Большая Советская Энциклопедия (ЯД) - [28]

нейтрон/см² × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф , вызванное отравлением ¹³⁵ Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² × сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний ~ 10 ч.

  Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Я. р. (главным образом ¹⁴⁹ Sm, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

  Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой — период полураспада.

  Накопление ²³⁹ Pu (ядерного горючего) в начале работы Я. р. происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵ U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация ^239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸ U и ²³⁹ Pu. Характерное время установления равновесной концентрации ^239Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/см² ×сек). Изотопы ²⁴⁰ Pu, ²⁴¹ Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации ядерного топлива.

  Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я. р., работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащенным ураном (2—3% ²³⁵ U ) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я. р. на быстрых нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

  При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ'ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ'ы всех возрастов — режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я. р. со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10¹³ нейтрон/см² ×сек). Начальный состав: ²³⁸ U — 77350, ²³⁵ U — 2630, ²³⁴ U — 20.

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

238 U 75400	235 U 640	239 Tu 420	236 U 360	240 Pu 170
241 Pu 70	237 Np 39	212 Pu 30	238 Pu 14	241 Am 13
231 U 10	243 Am 8	244 Cm 2	Более тяжёлые изотопы 0,2	Осколки 2821 (в т. ч. отделения 235 U—1585)

  Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг ). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин , главным образом за счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.

  Коэффициентом конверсии K_k называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего ²³⁵ U. Табл. 2 даёт K_K = 0,25. Величина K_K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естественном уране, при выгорании 10 Гвт × сут/т K_K = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае K_K называется начальным плутониевым коэффициентом) K_K= 0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К_в . В Я. р. на тепловых нейтронах Кв < 1 , а для Я. р. на быстрых нейтронах К_в может достигать 1,4—1,5. Рост К_в для Я. р. на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для ²³⁹ Pu, см. Реактор-размножитель ).

  Управление Я. р. Для регулирования Я. р. важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для ²³⁵ U, 0,22% для ²³⁹ Pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n