Свойства осколков деления

Основными свойствами осколков деления является большая кинетическая энергия, радиоактивность и способность испускать мгновенные и запаздывающие нейтроны. При делении урана-235 тепловыми нейтронами удельный выход осколков деления резко асимметричен по массе (рис. 8.3).

Вероятность появления того или иного осколка носит статистический характер. Среднее отношение масс легких и тяжелых осколков равно . Вероятность деления ядра на три части составляет 10^-210^-6 от вероятности деления на две части. Наибольший выход (6 %) имеют осколки с массовыми числами 95 и 139. Начальная скорость легкого осколка – величина равная 1.4 ^. 10¹¹ м/c, а тяжелого – 10¹¹ м/с.

Кривые выхода осколков деления других делящихся тепловыми нейтронами ядер (²³³U, ²⁴¹Pu) аналогичны. Кроме того, асимметричное деление наблюдается при вынужденном делении всех элементов, начиная с Th, если оно вызвано нейтронами не очень высокой энергии, а также при спонтанном делении тяжёлых ядер. Во всех случаях деления ядер при невысоких энергиях возбуждения массовая кривая осколков оказывается «двугорбой».

g_i, %

1

10^-1

10^-2

10^-3

10^-4

70 80 90 100 110 120 130 140 А

Рис. 8.3. Удельные выходы осколков деления различных атомных масс

при делении ядер ²³⁵U (сплошная линия) и²³⁹Pu (штриховая линия)

С ростом энергии возбуждения ядра деление симметризируется. Так при делении ядра урана протонами с Е = 32 МэВ вероятность симметричного деления возрастает, а при энергии возбуждения в 150 МэВ массовая кривая становится «одногорбой».

Физические процессы отравления ядерного топлива

Деление ядра может происходить многими путями. При делении ядра ²³⁵Uтепловыми нейтронами обнаружено более 400 разных ядер-осколков. Кроме того, осколки деления в процессе^-- и-распада преобразуются в другие ядра. Таким образом, в активной зоне реактора может быть насчитано около 600 разных нуклидов. Среди них есть ядра, сильно поглощающие нейтроны.

Короткоживущие радиоактивные продукты деления в ядерном реакторе, имеющие большие величины сечения поглощения и участвующие в непроизводительном захвате нейтронов, называют отравляющими продуктами (или нейтронными ядами).

Под кинетикой отравления понимают процесс изменения концентрации этих короткоживущих нуклидов во времени, а отравлением топлива (или отравлением реактора) называют процесс их накопления, имея в виду, что существует и обратный процесс разотравления, обусловленный радиоактивным распадом этих нуклидов. Важнейший из отравляющих продуктов - , имеющий очень большое сечение поглощения тепловых нейтронов. При энергии нейтроновЕ = 0,084 эВ имеет гигантский резонанс в сечении захвата: 3^. 10⁶ барн. Ксенон-135 – самый сильный поглотитель из всех известных нуклидов. Для стандартных тепловых нейтронов (с наиболее вероятной энергией Е = 0,025 эВ) сечение захвата равно 2.72^. 10⁶ барн. С ростом энергии нейтронов величина _с для быстро уменьшается. Уже приЕ_n = 1 эВ сечение радиационного захвата ксенона-135 становится меньше своего максимального значения примерно в 300 раз. Для нейтронов высоких энергий сечение захвата незначительно. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах отравление вообще не заметно.

Сечение захвата для тепловых нейтронов ¹³⁵Хе почти в 4000 раз больше сечения захвата ²³⁵U, поэтому даже при малой концентрации ¹³⁵Хе оказывает существенное влияние на процесс непроизводительного поглощения тепловых нейтронов. Отравление топлива - специфическая проблема реакторов на тепловых нейтронах, которая должна учитываться при решении вопросов управления энергетическими реакторами.

Период полураспада ¹³⁵Хе Т_1/2 = 9,2 ч. ¹³⁵Хе образуется в реакторе (хотя и в малых количествах) как непосредственный продукт деления ядра ²³⁵U. В каждой 1000 делений получается в среднем 3 ядра ¹³⁵Хе, т.е. его удельный выход  = 0.003 = 0,3 %.

Однако значительно большее количество ¹³⁵Хе образуется в результате двух последовательных распадов - прямого продукта деления, удельный выход которого = 0.06 = 6 % (в 20 раз больше, чем у ксенона-135).

.

Вся схема образования и убыли ¹³⁵Хе в реакторе выглядит так:

+ ²³⁵U ^{g = 0.003 135}Xe^* + ^{(n, ) 136}Xe^*

_{() T = 9.2 ч}

_{g = 0.06 (g = 0.06) () T= 6..7 ч}

¹³⁵Cs^*

¹³⁵Te^{* () Т  18 с135}I^* + ^{(n,) 136}Ba

Рис. 8.4. Схема образования и убыли йода и ксенона

Период полураспада ¹³⁵Те Т_1/2  18 с, что во много раз меньше периода полураспада ¹³⁵I (Т_1/2 = 6,7 ч), поэтому считают, что ¹³⁵I образуется как непосредственный продукт деления с удельным выходом 6 %. Строго говоря, не весь ¹³⁵I превращается в . Часть его выгорает (т.е. взаимодействуя с нейтроном, дает¹³⁶I), как показано на рис. 8.4. Но микроскопическое сечение поглощения ¹³⁵I пренебрежимо мало, и этот эффект обычно не учитывается (скорость убыли ¹³⁵I за счет -распада в сотни раз больше скорости его выгорания).

Убыль концентрации ¹³⁵Хе происходит вследствие его радиоактивного распада (Т_1/2= 9,2 ч) и выгорания с образованием ¹³⁶Хe. Сечение поглощения ¹³⁶Хе мало (_с = 0.16 барн), и изменение его концентрации практически не оказывает влияния на условия размножения нейтронов.

С момента пуска реактора накопление ¹³⁵Хе нарастает, затем наступает равновесие между генерацией и убылью ¹³⁵Хе, и с этого момента и далее концентрация его не изменяется во времени. Такое отравление реактора ксеноном называют стационарным отравлением.

После останова реактора образование ¹³⁵I полностью прекращается, а концентрация ¹³⁵Хе сначала начинает возрастать (за счет радиоактивного распада большого количества накопившегося в ядерном топливе ¹³⁵I) и, пройдя через максимум, уменьшается, так как материнские ядра ¹³⁵I уже не образуются. Графики изменения концентрации ядер йода и ксенона в зависимости от времени после выключения реактора даны на рис. 8.5.

При t = 0 (в момент останова реактора), N₀^Xe  0, т.к. определенное количество Хе-135 уже было накоплено при работе реактора к моменту останова (чаще всего это – стационарная концентрация ксенона).

Рис. 8.5. Изменение концентраций ¹³⁵I и¹³⁵Хе после останова реактора

Время достижения максимума концентрации ¹³⁵Хе составляет 610.5 ч и зависит от плотности потока нейтронов в активной зоне реактора до останова, то есть от уровня мощности, на котором работал реактор. Явление превышения текущей концентрации ксенона над стационарным ее значением после снижения мощности реактора или его останова называют “йодной ямой”.

После останова реактора может сложиться ситуация при которой пуск реактора затруднен или даже некоторое время невозможен из-за нескомпенсированного отравления реактора ксеноном.

Процессы шлакования ядерного топлива

Долгоживущие и стабильные продукты деления с заметным сечением захвата называют шлаками.

При работе реактора на постоянной мощности концентрация шлаков монотонно растет, а после останова не снижается. Среди продуктов деления ²³⁵U тепловыми нейтронами насчитывается свыше 60 различных сортов ядер, являющихся шлаками. Для удобства расчётов все шлаки делят на 3 группы в зависимости от величины сечения поглощения.

К первой группе относят сильные шлаки, сечения поглощения которых во много раз больше сечения поглощения. Среди них основной вклад в шлакование вносит самарий¹⁴⁹Sm, поэтому при расчете шлакования топлива его накопление учитывают особо. Самарий-149 образуется в активной зоне реактора, главным образом, не как осколок деления (удельный выход ¹⁴⁹Sm не превышает 10^-4), а в результате радиоактивного распада другого осколка деления - ¹⁴⁹Nd, имеющего удельный выход  = 0.0113. Цепочка основных превращений, приводящих к изменению концентрации ¹⁴⁹Sm имеет вид:

.

Концентрация прометия убывает только из-за его радиоактивного распада со скоростью_PmN_Pm. В результате с такой же скоростью увеличивается концентрация ¹⁴⁹Sm, а скорость убыли ¹⁴⁹Sm определяется исключительно скоростью поглощения его ядрами тепловых нейтронов (выгорания).

Состояние работающего реактора, в котором концентрация ¹⁴⁹Sm не меняется во времени, называется стационарным шлакованием. В этом случае скорости образования и убыли самария сравниваются.

После останова реактора самарий, будучи стабильным, накапливается в активной зоне. Причем, увеличение его концентрации происходит до тех пор, пока не распадется весь прометий-149, накопленный до останова. Процесс нарастания концентрации ¹⁴⁹Sm после останова реактора в результате распада накопившегося до остановки ¹⁴⁹Pm с переходом его в ¹⁴⁹Sm, называется «прометиевым провалом».

Ко второй группе относятся шлаки, сечение поглощения которых соизмеримы с сечением поглощения ²³⁵U (_а  _а⁵), а к третьей группе – шлаки, у которых _а  _а⁵.

В тепловой области макроскопическое сечение топлива гораздо больше среднего макроскопического сечения шлаков, то есть основное значение, имеет поглощение нейтронов в топливе.

Для промежуточных реакторов вред от шлаков растет, т.к. в этой области макроскопические сечения поглощения у шлаков увеличиваются.