Быстрый реактор Российская программа по быстрым реакторам Курсовой проект реактор ВВЭР Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика в мире Основы физики ядерных реакторов Воспроизводство ядерного топлива

 Расчёт кампании водо-водянного реактора

Изменение концентрации топливных компонент в реакторе

Во время работы в реакторе непрерывно протекают процессы, приводящие к изменению нуклидного состава. С течением времени постепенно выгорают ядра загруженного в реактор топлива и образуются новые. Среди последних следует выделить делящиеся ядра . Процесс накопления этих ядер принято называть воспроизводством делящегося материала.

Поглощение нейтронов теми ядрами, концентрация которых довольно быстро достигает равновесного значения, называют отравлением реактора. К этой группе относятся .

Все остальные новые ядра называют шлаками, а поглощение нейтронов этими ядрами - шлакованием реактора.

Для решения задачи используем ряд упрощений:

не будем учитывать ядра   ввиду малости их времени жизни;

  считаем  и  шлаками из-за малости их сечения поглощения нейтронов;

  пренебрегаем радиоактивным распадом всех изотопов урана и плутония и изменением во времени ядерной плотности ;

 не будем учитывать поглощение нейтронов в области замедления, кроме радиационного захвата ядрами ;

предполагаем отсутствие пространственной зависимости потока нейтронов , то есть учитываем только среднее значение потока нейтронов в топливе;

рассмотрение процесса изменения нуклидного состав для элементарного объёма;

все величины, относящиеся к различным ядрам, будем записывать с соответствующими индексами: - 5, - 8, - 9, - 0, - 1.

Тогда система дифференциальных уравнений изменения во времени ядерных плотностей компонентов реактора имеет вид:

, (3.29)

где последнее слагаемое в уравнении для  описывает прибыль  за счёт резонансного радиационного захвата нейтронов ядрами .

Вводя величину - безразмерное время, которое представляет собой относительную убыль ядерной плотности  и связанное с реальным временем  отношением: , для  можно записать так:

, (3.30)

где -начальное значение ядерной плотности ; величина в секундах.

Расчёт временных зависимостей ядерных плотностей возможен, если известна зависимость потока нейтронов во времени. Если считать неизменной во времени мощность  реактора, то значение  в любой момент времени можно определить так:

  , (3.31)

где - тепловая мощность реактора, Вт;  - объём топлива в активной зоне реактора, см3.

  Задавая различные интервалы времени и подставляя значения микроконстант в уравнениях (3.30) и (3.31) можно построить зависимость изменения ядерных плотностей рассматриваемых изотопов как функции времени.

 Оценка отравления реактора

Отравление реактора практически полностью определяется ядрами  и . Предположим, что  возникает лишь при делении . Если пренебречь также из-за малости его времени жизни и поглощения нейтронов нуклидом  ввиду малости его сечения поглощения, то дифференциальные уравнения изменения ядерных плотностей  и  во времени имеют вид:

 , (3.32)

где - вероятность выхода  на один акт деления ;  и - постоянные радиоактивного распада  и ; барн- сечение поглощения тепловых нейтронов ядрами .

 В состоянии равновесия , тогда

 , (3.33)

где ;

 Перейдём к оценке отравления . Если пренебречь в цепочке образования , то для ядерных плотностей и  можно записать:

  (3.34)

где - вероятность выхода  при делении ; барн.

Подобно , для самария наблюдается насыщение при

  (3.35)

Полагая, что насыщение достигается для каждого значения , можно рассчитать изменения равновесных концентраций и при различных временах работы реактора.

Один из наиболее острых и волнующих сегодня общественность аспектов ядерного топливного цикла - это вопросы размещения и хранения радиоактивных отходов. Наиболее трудный из них - это вопрос о высокоуровневых отходах, в работе с которыми имеются два различных стратегических подхода: первый заключается в переработке исчерпанного топлива с целью отделения высокоуровневых отходов с их последующим остекловыванием (или битумированием) и захоронением, а второй заключается в прямом захоронении исчерпанных тепловыделяющих элементов вместе с содержащимися в них высокоуровневыми отходами.
Перспективы развития быстрых реакторов