Воспроизводство ядерного топлива

Накопление плутония. В каждом акте деления нейтронов освобождается больше, чем требуется для поддержания цепной реакции. Поскольку наряду с делением неизбежно происходит радиационный захват нейтронов делящимися ядрами, то на возбуждение каждого следующего акта деления требуется в среднем не один, а 1+a нейтронов. Остальные нейтроны поглощаются в других веществах активной зоны реактора или рассеиваются за ее пределы. Доля ушедших из активной зоны нейтронов обычно мала, а наибольшая часть избежавших утечки поглощается 238 U с превращением его в ²³⁹ Рu. Промежуточные продукты ²³⁹ U и ²³⁹ Np существенной роли не играют, поскольку имеют малые периоды полураспада. Равновесное число этих атомов в активной зоне реактора

где Q — скорость поглощения нейтронов в ²³⁸ U, а l — константа радиоактивного распада. И если l, велико, то равновесное количество атомов соответственно мало. Накапливаются в реакторе только долгоживущие продукты нейтронных реакций.

Число нейтронов в ядре ²³⁹ Рu нечетно, и он является делящимся нуклидом. По мере работы ядерного реактора количество ²³⁹Рu возрастает, и соответственно растет его вклад в поддержание цепной реакции. Но наряду с делением ²³⁹ Рu,подобно ²³⁵ U, поглощает нейтроны без деления с образованием ²⁴⁰ Рu. Последний содержит в ядре четное число нейтронов и делится только быстрыми нейтронами, а при радиационном захвате снова дает делящийся нуклид ²⁴¹ Рu.

Изотопы плутония вплоть до массового числа 242 имеют большие периоды полураспада и накапливаются в процессе работы реактора. Скорость накопления каждого из них, так же как и выгорания U, зависит от потока нейтронов, соответствующих сечений и вкладов поглощений при тепловых и резонансных энергиях. Накопление изотопов плутония и выгорание ²³⁵ U приведено на рис. 1, где по оси ординат отложено процентное содержание нуклидов в топливе, а по оси абсцисс — время работы реактора в диапазоне выгораний от 0 примерно до 4500 MBm × cyт / т.

Рис. 15. 1. Выгорание ²³⁵ U и накопление Pu

Коэффициент воспроизводства. Отношение числа вновь образовавшихся делящихся атомов к числу выгоревших делящихся атомов называется коэффициентом воспроизводства К_В.

К_В тем больше, чем меньше количество ²³⁵ U. Таким образом в реакторе с природным ураном К_В больше чем с обогащенным.

К_В тем больше, чем больше коэффициент теплового использования (q). Для природного урана К_В = 0,8.

Это значит, что при сгорании в реакторе на тепловых нейтронах 10 кг ²³⁵ U, из которых 8,5 кг претерпевает деление, попутно из ²³⁸ U вырабатывается 8 кг нового делящегося материала ²³⁹ Рu. Для энергетических реакторов на тепловых нейтронах К_В меньше 1.

Для ВВЭР К_В = 0,3 ¸ 0,6;

Для РБМК К_В = 0,6 ¸ 0,8;

Для БН К_В > 1.

Дата добавления: 2015-06-04