов оборотных активов Пути рационального использования оборотных средств ОАО Дзержинский...