Накопление продуктов деления. 
Облученное ядерное топливо

При работе реактора в ядерном топливе происходит накопление продуктов деления и образование трансурановых элементов, главным образом, изотопов плутония. Все продукты деления (т.е. осколки и продукты их радиоактивного распада) в той или иной степени поглощают нейтроны, уменьшая реактивность. По характеру воздействия на реактивность продукты делят на отравители и шлаки. К первым относят ¹³⁵Хе и ¹⁴⁹Sm, очень сильно поглощающие тепловые нейтроны, ко вторым — остальные нуклиды со средним сечением поглощения не более 20 б.¹ Накопление ¹³⁵Хе и ^l49Sm называют отравлением реактора, а накопление других продуктов — зашлаковыванием.

Накопление продуктов деления определяется мощностью W_r (тепловой) реактора, временем его работы и выходом соответствующего осколка (рис. 14.3).

Рис. 14.3. Выход осколков.

235* т деления U тепловыми нейтронами Пусть продукт деления Э_ь образующийся с выходом у, дает начало цепочке (Г-распадов. Система дифференциальных уравнений, описывающих накопление и распад радионуклидов цепочки Эь Э₂,…, Э", ;

и т.д., где число делений ядер урана за единицу времени определяется как.

При составлении системы учитывалось, что некоторая доля Э₂ образуется непосредственно при делении (выход>>₂). Интегрирование (14.9) дает.

¹ Включая и образующийся в результате радиационного захвата ²³⁶U.

Для подавляющего большинства первичных осколков период полураспада исчисляется секундами или минутами, т.с. значительно меньше времени / работы реактора. В этом случае активность принимает значение.

Подстановка этого результата в (14.10) дает.

т.с. уравнение, аналогичное (14.8), решение которого Если Э2 также короткоживущий радионуклид, то.

а запись и решение системы уравнений можно продолжить дальше.

Если радионуклид Э, является долгоживущим, т. е. период его полураспада сравним со временем работы реактора, то его активность окажется меньше равновесной. При этом, если распад Э, генерирует короткоживущий дочерний нуклид Э,+1, последний по истечении времени t будет находиться в состоянии равновесия с Э:

Большинство первичных осколков дают начало цепочкам длиной от 2 до 6 нуклидов. Всего в цепочках обнаружено более 200 нуклидов; в состоянии равновесия около 25 % из них составляют изотопы редкоземельных элементов, 16% - благородных газов (Кг и Хе), 15% - Zr, 12% - Мо, около 6,5% - Cs.

Выгорание ядерного топлива (т.е. уменьшение концентрации делящихся материалов) и зашлаковывание снижают первоначальный запас реактивности реактора. Поэтому для увеличения продолжительности кампании ядерного топлива используют компенсирующие стержни, которые вводят глубоко в активную зону. По мере выгорания их постепенно выдвигают.

Отравление реактора в процессе работы связано, в основном, с образованием радиоактивной цепочки.

При стационарной работе реактора в его активной зоне устанавливаются.

135_т 135-vг 135-v а

равновесные концентрации I и Хе. Так как Хе обладает рекордно высоким сечением захвата тепловых нейтронов (2,65−10⁶ б), его равновесная концентрация тем меньше, чем выше плотность нейтронного потока. После остановки цепной реакции выгорание Хе прекращается, однако продолжается его дальнейшее накопление вследствие распада ^{, 35}1. В результате запустить реактор сразу после остановки оказывается невозможным. Данное явление носит название нестационарного ксенонового отравления реактора, или йодной ямы. Вынужденная стоянка из-за йодной ямы может длиться до нескольких суток, пока большая часть йода не распадется.

Аналогичное явление имеет место и вследствие образования цепочки.

Сечение захвата тепловых нейтронов ^{, 49}Sm — около 5−10⁴ б. При снижении мощности и особенно после остановки реактора нарушается равновесие между скоростью выгорания самария и скоростью его образования из прометия. В результате, как и в случае ксенонового отравления, заметно уменьшается запас реактивности (прометиевый провал).¹

Ядерное топливо, в котором уже имела место цепная реакция деления, называют отработавшим, или облученным ядерным топливом (ОЯТ). Дадим оценку активности ОЯТ реактора, тепловая мощность которого равна 3000 МВт. За 1 с работы такого реактора в нем происходит ~Ю^[1][2][3] делений. Будем для простоты считать, что каждый из осколков претерпевает 3 последовательных р-распада, причем все промежуточные продукты распада короткоживущис. В этом случае активность топлива будет равна 2−3-Ю²⁰ = 6−10²⁰ Бк, т. е. > Ю^[4] Ки. Это колоссальная активность! По сравнению с ней активность самого урана как радионуклида ничтожно мала.

По причине высокой активности замена топлива в ядерном реакторе производится дистанционно. После извлечения из активной зоны облученное топливо (тволы) выдерживается в специальных бассейнах в течение такого периода времени, чтобы произошел наиболее полный распад короткоживущих радионуклидов. Выдержанное ОЯ’Г целесообразно направлять на химическую переработку для выделения из него невыгоревшего урана, плутония и некоторых других радионуклидов.

• [1] Нестационарное отравление самарием после остановки реактора нс влияет на возможность после
• [2] дующего пуска, если положительная реактивность, высвобождающаяся вследствие распада |35Хе,
• [3] меньше глубины промстнсвого провала. В противном же случае, так как период полураспада 49Sm >
• [4] |$ лет, пуск реактора оказывается невозможным в принципе (самариевая смерть). 2 Первая в мире АЭС была построена и введена в эксплуатацию в СССР (г. Обнинск) в 1954 г.