Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Мазмұны
Кіріспе
Реактор өзегінде көп мөлшерде нейтрондарды сіңіре алатын зат.
Substance that can absorb large quantities of neutrons in a reactor core
Ядролық реакторлар сияқты қолданыстарда, нейтрондық у (сондай-ақ нейтрон сіңіргіш немесе ядролық у деп те аталады) – нейтрондарды көп мөлшерде сіңіру қимасы бар зат. Мұндай қолданыстарда нейтрондарды сіңіру көбінесе қажетсіз эффекті болып табылады. Дегенмен, нейтрондарды сіңіретін материалдар, сондай-ақ улар, олардың бастапқы жаңа отын жүктемесінің жоғары реактивтілігін төмендету үшін кейбір реактор түрлеріне қасақана енгізіледі. Кейбір улар реактор жұмыс істеу кезінде нейтрондарды сіңіріп, азаяды, ал басқалары салыстырмалы түрде тұрақты болып қалады. Ұзақ жартылай өмір сүру мерзімі бар бөліну өнімдерімен нейтрондарды ұстап алу реактордың улануы деп аталады; ұзақ өмір сүретін немесе тұрақты бөліну өнімдерімен нейтрондарды ұстап алу реактордың шлактануы деп аталады.
In applications such as nuclear reactors, a neutron poison (also called a neutron absorber or a nuclear poison) is a substance with a large neutron absorption cross section. In such applications, absorbing neutrons is normally an undesirable effect. However, neutron absorbing materials, also called poisons, are intentionally inserted into some types of reactors in order to lower the high reactivity of their initial fresh fuel load. Some of these poisons deplete as they absorb neutrons during reactor operation, while others remain relatively constant. The capture of neutrons by short half life fission products is known as reactor poisoning; neutron capture by long lived or stable fission products is called reactor slagging.
Уақытша бөліну өнімдерінің уыттары
Ядролық реакциялар кезінде пайда болатын кейбір бөліну өнімдерінің нейтрондарды сіңіру қабілеті жоғары, мысалы, ксенон-135 (микроскопиялық қима σ = 2,000,000 барн (b); реактор жағдайында 3 миллионға дейін барн) және самарий-149 (σ = 74,500 барн). Бұл екі бөліну өнімі реактордан нейтрондарды кетіріп алатындықтан, олар жылуды пайдалану коэффициентіне және реактивтілікке әсер етеді. Реактордың ядросын осы бөліну өнімдерімен улау шынжырлы реакцияның тоқтауына әкелуі мүмкін. Әсіресе ксенон-135 ядролық реактордың жұмысына күшті әсер етеді, себебі ол ең қуатты нейтрон жұтушы. Ксенон-135 жиналуына байланысты реакторды қайта іске қосу мүмкін болмауы (шамамен 10 сағаттан кейін ең жоғары деңгейге жетеді) кейде ксенонмен іске қосуға кедергі келтіру деп аталады. Реактордың ксенон-135 әсерін жеңуге шамасы жетпейтін уақыт аралығы ксенонның өлі уақыты немесе улану тоқтауы деп аталады. Тұрақты нейтрон ағыны деңгейіндегі тұрақты жұмыс кезінде ксенон-135 концентрациясы сол реактор қуаты үшін тепе-теңдік мәніне шамамен 40-50 сағат ішінде жетеді. Реактор қуаты артқанда, ксенон-135 концентрациясы бастапқыда төмендейді, өйткені жаңа, жоғары қуат деңгейінде жану үдемейді. Осылайша, ксенонмен улау динамикасы ағын үлгісінің тұрақтылығы және геометриялық қуат таралуы үшін маңызды, әсіресе физикалық жағынан үлкен реакторларда. Ксенон-135 өндірісінің 95% йод-135 ыдырауынан түседі, оның жартылай ыдырау периоды 6-7 сағатты құрайды, сондықтан ксенон-135 өндірісі тұрақты болып қалады; осы кезде ксенон-135 концентрациясы ең төменгі деңгейге жетеді. Содан кейін концентрация жаңа қуат деңгейіне тепе-теңдікке дейін сол уақытта, шамамен 40-50 сағат ішінде өседі. Қуат өзгергеннен кейінгі алғашқы 4-6 сағат ішінде концентрацияның өзгеру шамасы мен жылдамдығы бастапқы қуат деңгейіне және қуат деңгейінің өзгеруіне байланысты; қуат деңгейінің үлкен өзгеруі үшін ксенон-135 концентрациясының өзгеруі үлкен болады. Реактор қуаты төмендетілгенде, процесс кері жүреді. Самарий-149 радиоактивті емес және ыдырау арқылы кетірілмейді, сондықтан ол ксенон-135 кездесетін проблемалардан өзгеше проблемаларды тудырады. Тепе-теңдік концентрациясы (және осылайша улану әсері) реактор жұмыс істеген кезде шамамен 500 сағаттан кейін (шамамен үш апта) тепе-теңдік мәніне жетеді, ал самарий-149 тұрақты болғандықтан, реактор жұмыс істеген кезде концентрация негізінен тұрақты болып қалады. Тағы бір проблемалық изотоп – гадолиний-157, микроскопиялық қимасы σ = 200,000 барн.
Some of the fission products generated during nuclear reactions have a high neutron absorption capacity, such as xenon 135 (microscopic cross section σ = 2,000,000 barns (b); up to 3 million barns in reactor conditions) and samarium 149 (σ = 74,500 b). Because these two fission product poisons remove neutrons from the reactor, they will affect the thermal utilization factor and thus the reactivity. The poisoning of a reactor core by these fission products may become so serious that the chain reaction comes to a standstill. Xenon 135 in particular tremendously affects the operation of a nuclear reactor because it is the most powerful known neutron poison. The inability of a reactor to be restarted due to the buildup of xenon 135 (reaches a maximum after about 10 hours) is sometimes referred to as xenon precluded start up. The period of time in which the reactor is unable to override the effects of xenon 135 is called the xenon dead time or poison outage. During periods of steady state operation, at a constant neutron flux level, the xenon 135 concentration builds up to its equilibrium value for that reactor power in about 40 to 50 hours. When the reactor power is increased, xenon 135 concentration initially decreases because the burn up is increased at the new, higher power level. Thus, the dynamics of xenon poisoning are important for the stability of the flux pattern and geometrical power distribution, especially in physically large reactors. Because 95% of the xenon 135 production is from iodine 135 decay, which has a 6 to 7 hour half life, the production of xenon 135 remains constant; at this point, the xenon 135 concentration reaches a minimum. The concentration then increases to the equilibrium for the new power level in the same time, roughly 40 to 50 hours. The magnitude and the rate of change of concentration during the initial 4 to 6 hour period following the power change is dependent upon the initial power level and on the amount of change in power level; the xenon 135 concentration change is greater for a larger change in power level. When reactor power is decreased, the process is reversed. Because samarium 149 is not radioactive and is not removed by decay, it presents problems somewhat different from those encountered with xenon 135. The equilibrium concentration (and thus the poisoning effect) builds to an equilibrium value during reactor operation in about 500 hours (about three weeks), and since samarium 149 is stable, the concentration remains essentially constant during reactor operation. Another problematic isotope that builds up is gadolinium 157, with microscopic cross section of σ = 200,000 b.
Жарылғыш өнімдердің жинақталған уыттары
Басқа да көптеген бөліну өнімдері бар, олардың концентрациясы және термиялық нейтрондарды сіңіру қимасы салдарынан реактор жұмысына улану әсерін тигізеді. Олардың әрқайсысының маңызы шамалы, бірақ жиынтығында елеулі әсер етеді. Олар көбінесе жиынтық бөліну өнімдері ретінде сипатталады және реактордағы әр бөліну оқиғасына орташа есеппен 50 барн мөлшерінде жиналады. Отынның бөліну өнімдерімен улануы тиімділіктің төмендеуіне, ал кейбір жағдайларда тұрақсыздыққа алып келеді. Іс жүзінде, ядролық отындағы реактор уларының жинақталуы реактордағы ядролық отынның қызмет ету мерзімін анықтайды: барлық мүмкін бөлінулер орын алғанға дейін, ұзақ өмір сүретін нейтрондарды сіңіретін бөліну өнімдерінің жинақталуы тізбекті реакцияны басады. Ядролық қайта өңдеудің пайдалылығы осыдан туындайды: қатты пайдаланылған ядролық отын жаңа өндірілген ядролық отындағы бастапқы бөлінуге қабілетті материалдың шамамен 97% құрайды. Химиялық бөліну отынды қалпына келтіреді, осылайша оны қайта пайдалануға болады. Бөліну өнімдерін жоюдың басқа да мүмкін тәсілдеріне, бөліну өнімдерінің шығуына мүмкіндік беретін қатты, бірақ кезекті отынды, сондай-ақ сұйық немесе газ тәрізді отынды (тұнбалы тұз реакторы, сулы гомогенді реактор) пайдалану жатады. Бұл отындағы бөліну өнімдерінің жинақталу мәселесін жеңілдетеді, бірақ бөліну өнімдерін қауіпсіз түрде жою және сақтаудың қосымша мәселесін тудырады. Кейбір бөліну өнімдері өздері тұрақты немесе тез арада тұрақты нуклидтерге ыдырайды. Орта және ұзақ өмір сүретін (әрқайсысы шамамен алтыдай) бөліну өнімдерінің кейбіреулері, мысалы, ядролық трансмутацияға ұсынылады, себебі олардың нақты айқындалатын нейтронды сіңіру қимасы бар. Қалған бөліну өнімдерінің салыстырмалы түрде жоғары сіңіру қималарына 83Kr, 95Mo, 143Nd, 147Pm жатады. Бұл массадан жоғары, тіпті жұп массалық саны бар изотоптардың көптеген түрлерінің үлкен сіңіру қималары бар, бұл бір ядроның бірнеше нейтронды тізбектеп сіңіруіне мүмкіндік береді. Ауыр актинидтердің бөлінуі лантаноидтар диапазонындағы ауыр бөліну өнімдерін көбірек тудырады, сондықтан бөліну өнімдерінің жалпы нейтронды сіңіру қимасы жоғарылайды. Жылдам реакторда бөліну өнімдерінің улану жағдайы айтарлықтай өзгеше болуы мүмкін, өйткені нейтронды сіңіру қималары жылулық және жылдам нейтрондар үшін әртүрлі болуы мүмкін. RBEC M қорғасын-бисмут салқындатылатын жылдам реакторында, нейтрондармен 5%-дан астам бөліну өнімдерін ұстайтын бөліну өнімдері, яғни 133Cs, 101Ru, 103Rh, 99Tc, 105Pd және 107Pd, реакторлық ядрода, ал көбейткіш қаптамасында 149Sm 107Pd-ны 6-шы орынға ығыстырады.
There are numerous other fission products that, as a result of their concentration and thermal neutron absorption cross section, have a poisoning effect on reactor operation. Individually, they are of little consequence, but taken together they have a significant effect. These are often characterized as lumped fission product poisons and accumulate at an average rate of 50 barns per fission event in the reactor. The buildup of fission product poisons in the fuel eventually leads to loss of efficiency, and in some cases to instability. In practice, buildup of reactor poisons in nuclear fuel is what determines the lifetime of nuclear fuel in a reactor: long before all possible fissions have taken place, buildup of long lived neutron absorbing fission products damps out the chain reaction. This is the reason that nuclear reprocessing is a useful activity: solid spent nuclear fuel contains about 97% of the original fissionable material present in newly manufactured nuclear fuel. Chemical separation of the fission products restores the fuel so that it can be used again. Other potential approaches to fission product removal include solid but porous fuel which allows escape of fission products and liquid or gaseous fuel (molten salt reactor, aqueous homogeneous reactor). These ease the problem of fission product accumulation in the fuel, but pose the additional problem of safely removing and storing the fission products. Some fission products are themselves stable or quickly decay to stable nuclides. Of the (roughly half a dozen each) medium lived and long lived fission products, some, like , are proposed for nuclear transmutation precisely because of their non negligible capture cross section. Other fission products with relatively high absorption cross sections include 83Kr, 95Mo, 143Nd, 147Pm. Above this mass, even many even mass number isotopes have large absorption cross sections, allowing one nucleus to serially absorb multiple neutrons. Fission of heavier actinides produces more of the heavier fission products in the lanthanide range, so the total neutron absorption cross section of fission products is higher. In a fast reactor the fission product poison situation may differ significantly because neutron absorption cross sections can differ for thermal neutrons and fast neutrons. In the RBEC M Lead Bismuth Cooled Fast Reactor, the fission products with neutron capture more than 5% of total fission products capture are, in order, 133Cs, 101Ru, 103Rh, 99Tc, 105Pd and 107Pd in the core, with 149Sm replacing 107Pd for 6th place in the breeding blanket.
Кесу уыттары
Ағызалы бөлшектену өнімдерінен туындайтын улы заттардан басқа, реактордағы басқа материалдар да нейтрондық улы заттарға айналады. Мысалы, тритийдің гелий-3-ке ыдырауы осыған жатады. Тритийдің жартылай ыдырау периоды 12,3 жыл болғандықтан, әдетте бұл ыдырау реактор жұмысына елеулі әсер етпейді, себебі тритийдің ыдырау жылдамдығы өте төмен. Дегенмен, егер тритий реакторда өндіріліп, кейін бірнеше айға созылған ұзақ тоқтау кезінде реакторда қалып қойса, онда тритийдің жеткілікті мөлшері гелий-3-ке ыдырап, маңызды кері реактивтілік қосымшасын тудыруы мүмкін. Реактор тоқтатылған кезде пайда болған гелий-3, келесі жұмыс кезінде нейтрон-протон реакциясы арқылы алынып тасталады. Қысымды ауыр су реакторлары ауыр су модераторында нейтрон тұтқындауы арқылы аз, бірақ көзге көрінетін мөлшерде тритий өндіреді, ол да гелий-3-ке ыдырайды. Тритий мен гелий-3-тің жоғары нарықтық құнын ескере отырып, тритий кейбір CANDU реакторларының модераторынан/салқындатқышынан мерзімді түрде алынып, пайдаға сатылады. Судың борлануы (модераторға/салқындатқышқа бор қышқылы қосылуы), жеңіл су реакторларында кеңінен қолданылады және (n, α) және 73Li(n, αn) немесе (жедел нейтрондардың болуы кезінде) 73Li(n, 2n)63Li және одан кейін 63Li(n, α)31T реакциялары арқылы тритийдің аз мөлшерін өндіреді. Жедел нейтрондар да 105B(n, 2α)31T реакциясы арқылы бордан тритийді тікелей өндіреді. Барлық ядролық бөліну реакторлары үштік бөліну арқылы белгілі бір мөлшерде тритий өндіреді.
In addition to fission product poisons, other materials in the reactor decay to materials that act as neutron poisons. An example of this is the decay of Tritium to Helium 3. Since Tritium has a half life of 12.3 years, normally this decay does not significantly affect reactor operations because the rate of decay of Tritium is so slow. However, if Tritium is produced in a reactor and then allowed to remain in the reactor during a prolonged shutdown of several months, a sufficient amount of tritium may decay to helium 3 to add a significant amount of negative reactivity. Any Helium 3 produced in the reactor during a shutdown period will be removed during subsequent operation by a neutron proton reaction. Pressurized Heavy Water Reactors will produce small but notable amounts of Tritium through neutron capture in the heavy water moderator, which will likewise decay to Helium 3. Given the high market value of both Tritium and Helium 3, Tritium is periodically removed from the moderator/coolant of some CANDU reactors and sold at a profit. Water boration (the addition of boric acid to the moderator/coolant) which is commonly employed in pressurized light water reactors also produces non negligible amounts of Tritium via the successive reactions (n, α) and 73Li(n,α n) or (in the presence of fast neutrons) 73Li(n,2n)63Li and subsequently 63Li(n,α)31T. Fast neutrons also produce Tritium directly from boron via 105B(n,2α)31T. All nuclear fission reactors produce a certain quantity of Tritium via ternary fission.
Уларды бақылау
Реактор жұмыс істеу кезінде ядродағы отын мөлшері монотонды түрде кемиді. Егер реактор ұзақ уақыт бойы жұмыс істеуі керек болса, реактор отынымен толықтырылғанда, нақты сындылыққа қажетті мөлшерден артық отын қосылуы тиіс. Артық отыннан туындаған оң реактивтілік, нейтрондарды жұтатын материалдан туындаған теріс реактивтілікпен теңестірілуі керек. Нейтрондарды жұтатын материалдан жасалған жылжымалы басқару таяқшалары – бұл бір әдіс, бірақ нақты бір ядролық конструкция үшін артық реактивтілікті теңгеру үшін басқару таяқшалары ғана жеткіліксіз болуы мүмкін, себебі таяқшалардың немесе олардың механизмдеріне орналасу үшін жеткілікті орын болмауы мүмкін, әсіресе су асты кемелерінде, онда кеңістік өте шектеулі.
During operation of a reactor the amount of fuel contained in the core decreases monotonically. If the reactor is to operate for a long period of time, fuel in excess of that needed for exact criticality must be added when the reactor is fueled. The positive reactivity due to the excess fuel must be balanced with negative reactivity from neutron absorbing material. Movable control rods containing neutron absorbing material is one method, but control rods alone to balance the excess reactivity may be impractical for a particular core design as there may be insufficient room for the rods or their mechanisms, namely in submarines, where space is particularly at a premium.
Жанарға болатын улар
Үлкен мөлшерде артық отынның реактивтілігін басқару үшін, басқару таяқшаларынсыз, өзекке тұтанатын улар жүктеледі. Тұтанатын улар – бұл нейтрондарды жоғары дәрежеде сіңіретін, ал нейтрон сіңіру нәтижесінде салыстырмалы түрде төмен сіңіру қимасы бар материалдарға айналатын материалдар. Удың жануына байланысты, тұтанатын удың теріс реактивтілігі өзек өмірі бойына азаяды. Идеалды жағдайда, бұл улар отынның артық оң реактивтілігінің азаюымен бірдей жылдамдықпен теріс реактивтілігін азайтуы керек. Тұрақты тұтанатын улар әдетте бор немесе гадолинийдің қосылыстары түрінде қолданылады, олар жеке торлы тіреулер немесе пластиналар түрінде жасалады немесе отынға қоспа ретінде енгізіледі. Олар, әдетте, басқару таяқшаларына қарағанда біркелкі таратылатындықтан, өзектегі қуат таралуын бұзбайды. Тұрақты тұтанатын улар сондай-ақ, реактордың белгілі бір аймақтарында артық ағын мен қуаттың жоғарылауын болдырмау үшін, өзектегі белгілі бір жерлерде ағын профильдерін қалыптастыру немесе басқару үшін дискретті түрде жүктелуі мүмкін. Дегенмен, қазіргі практикада осы мақсатта тұрақтандырылған, жанатын емес уларлар қолданылады.
To control large amounts of excess fuel reactivity without control rods, burnable poisons are loaded into the core. Burnable poisons are materials that have a high neutron absorption cross section that are converted into materials of relatively low absorption cross section as the result of neutron absorption. Due to the burn up of the poison material, the negative reactivity of the burnable poison decreases over core life. Ideally, these poisons should decrease their negative reactivity at the same rate that the fuel's excess positive reactivity is depleted. Fixed burnable poisons are generally used in the form of compounds of boron or gadolinium that are shaped into separate lattice pins or plates, or introduced as additives to the fuel. Since they can usually be distributed more uniformly than control rods, these poisons are less disruptive to the core's power distribution. Fixed burnable poisons may also be discretely loaded in specific locations in the core in order to shape or control flux profiles to prevent excessive flux and power peaking near certain regions of the reactor. Current practice however is to use fixed non burnable poisons in this service.
Ерігіштік улар
Ерітілген улар, сондай-ақ химиялық шим деп аталады, су салқындатқышында еріген кезде кеңістікте біркелкі нейтронды сіңіруді қамтамасыз етеді. Коммерциялық қысымды су реакторларында (ҚСР) ең көп қолданылатын еритілген у – бор қышқылы, ол көбінесе еритін бор деп аталады. Салқындатқыштағы бор қышқылының мөлшері жылуды пайдалану коэффициентін төмендетеді, нәтижесінде реактивтілік азаяды. Борлау және сұйылту процесі арқылы салқындатқыштағы бор қышқылының концентрациясын өзгерту арқылы реактордың реактивтілігін оңай өзгертуге болады. Бор концентрациясы арттырылса (борлау), салқындатқыш/модератор көбірек нейтрондарды сіңіріп, теріс реактивтілікті арттырады. Бор концентрациясы төмендетілсе (сұйылту), оң реактивтілік қосылады. ҚСР-де бор концентрациясының өзгеруі – баяу процесс және негізінен отынның тозуын немесе удың жиналуын өтеу үшін қолданылады. Бор концентрациясының өзгеруі басқару таяқшаларын пайдалануды азайтуға мүмкіндік береді, бұл өзек бойынша таяқшаларды енгізу арқылы алынғаннан гөрі тегіс ағын профиліне әкеледі. Тегіс ағын профилі пайда болады, себебі енгізілген басқару таяқшаларының жанында пайда болатын сияқты ағынның төмендеген аймақтары болмайды. Бұл жүйе кеңінен қолданылмайды, өйткені химиялық заттар модератордың температуралық реактивтілік коэффициентін азайтады. АҚШ-та жұмыс істейтін барлық коммерциялық ҚСР түрлері (Westinghouse, Combustion Engineering және Babcock & Wilcox) артық реактивтілікті бақылау үшін еритін борды қолданады. АҚШ Әскери-теңіз күштерінің реакторлары мен қайнаған су реакторларында қолданылмайды. Бор қышқылының мәлімделген мәселесі – ол коррозия қаупін арттырады, мысалы, 2002 жылы Дэвис-Бессе ядролық электр станциясында болған оқиғада көрсетілгендей. Ерітілген улар авариялық тоқтату жүйелерінде де қолданылады. SCRAM кезінде операторлар реактор салқындатқышына нейтронды уыттандыратын ерітінділерді тікелей құюға болады. Әр түрлі сулы ерітінділер, соның ішінде боракс және гадолиний нитраты (Gd(NO3)3·xH2O) қолданылады.
Soluble poisons, also called chemical shim, produce a spatially uniform neutron absorption when dissolved in the water coolant. The most common soluble poison in commercial pressurized water reactors (PWR) is boric acid, which is often referred to as soluble boron. The boric acid in the coolant decreases the thermal utilization factor, causing a decrease in reactivity. By varying the concentration of boric acid in the coolant, a process referred to as boration and dilution, the reactivity of the core can be easily varied. If the boron concentration is increased (boration), the coolant/moderator absorbs more neutrons, adding negative reactivity. If the boron concentration is reduced (dilution), positive reactivity is added. The changing of boron concentration in a PWR is a slow process and is used primarily to compensate for fuel burnout or poison buildup. The variation in boron concentration allows control rod use to be minimized, which results in a flatter flux profile over the core than can be produced by rod insertion. The flatter flux profile occurs because there are no regions of depressed flux like those that would be produced in the vicinity of inserted control rods. This system is not in widespread use because the chemicals make the moderator temperature reactivity coefficient less negative. All commercial PWR types operating in the US (Westinghouse, Combustion Engineering, and Babcock & Wilcox) employ soluble boron to control excess reactivity. US Navy reactors and Boiling Water Reactors do not. One known issue of boric acid is that it increases corrosion risks, as illustrated in a 2002 incident at Davis Besse Nuclear Power Station. Soluble poisons are also used in emergency shutdown systems. During SCRAM the operators can inject solutions containing neutron poisons directly into the reactor coolant. Various aqueous solutions, including borax and gadolinium nitrate (Gd(NO3)3·xH2O), are used.