Нейтронный яд - Neutron poison

«Ядерный яд» перенаправляется сюда. Не следует путать с Радиационное отравление.

В таких приложениях, как ядерные реакторы, а нейтронный яд (также называемый поглотитель нейтронов или ядерный яд) - вещество с большим сечение поглощения нейтронов.[1] В таких приложениях поглощающие нейтроны обычно является нежелательным эффектом. тем не мение нейтронопоглощающие материалы Яды, 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 шлакование реактора.[2]

Ядовитые продукты нестационарного деления

Основная статья: Йодная яма

Несколько из продукты деления генерируется во время ядерные реакции обладают высокой способностью поглощать нейтроны, например ксенон-135 (микроскопическое сечение σ = 2 000 000 б (сараи); до 3 млн амбаров в условиях реактора)[3] и самарий-149 (σ = 74,500 б). Поскольку эти два яда продуктов деления удаляют нейтроны из реактора, они влияют на коэффициент использования тепла и, следовательно, на реактивность. Отравление активная зона реактора этими продуктами деления может стать настолько серьезным, что цепная реакция заходит в тупик.

Ксенон-135, в частности, сильно влияет на работу ядерного реактора, потому что это самый мощный известный нейтронный яд. Невозможность перезапуска реактора из-за накопления ксенона-135 (достигает максимума примерно через 10 часов) иногда называют ксенон препятствовал запуску. Период времени, в течение которого реактор не может преодолеть воздействие ксенона-135, называется периодом времени. ксенон мертвое время или же отключение яда. В периоды стабильной работы при постоянном нейтронный поток уровень, концентрация ксенона-135 увеличивается до своего равновесие значение для этой мощности реактора примерно через 40-50 часов. Когда мощность реактора увеличивается, концентрация ксенона-135 сначала уменьшается, потому что выгорание увеличивается на новом, более высоком уровне мощности. Таким образом, динамика отравления ксеноном важна для стабильности диаграммы направленности и геометрического распределения мощности, особенно в физически больших реакторах.

Потому что 95% ксенона-135 производится из йод-135 распад, период полураспада которого составляет 6-7 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 начального периода от 4 до 6 часов после изменения мощности зависят от начального уровня мощности и от величины изменения уровня мощности; изменение концентрации ксенона-135 больше при большем изменении уровня мощности. Когда мощность реактора снижается, происходит обратный процесс.[4]

Поскольку самарий-149 не радиоактивен и не удаляется при распаде, он создает проблемы, несколько отличные от проблем, возникающих с ксеноном-135. Равновесная концентрация (и, следовательно, эффект отравления) достигает равновесного значения во время работы реактора примерно за 500 часов (примерно три недели), и, поскольку самарий-149 стабилен, концентрация остается практически постоянной во время работы реактора.[5] Еще один проблемный изотоп, который накапливается, - это гадолиний-157, с микроскопическим поперечным сечением σ = 200 000 бн.

Накопление ядов продуктов деления

Существует множество других продуктов деления, которые из-за своей концентрации и сечения поглощения тепловых нейтронов оказывают отравляющее действие на работу реактора. По отдельности они не имеют большого значения, но вместе они оказывают значительное влияние. Их часто называют яды с сосредоточенными продуктами деления и накапливаются в среднем 50 сараи на событие деления в реакторе. Накопление ядов продуктов деления в топливо в конечном итоге приводит к потере эффективности, а в некоторых случаях к нестабильности. На практике накопление реакторных ядов в ядерном топливе определяет время жизни ядерного топлива в реакторе: задолго до того, как произойдут все возможные деления, накопление долгоживущих продуктов деления, поглощающих нейтроны, гасит цепную реакцию. Это причина того, что ядерная переработка полезное занятие: твердое отработанное ядерное топливо содержит около 97% исходного расщепляющегося материала, присутствующего во вновь произведенном ядерном топливе. Химическое разделение продуктов деления восстанавливает топливо, чтобы его можно было снова использовать.

Другие потенциальные подходы к удалению продуктов деления включают твердое, но пористое топливо, которое позволяет улетучиваться 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.

Другие продукты деления с относительно высокими сечениями поглощения включают: 83Kr, 95Пн, 143Nd, 147Вечера.[7] Выше этой массы даже многие даже-массовое число изотопы имеют большие сечения поглощения, что позволяет одному ядру последовательно поглощать несколько нейтронов. При делении более тяжелых актинидов образуются более тяжелые продукты деления в диапазоне лантаноидов, поэтому общее сечение поглощения нейтронов продуктами деления выше.[8]

В быстрый реактор ситуация с ядом продуктов деления может значительно отличаться, потому что поглощение нейтронов поперечные сечения может отличаться для тепловые нейтроны и быстрые нейтроны. В РБЭК-М Свинец-висмут Охлаждаемый реактор на быстрых нейтронах, продукты деления с захват нейтронов более 5% от общего количества улавливаемых продуктов деления, по порядку, 133Cs, 101RU, 103Rh, 99Tc, 105Pd и 107Pd в основной, с 149См замена 107Pd за 6 место в племенной одежде.[9]

Яды разложения

Помимо ядов продуктов деления, другие материалы в реакторе распадаются на материалы, которые действуют как нейтронные яды. Примером этого является распад тритий к гелий-3. Поскольку период полураспада трития составляет 12,3 года, обычно этот распад не оказывает значительного влияния на работу реактора, поскольку скорость распада трития очень мала. Однако, если тритий произведен в реакторе, а затем оставлен в реакторе в течение длительного останова на несколько месяцев, достаточное количество трития может распасться до гелия-3, что приведет к значительному увеличению отрицательной реактивности. Любой гелий-3, образовавшийся в реакторе во время останова, будет удален во время последующей работы посредством нейтронно-протонной реакции.

Контрольные яды

В процессе эксплуатации реактора количество топлива, содержащегося в активной зоне, уменьшается. монотонно. Если реактор будет работать в течение длительного периода времени, топливо сверх того, что необходимо для точного критичность должен быть добавлен, когда реактор заправлен. Положительная реактивность из-за избытка топлива должна быть уравновешена отрицательной реактивностью нейтронопоглощающего материала. Подвижный стержни управления Использование поглощающего нейтроны материала является одним из методов, но только регулирующие стержни для уравновешивания избыточной реактивности могут быть непрактичными для конкретной конструкции активной зоны, поскольку может быть недостаточно места для стержней или их механизмов, а именно на подводных лодках, где пространство особенно ограничено .

Горючие яды

Чтобы контролировать большие количества избыточной реактивности топлива без регулирующих стержней, выгорающие яды загружаются в активную зону. Горючие яды - это материалы с высоким сечением поглощения нейтронов, которые превращаются в материалы с относительно низким сечением поглощения в результате поглощения нейтронов. Из-за выгорания ядовитого 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, что и избыточная положительная реактивность топлива. Фиксированные горючие яды обычно используются в виде соединений бор[10] или же гадолиний которые имеют форму отдельных стержней или пластин решетки или вводятся в качестве добавок к топливу. Поскольку они обычно могут быть распределены более равномерно, чем стержни управления, эти яды менее разрушительны для распределения мощности активной зоны. Фиксированные выгорающие отравляющие вещества также могут быть дискретно загружены в определенные места в активной зоне, чтобы формировать или контролировать профили потока, чтобы предотвратить чрезмерный поток и пик мощности вблизи определенных областей реактора. Однако в настоящее время в этой службе используются фиксированные негорючие яды.[11]

Негорючий яд

Негорючий яд - это яд, который поддерживает постоянную отрицательную реактивность на протяжении всего срока службы активной зоны. Хотя нейтронный яд не является строго негорючим, некоторые материалы можно рассматривать как негорючий яд при определенных условиях. Одним из примеров является гафний. Имеет пять конюшен изотопы 176
Hf
 через 180
Hf
 которые все могут поглощать нейтроны, поэтому первые четыре химически не изменяются за счет поглощения нейтронов. (Окончательное поглощение производит 181
Hf
, который бета-распадается до 181
Та
.) Эта цепочка поглощения приводит к образованию долгоживущего горючего яда, который по своим характеристикам приближается к негорючему.[12]

Растворимые яды

Растворимые яды, также называемые химическими прокладка, создают пространственно однородное поглощение нейтронов при растворении в воде охлаждающая жидкость. Самый распространенный растворимый яд в коммерческих реакторы с водой под давлением (PWR) - это борная кислота, который часто называют растворимым бор. Борная кислота в хладагенте снижает коэффициент использования тепла, вызывая снижение реакционной способности. Изменяя концентрацию борной кислоты в теплоносителе, процесс, называемый борацией и разбавлением, позволяет легко изменять реакционную способность активной зоны. Если концентрация бора увеличивается, охлаждающая жидкость / замедлитель поглощает больше нейтронов, добавляя отрицательную реактивность. Если концентрация бора снижается (разбавление), добавляется положительная реактивность. Изменение концентрации бора в PWR - медленный процесс, который используется в основном для компенсации выгорания топлива или накопления яда. Изменение концентрации бора позволяет свести к минимуму использование регулирующего стержня, что приводит к более пологому профилю потока по сердечнику, чем может быть получен путем введения стержня. Более плоский профиль потока возникает из-за того, что нет областей пониженного потока, подобных тем, которые могут возникать в непосредственной близости от вставленных управляющих стержней. Эта система не получила широкого распространения, потому что химические вещества делают температурный коэффициент реактивности замедлителя менее отрицательным.[11] 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 - нет.[нужна цитата ]

Растворимые яды также используются в системах аварийного отключения. В течение КАТИСЬ операторы могут впрыскивать растворы, содержащие нейтронные яды, непосредственно в теплоноситель реактора. Различные решения, в том числе полиборат натрия и нитрат гадолиния (Б-г (НЕТ3)3·ИксЧАС2O), используются.[11]

Рекомендации

  1. ^ «Ядерный яд (или нейтронный яд)». Глоссарий. Комиссия по ядерному регулированию США. 7 мая 2014. Получено 4 июля 2014.
  2. ^ Круглов, Аркадий (2002). История советской атомной промышленности. Пер. Андрея Лохова. Лондон: Тейлор и Фрэнсис. п. 57. ISBN  0-415-26970-9. OCLC  50952983. Получено 4 июля 2014.
  3. ^ ""Отравление ксеноном "или поглощение нейтронов в реакторах". hyperphysics.phy-astr.gsu.edu. Получено 12 апреля 2018.
  4. ^ Справочник DOE, стр. 35–42.
  5. ^ Справочник DOE, стр. 43–47.
  6. ^ Ливиу Попа-Симил (2007). «Преимущества топлива, не содержащего ядов». Space Nuclear Conference 2007. Архивировано с оригинал на 2008-03-02. Получено 2007-09-27.
  7. ^ Таблица B-3: Сечения захвата тепловых нейтронов и резонансные интегралы - Ядерные данные продуктов деления В архиве 2011-07-06 в Wayback Machine
  8. ^ Эволюция поперечных сечений продуктов деления. В архиве 2009-01-02 в Wayback Machine
  9. ^ Дудников А.А., Седов А.А. «Сравнительный анализ быстрых реакторов со свинцово-висмутовым охлаждением RBEC-M» (PDF). Международное агентство по атомной энергии.[постоянная мертвая ссылка ]
  10. ^ Изготовление и оценка уран-глиноземных тепловыделяющих элементов и горючих ядовитых элементов из карбида бора, Висни, Л. Г. и Тейлор, К. М., в «Специальной технической публикации ASTM № 276: Материалы в ядерных применениях», Сотрудники Комитета E-10, Американское общество тестирования материалов, 1959
  11. ^ а б c Справочник DOE, стр. 31.
  12. ^ Справочник DOE, стр. 32.

Библиография