Неоновое отравление реактора

Большое влияние на процесс регулирования реакторов оказывают процессы, связанные с образованием и выгоранием изотопа 136Хе, являющегося, как уже отмечалось, сильным поглотителем нейтронов. Этот процесс обусловливает длительный (до двух суток) нестационарный режим работы реактора при каждом изменении его мощности. Основная часть ядер 13бХе образуется в соответствии с уравнением (7.4) при радиоактивном распаде 13Б1. Некоторая часть ядер 13бХе является непосредственно осколками деления ядер 235U. Процесс изменения во времени концентраций ядер 1361 и РбХе можно, считая пренебрежимо малым период полураспада предшественника йода 135Те, описать следующими уравнениями [24]: где п\ и пХе — концентрация ядер 13б1 и 136Хе; рг = 0,056 — вероятность образования при делении 236U ядер 136Те, являющегося непосредственным предшественником 13б1; рХе = 0,003 — вероятность образования ядер 13бХе как непосредственных осколков деления 286U; St — макроскопическое сечение деления топлива; ф = пи — поток тепловых нейтронов; п — плотность потока нейтронов; v — скорость нейтронов; и Ххе—постоянные радиоактивного распада 13б1 и 13бХе, оХе — сечение захвата нейтронов 13бХе.
Пусть в некоторый момент времени t = 0, до которого реактор работал в установившемся режиме со значениями параметров, поток тепловых нейтронов скачкообразно изменен на величину АФ. После интегрирования уравнений будем иметь
Из уравнений (7.10) следует, что каждому значению плотности потока нейтронов Ф соответствует свое равновесное значение концентрации 1збХе.
Отравление реактора характеризуют отношением числа нейтронов, захваченных ядрами 136Хе, к числу нейтронов, поглощенных в ядерном топливе, где — макроскопическое сечение захвата нейтронов ядрами топлива.
При равновесной концентрации ксенона это отношение равно
При малой плотности потока нейтронов [Ф < 1012 ней-трон/(см2-с) ] вторым членом в знаменателе формулы можно пренебречь. При этом равновесное отравление ксеноном мало. Если потоки нейтронов велики [Ф > 1014 нейтрон/(см2'с)], то можно пренебречь первым членом в знаменателе; при этом равновесное отравление перестает зависеть от потока нейтронов. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах средний поток Ф составляет 1013—1014 нейтрон/(см2-с). При этом равновесное отравление реактора близко к максимальному.
Поглощение нейтронов ядрами 13БХе вносит в активную зону отрицательную реактивность, учитываемую слагаемым в правой части уравнения (3.16). Уменьшение реактивности за счет ксенонового отравления можно определить соотношением, где q3 — относительное поглощение нейтронов замедлителем. Если его можно считать достаточно малым, последнее соотношение можно переписать рХс —qXe.
Рассмотрим процессы изменения концентрации ксенона при переходных режимах реактора (рис. 7.6). Будем полагать, что реактор достаточно длительное время (более двух суток) после пуска (ему соответствует момент времени t = 0) проработал с неизменной мощностью Nx. При этом концентрации иода и ксенона достигли своих равновесных значений п10 и пХе0, а потеря реактивности, вызванная стационарным отравлением, —Рхео- Пусть запас реактивности органов СУЗ реактора составляет при этом р3. После остановки реактора в момент времени t0 (рис. 7.6, а) прекращается образование новых ядер 13б1 и уничтожение ядер 13бХе поглощаемыми нейтронами. Радиоактивный распад накопившихся к моменту остановки ядер 1361 и 135Хе с периодом полураспада 6,7 ч и 9,13 ч соответственно продолжается после остановки реактора. Распад ядер 1361 приводит к образованию новых ядер 135Хе в соответствии с уравнением (7.4). Так как этот процесс протекает быстрее, чем распад ядер 18бХе, то концентрация последнего возрастает. В соответствии со вторым из уравнений (7.6) максимальная концентрация ксенона будет достигнута в момент времени, когда = Я.Хе«Хе, после чего начнется ее уменьшение.
Пропорционально изменению концентрации ксенона, но с обратным знаком изменяется величина рХе в уравнении (3.16) и соответственно запас реактивности реактора. Уменьшение запаса реактивности вследствие накопления ксенона после остановки или снижения мощности реактора называют «йодной ямой». Приведенные результаты показывают, что длительный промежуток времени после остановки или снижения мощности (до двух суток) реактор не достигает стационарного режима по накоплению ксенона. Отрицательная реактивность в результате нестационарного ксенонового отравления может превысить имеющийся запас реактивности. Период времени после остановки реактора tn. с, в течение которого | рХе | < р3, называют временем допустимой стоянки. В течение этого периода за счет имеющегося запаса реактивности реактор может быть выведен в критическое состояние и пущен после остановки. Период времени tB, 0, на протяжении которого имеющегося запаса реактивности недостаточно для компенсации нестационарного ксенонового отравления и поддержания критического режима реактора, называют периодом вынужденной стоянки. В течение этого периода пуск реактора невозможен. По истечении этого периода концентрация ксенона уменьшается настолько, что обусловленная ксеноновым отравлением потеря реактивности рХе становится меньше имеющегося запаса, и запуск реактора становится возможным. Равновесному режиму, достигаемому более чем через 40 ч после остановки реактора, соответствуют /гХе0 и рХе = 0. Потеря запаса реактивности, как следует из графиков на рис. 7.7, уменьшается со снижением уровня мощности, при котором реактор был остановлен. При малых исходных уровнях мощности запас реактивности в течение всего периода нестационарного отравления оказывается достаточным для последующего пуска реактора.
Процессы после снижения мощности реактора с уровня Nt до N2 аналогичны вышеприведенным, но потеря реактивности рХе в этом случае меньше, чем при полной остановке реактора. Как следует из рис. 7.7, эта величина возрастает с увеличением глубины разгрузки реактора. Компенсация отрицательной реактивности рХе производится перемещением компенсирующих стержней КС. Их суммарный запас реактивности р3 для реакторов водо-водяного типа, имеющих периодическую перегрузку топлива, уменьшается по мере его выгорания и в конце рабочей кампании оказывается недостаточным для компенсации нестационарного ксенонового отравления, что ограничивает маневренность блоков этого типа. Если разгрузку блока производить не на постоянном, а на скользящем давлении, то, высвобождая при снижении давления во втором контуре положительную реактивность за счет использования температурного эффекта, можно увеличить допустимую в конце кампании глубину разгрузки блока.
Для повышения маневренности водо-водяных реакторов полезно также перераспределение оперативного запаса реактивности между борной кислотой и стержнями СУЗ в сторону увеличения последнего фактора, что позволяет с большей скоростью вводить положительную реактивность.
Для компенсации ксенонового отравления канальных реакторов, работающих обычно по условиям экономичности с минимальными запасами реактивности, необходимо изыскивать специальные меры. Одной из них может быть азотно-гелиевое регулирование.
После увеличения мощности реактора из-за возросшей плотности потока нейтронов скорость выгорания ксенона при поглощении нейтронов уменьшается, а реактивность возрастает. Однако через некоторое время начинает сказываться более интенсивное образование ядер 1861, приводящее при их радиоактивном распаде к образованию новых ядер 136Хе. Этот эффект приводит к повышению концентрации 13бХе до нового равновесного значения, большего, чем на исходном режиме. Возрастание положительной реактивности после повышения мощности в случае вынужденной остановки реактора должно быть скомпенсировано стержнями A3. Это обстоятельство следует учитывать при выборе для них суммарного запаса реактивности.