Нейтронный яд
В таких приложениях, как ядерные реакторы , нейтронный яд (также называемый поглотителем нейтронов или ядерным ядом ) представляет собой вещество с большим поперечным сечением поглощения нейтронов . [1] В таких приложениях поглощение нейтронов обычно является нежелательным эффектом. Однако материалы, поглощающие нейтроны, также называемые ядами, намеренно вводятся в некоторые типы реакторов, чтобы снизить высокую реактивность их первоначальной загрузки свежего топлива. Некоторые из этих ядов истощаются по мере поглощения нейтронов во время работы реактора, тогда как другие остаются относительно постоянными.
Захват нейтронов продуктами деления с коротким периодом полураспада известен как отравление реактора ; Захват нейтронов долгоживущими или стабильными продуктами деления называется шлакованием реактора . [2]
Яды переходных деления продуктов
Некоторые продукты деления, образующиеся в ходе ядерных реакций , обладают высокой способностью поглощения нейтронов, например ксенон-135 (микроскопическое сечение σ = 2 000 000 барн (б); до 3 млн барн в реакторных условиях) [3] и самарий-149 (σ = 74500 б). Поскольку эти два яда продуктов деления удаляют нейтроны из реактора, они будут влиять на коэффициент теплового использования и, следовательно, на реактивность. Отравление активной зоны реактора этими продуктами деления может стать настолько серьезным, что цепная реакция застопорится.
Ксенон-135 особенно сильно влияет на работу ядерного реактора, поскольку это самый мощный из известных нейтронных ядов. Невозможность перезапуска реактора из-за накопления ксенона-135 (достигает максимума примерно через 10 часов) иногда называют запретом запуска ксенона . Период времени, в течение которого реактор не может преодолеть воздействие ксенона-135, называется мертвым временем ксенона или ядовитым отключением . В периоды стационарной работы, при постоянном уровне потока нейтронов , концентрация ксенона-135 достигает равновесного значения для данной мощности реактора примерно за 40–50 часов. При увеличении мощности реактора концентрация ксенона-135 первоначально снижается, поскольку выгорание увеличивается на новом, более высоком уровне мощности. Таким образом, динамика отравления ксеноном важна для стабильности структуры потока и геометрического распределения мощности, особенно в физически больших реакторах.
Поскольку 95% производства ксенона-135 происходит в результате распада йода-135 , период полураспада которого составляет от 6 до 7 часов, производство ксенона-135 остается постоянным; в этот момент концентрация ксенона-135 достигает минимума. Затем концентрация увеличивается до равновесия для нового уровня мощности за то же время, примерно от 40 до 50 часов. Величина и скорость изменения концентрации в течение первых 4–6 часов после изменения мощности зависят от начального уровня мощности и от величины изменения уровня мощности; изменение концентрации ксенона-135 тем больше, чем больше изменение уровня мощности. При уменьшении мощности реактора процесс происходит в обратном порядке. [4]
Поскольку самарий-149 не радиоактивен и не удаляется при распаде, с ним возникают проблемы, несколько отличающиеся от тех, с которыми сталкиваются ксенон-135. Равновесная концентрация (и, следовательно, эффект отравления) достигает равновесного значения во время работы реактора примерно за 500 часов (около трех недель), а поскольку самарий-149 стабилен, концентрация остается практически постоянной во время работы реактора. [5] Другой проблемный изотоп, который накапливается, — это гадолиний-157 с микроскопическим сечением σ = 200 000 барн.
ядов деления Накопление продуктов
Существует множество других продуктов деления, которые из-за своей концентрации и сечения поглощения тепловых нейтронов оказывают отравляющее воздействие на работу реактора. По отдельности они не имеют большого значения, но в совокупности дают значительный эффект. Их часто характеризуют как концентрированные яды продуктов деления со средней скоростью 50 барнов , и они накапливаются в реакторе за одно событие деления. Накопление ядов продуктов деления в топливе в конечном итоге приводит к потере эффективности, а в некоторых случаях и к нестабильности. На практике накопление реакторных ядов в ядерном топливе — это то, что определяет срок службы ядерного топлива в реакторе: задолго до того, как произошли все возможные деления, накопление долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, гасит цепную реакцию. Именно по этой причине ядерная переработка является полезной деятельностью: твердое отработавшее ядерное топливо содержит около 97% исходного расщепляющегося материала, присутствующего во вновь произведенном ядерном топливе. Химическое разделение продуктов деления восстанавливает топливо, чтобы его можно было использовать снова.
Другие потенциальные подходы к удалению продуктов деления включают твердое, но пористое топливо, позволяющее выходить продуктам деления. [6] и жидкое или газообразное топливо ( реактор с расплавленной солью , водный гомогенный реактор ). Это облегчает проблему накопления продуктов деления в топливе, но создает дополнительную проблему безопасного удаления и хранения продуктов деления. Некоторые продукты деления сами по себе стабильны или быстро распадаются до стабильных нуклидов. Из (примерно полдюжины каждого) среднеживущих и долгоживущих продуктов деления некоторые, например 99
Tc предлагаются для ядерной трансмутации именно из-за их немалого сечения захвата.
Другие продукты деления с относительно высокими сечениями поглощения включают: 83 Кр, 95 Для, 143 Нд, 147 Пм. [7] Выше этой массы даже многие изотопы с четными массовыми числами имеют большие сечения поглощения, что позволяет одному ядру последовательно поглощать несколько нейтронов.При делении более тяжелых актинидов образуется больше более тяжелых продуктов деления в диапазоне лантаноидов, поэтому общее сечение поглощения нейтронов продуктами деления выше. [8]
В быстром реакторе ситуация с отравлением продуктами деления может существенно отличаться, поскольку поглощения нейтронов сечения могут различаться для тепловых нейтронов и быстрых нейтронов . теплоносителем РБЭК-М свинцово-висмутовым В быстром реакторе со продукты деления, в которых захват нейтронов составляет более 5% от общего количества продуктов деления, в порядке очереди 133 Кс, 101 Ру, 103 Рх, 99 Тс, 105 ПД и 107 Pd в ядре , с 149 См замена 107 Pd за 6 место в племенном рейтинге. [9]
Яды распада [ править ]
Помимо ядов продуктов деления, другие материалы в реакторе распадаются до материалов, которые действуют как нейтронные яды. Примером этого является распад трития до гелия-3 . Поскольку период полураспада трития составляет 12,3 года, обычно этот распад существенно не влияет на работу реактора, поскольку скорость распада трития очень медленная. Однако, если тритий производится в реакторе, а затем остается в реакторе в течение длительного останова в несколько месяцев, достаточное количество трития может распасться до гелия-3, что приведет к значительному увеличению отрицательной реакционной способности. Любой гелий-3, образовавшийся в реакторе во время периода остановки, будет удален во время последующей работы в результате нейтронно-протонной реакции. [ нужны разъяснения ] Тяжеловодные реакторы под давлением будут производить небольшие, но заметные количества трития за счет захвата нейтронов в тяжеловодном замедлителе, который также распадается на гелий-3. Учитывая высокую рыночную стоимость как трития, так и гелия-3, тритий периодически удаляется из замедлителя/хладагента некоторых реакторов CANDU и продается с прибылью. [10] Борирование воды (добавление борной кислоты к замедлителю/хладагенту), которое обычно используется в легководных реакторах под давлением, также приводит к образованию значительных количеств трития посредством последовательных реакций. 10
5 Б ( н , а ) 7
3 Ли и 7
3 Ли (n,α n) 3
1 Тл или (при наличии быстрых нейтронов ) 7
3 Ли (n,2n) 6
3 Ли и впоследствии 6
3 Ли (n,α) 3
1 Т . Быстрые нейтроны также производят тритий непосредственно из бора через 10
5 Б (n,2α) 3
1 Т . [11] Все ядерные реакторы деления производят определенное количество трития посредством тройного деления . [12]
Контроль ядов [ править ]
В процессе работы реактора количество топлива, содержащегося в активной зоне, монотонно уменьшается . топливо сверх того, которое необходимо для точной критичности Если реактор должен работать в течение длительного периода времени, при заправке реактора необходимо добавлять . Положительная реактивность из-за избытка топлива должна быть сбалансирована отрицательной реактивностью материала, поглощающего нейтроны. Подвижные стержни управления, содержащие материал, поглощающий нейтроны, являются одним из методов, но сами по себе стержни управления для компенсации избыточной реактивности могут оказаться непрактичными для конкретной конструкции активной зоны, поскольку для стержней или их механизмов может быть недостаточно места, особенно на подводных лодках, где пространство особенно ограничено. с премией.
Горючие яды [ править ]
Чтобы контролировать большое количество избыточной реактивности топлива без управляющих стержней, в активную зону загружают горючие поглотители. Выгорающие яды — это материалы, имеющие высокое сечение поглощения нейтронов, которые в результате поглощения нейтронов превращаются в материалы с относительно низким сечением поглощения. Из-за выгорания отравляющего материала отрицательная реактивность выгорающего яда уменьшается в течение срока службы активной зоны. В идеале эти яды должны снижать свою отрицательную реактивность с той же скоростью, с которой истощается избыточная положительная реактивность топлива.
Фиксированные горючие яды обычно используются в виде соединений бора. [13] или гадолиний , которым придают форму отдельных решетчатых штифтов или пластин или вводят в качестве добавок к топливу. Поскольку они обычно распределяются более равномерно, чем стержни управления, эти яды менее разрушительны для распределения энергии в активной зоне. Фиксированные выгорающие поглотители также могут быть дискретно загружены в определенные места активной зоны, чтобы формировать или контролировать профили потока, чтобы предотвратить чрезмерный поток и пиковые значения мощности вблизи определенных областей реактора. Однако в настоящее время в этой службе используются фиксированные негорючие яды. [14]
Негорючий яд [ править ]
Невоспламеняющийся яд — это тот, который поддерживает постоянную отрицательную реактивность на протяжении всего срока службы активной зоны. Хотя ни один нейтронный яд не является строго негорючим, некоторые материалы при определенных условиях можно рассматривать как негорючие яды. Одним из примеров является гафний . Имеет пять стабильных изотопов . 176
хф
через 180
хф
, которые все могут поглощать нейтроны, поэтому первые четыре химически не изменяются за счет поглощения нейтронов. (Окончательное поглощение приводит к 181
хф
, который бета-распадает до 181
Облицовка
.) Эта цепочка поглощения приводит к образованию долгоживущего горючего яда, характеристики которого приближаются к негорючим. [15]
Растворимые яды [ править ]
Растворимые яды, также называемые химическими прокладками , производят пространственно однородное поглощение нейтронов при растворении в водном теплоносителе . Наиболее распространенным растворимым ядом в коммерческих реакторах с водой под давлением (PWR) является борная кислота , которую часто называют растворимым бором . Борная кислота в теплоносителе снижает коэффициент теплового использования, вызывая снижение реактивности. Изменяя концентрацию борной кислоты в теплоносителе (процесс, называемый борированием и разбавлением), можно легко изменять реакционную способность активной зоны. Если концентрация бора увеличивается (борирование), теплоноситель/замедлитель поглощает больше нейтронов, добавляя отрицательную реактивность. При уменьшении концентрации бора (разбавлении) добавляется положительная реактивность. Изменение концентрации бора в реакторе PWR представляет собой медленный процесс и используется в первую очередь для компенсации выгорания топлива или накопления отравляющих веществ.
Изменение концентрации бора позволяет свести к минимуму использование регулирующего стержня, что приводит к более плоскому профилю потока в активной зоне, чем можно получить при вставке стержня. Более плоский профиль потока возникает потому, что нет областей с пониженным потоком, подобных тем, которые могли бы возникнуть вблизи вставленных регулирующих стержней. Эта система не получила широкого распространения, поскольку химические вещества делают температурный коэффициент реактивности замедлителя менее отрицательным. [14] Все коммерческие типы PWR, работающие в США (Westinghouse, Combustion Engineering и Babcock & Wilcox), используют растворимый бор для контроля избыточной реактивности. Реакторы ВМС США и реакторы с кипящей водой этого не делают. [ нужна ссылка ] Одна из известных проблем, связанных с борной кислотой, заключается в том, что она увеличивает риск коррозии, о чем свидетельствует инцидент, произошедший в 2002 году на атомной электростанции Дэвис-Бесс . [16]
Растворимые яды также используются в системах аварийного отключения. Во время SCRAM операторы могут впрыскивать растворы, содержащие нейтронные поглотители, непосредственно в теплоноситель реактора. различные водные растворы, в том числе буру и нитрат гадолиния (Gd(NO 3 ) 3 · x H 2 O). Используют [14]
Ссылки [ править ]
- ^ «Ядерный яд (или нейтронный яд)» . Глоссарий . Комиссия по ядерному регулированию США . 7 мая 2014 года. Архивировано из оригинала 14 июля 2014 года . Проверено 4 июля 2014 г.
- ^ Круглов, Аркадий (2002). История советской атомной промышленности . Пер. Андрей Лохов. Лондон: Тейлор и Фрэнсис. п. 57. ИСБН 0-415-26970-9 . OCLC 50952983 . Проверено 4 июля 2014 г.
- ^ « Отравление ксеноном или поглощение нейтронов в реакторах» . гиперфизика.phy-astr.gsu.edu . Архивировано из оригинала 3 апреля 2018 года . Проверено 12 апреля 2018 г.
- ^ Справочник Министерства энергетики, стр. 35–42.
- ^ Справочник Министерства энергетики, стр. 43–47.
- ^ Ливиу Попа-Симил (2007). «Преимущества топлива, не содержащего ядов» . Космическая ядерная конференция 2007. Архивировано из оригинала 2 марта 2008 года . Проверено 27 сентября 2007 г.
- ^ Таблица B-3: Сечения захвата тепловых нейтронов и резонансные интегралы - Ядерные данные о продуктах деления. Архивировано 6 июля 2011 г. на Wayback Machine.
- ^ «Эволюция сечений продуктов деления» . Архивировано из оригинала 2 января 2009 года . Проверено 12 апреля 2023 г.
- ^ А.А. Дудников, А.А. Седов. «Балансовые расчеты реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем РБЭК-М» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии . [ постоянная мертвая ссылка ]
- ^ Пирсон, Ричард Дж.; Антониацци, Армандо Б.; Наттолл, Уильям Дж. (1 ноября 2018 г.). «Поставки и использование трития: ключевой вопрос развития термоядерной энергетики» . Термоядерная инженерия и дизайн . 136 : 1140–1148. дои : 10.1016/j.fusengdes.2018.04.090 . S2CID 53560490 .
- ^ Использование бора в PWR и FHR. Архивировано 4 февраля 2022 года в Wayback Machine.
- ^ «Тройное деление | Nuclear-power.com» . Ядерная энергетика . Архивировано из оригинала 7 марта 2022 года . Проверено 7 марта 2022 г.
- ^ Изготовление и оценка уран-глиноземных топливных элементов и выгорающих отравляющих элементов из карбида бора. Архивировано 11 марта 2023 года в Wayback Machine , Висный, Л.Г. и Тейлор, К.М., в «Специальной технической публикации ASTM № 276: Материалы для ядерных применений», Комитет. Сотрудники E-10, Американское общество по испытанию материалов , 1959 г.
- ^ Jump up to: Перейти обратно: а б с Справочник DOE, стр. 31.
- ^ Справочник Министерства энергетики, стр. 32.
- ^ Счетная палата правительства США (2006 г.). «Отчет Конгрессу» (PDF) . п. 1.
Библиография [ править ]
- Справочник Министерства энергетики США по основам ядерной физики и теории реакторов, Том. 2 (PDF) . Министерство энергетики США . Январь 1993 г. Архивировано из оригинала (PDF) 3 декабря 2013 г. . Проверено 23 сентября 2012 г.