реактивність реактора

Очевидно, що при # 961; <0 реакция гаснет, при ρ = 0 идет стационарный процесс, а при ρ> 0 інтенсивність реакції наростає. При стаціонарній роботі реактора реактивність поступово падає за рахунок отруєння активної зони осколками поділу. З цих осколків особливо шкідливі сильно поглинають нейтрони ізотопи ксенону 135 Хе і самарію 149 Sm. Наприклад, для 135 Хе перетин поглинання теплових нейтронів дорівнює 3. 10 6 барн. Тому для забезпечення тривалої безперервної роботи реактора без зміни пального необхідно, щоб він мав початковий запас реактивності. Запасом реактивності називається реактивність (звичайно, розрахункова) реактора при повністю виведених регулюють стрижнях. Початковий запас реактивності компенсується вставленими стрижнями, які в міру "отруєння" активної зони осколками поступово виводяться з активної зони. Для орієнтування вкажемо, що в реакторі першої АЕС запас реактивності становив 0.13, що відповідає значенню k = 1.15.
Для нормальної роботи реактора значення реактивності в ньому необхідно підтримувати з точністю від 10 -5 до 10 -7 в залежності від типу реактора. Слід враховувати, що реактивність залежить від потужності, т. Е. Від інтенсивності протікання ланцюгової реакції. Ця залежність носить характер зворотного зв'язку, так як зміна інтенсивності саме залежить від реактивності. Цей зворотний зв'язок визначається багатьма причинами і може бути як негативною, так і позитивною. Для експлуатації реактора зручна негативний зворотний зв'язок, при якій випадково виникло зростання потужності реактора зменшує реактивність, що сприяє поверненню потужності до вихідного рівня. Є, однак, і реактори з позитивним зворотним зв'язком, в яких випадково виникло збільшення потужності прагне саме себе посилити. Такий, наприклад, вже згадуваний нами реактор першої АЕС. При позитивного зворотного зв'язку доводиться безперервно стежити не тільки за першою, але і за другою похідною потужності за часом.

Мал. 1. Залежність реактивності реактора від часу для різних потоків нейтронів J. Звіт часу починається з моменту зупинки реактора

У реакторах з високим значенням потоку теплових нейтронів (понад 10 13 на см 2 в секунду) реактивність помітно спадає після зупинки реактора і відновлюється лише через кілька десятків годин. На рис. 1 приведена залежність реактивності від часу після зупинки реактора для декількох значень потоку теплових нейтронів. Це явище називається "йодної ямою". Механізм йодної ями такий. При розподілі 235 U або 239 Pu повільними нейтронами з ймовірністю 6% виходить осколок 135 Ті (телур), який через 0.5 хв шляхом # 946; розпаду перетворюється на ізотоп йоду 135 I. Цей ізотоп теж # 946; -активи, але період його напіврозпаду вже дорівнює 6.7 ч. Продуктом розпаду 135 I є ізотоп ксенону 135 Xe, вже згадуваний на початку як найсильніший поглинач теплових нейтронів. Ізотоп 135 Xe в свою чергу зазнає # 946; розпад c періодом 9.2 ч і перетворюється в практично стабільний ізотоп цезію 135 Сs. Період напіврозпаду ізотопу 135 Сs дорівнює двом мільйонам років (продукт - стабільний ізотоп барію 135 Ва). З усієї цього ланцюга розпадів нам важливий лише відрізок

У чинному з постійною потужністю реакторі встановлюється певна рівноважна концентрація ядер 135 Хе. При великих потоках теплових нейтронів ця рівноважна концентрація мала через убутку 135 Хе в результаті поглинання нейтронів. Інтенсивність поглинання пропорційна потоку нейтронів. При зупинці реактора поглинання перетворюється, а що накопичився в реакторі ізотоп 135 I продовжує розпадатися. В результаті кількість 135 Хе починає рости (див. Закон радіоактивного розпаду) до тих пір, поки не розпадається помітна частка йоду. Це призводить до тимчасового зниження реактивності реактора. При обмеженому запасі реактивності через йодної ями реактор не вдається запускати незабаром після зупинки. Наприклад, при запасі реактивності 0.1 і потоці повільних нейтронів 10 14 частинок в секунду на см 2 через півгодини після зупинки реактор не можна запустити протягом півтори доби.