УДК 621.039.5.66.045.8

К вопросу активации теплоносителя в ВВЭР

 

П. А. Пономаренко к.т.н., доцент, М. А. Фролова ст.преподаватель, Омельчук Ю.А. к.х.н., доцент, Ленивенко Н.Н. ст.преподаватель

 

Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности, г. Севастополь, Украина

 

Ключевые слова: генерация, радионуклид, теплоноситель, активная зона, активация.

 

В статье рассмотрен процесс генерации радионуклидов водорода и кислорода в водо-водяных энергетических реакторах на быстрых и тепловых нейтронах и представлен расчет наведенной удельной активности i-го дочернего радионуклида при прохождении  еплоносителя через активную зону n количество раз.

 

До питання активації теплоносія в ВВЕР

 

П. А. Пономаренко к.т.н., доцент, М. О. Фролова ст..викладач, Ю.А.Омельчук к.х.н., доцент, Н.Н.Ленивенко ст..викладач

 

Ключові слова: генерація , радіонуклід, теплоносій, активна зона , активація .

 
У статті розглянуто процес генерації радіонуклідів водню і кисню у водо-водяних енергетичних реакторах на швидких і теплових нейтронах і представлений розрахунок наведеної питомої активності i -го дочірнього радіонукліда при проходженні теплоносія через активну зону n кількість разів.

 

 
On the question of the activation of coolant in the PWR

 

P.A. Ponomarenko, M.O. Frolovа Yu.A.Omelchuk , N.N.Lenivenko

 

Sevastopol National University of Nuclear Energy and Industry

 

Keywords: generation, radionuclide, coolant, active zone, activation.

 

The article describes the process of generating hydrogen and oxygen radionuclides in VVER fast and thermal neutrons, and a calculation of the induced specific activity of i- daughter radionuclide during the passage of coolant through the core n number of times.

 

 
 

© П. А. Пономаренко, М. О. Фролова, Ю.А.Омельчук, Н.Н.Ленивенко, 2014

К ВОПРОСУ АКТИВАЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ВВЭР

 

Состав активной зоны

Каждая активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах состоит из ячеек. Ячейка состоит из тепловыделяющего элемента, в котором генерируются нейтроны деления со средней энергией 2 МэВ, и относящегося к этому элементу замедлителя, в котором нейтроны деления замедляются до тепловых. Так как плотность тепловых нейтронов самая высокая в замедлителе последние диффундируют в тепловыделяющий элемент, производя в нем деление ядерного топлива и тем самым генерируют очередное поколение нейтронов деления, а также основную часть энергии деления (около 186 МэВ) [1]. Эта энергия снимается теплоносителем ячейки и уносится за ее пределы. У ВВЭР роль теплоносителя и замедлителя выполняет вода.

Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки (цирконий или нержавеющая сталь – для энергетических реакторов и алюминий – для исследовательских реакторов), контактного слоя (гелий, магний и др.) и ядерного топлива (чаще всего спеченная UO2). Таким образом, ячейка представляет собой материально неоднородную конструкцию. Сказанное можно представить рисунком 1.

UO2

плотность потока φнт

плотность потока φнб

граница ячейки

замедлитель-теплоноситель

оболочка

контактный слой

φсрнт

φсрнб
 

 

 

 

 

 

 

 

 


Рис.1. Распределение плотности потока нейтронов в ячейке

Если произвести гомогенизацию ячейки, получим гипотетическую, однородную ячейку с однородной по ячейке плотностью потока тепловых nт и быстрых nб нейтронов φнтяч и φнбяч [2].

Таким образом, получена двух групповая модель ячейки: быстрых и тепловых нейтронов, которая и будет рассматриваться в настоящей статье при активации теплоносителя.

 

Оценка плотностей потока по активной зоне

 

Таким образом, получена гипотетически однородная ячейка с двух групповой плотностью потока нейтронов. Но эти плотности потока являются неравномерными по активной зоне, которые учитываются радиальными и по высоте коэффициентами неравномерности КRтнφ, КНтнφ, КRбнφ, КНбнφ [3-6].

Средняя по активной зоне плотность потока тепловых нейтронов в первом приближении может быть оценена через формулу тепловой мощности реактора:

 

 

где - микроскопическое эффективное сечение деления 23592U тепловыми нейтронами, см2;

                  - число ядер 23592U в 1 см3 ядерного топлива, ;

                  - средняя по активной зоне плотность потока тепловых нейтронов, ;

                  - объем ядерного топлива в активной зоне, см3.

 

Средняя по активной зоне плотность потока быстрых нейтронов в первом приближении может быть оценена через кадмиевое отношение:

 

где - измеренная активность нейтронного активационного детектора (например 19779Au) в режиме насыщения активности без кадмиевого чехла;

       - измеренная активность нейтронного активационного детектора (например 19779Au) в режиме насыщения активности в кадмиевом чехле.

 

где – среднее сечение активации золотого активационного детектора тепловыми нейтронами, см2;

       – среднее сечение активации золотого активационного детектора быстрыми нейтронами, см2.

 

Характеристика активации в работающей реакторной установке

 

Теперь можно заключить, что теплоноситель в работающем реакторе, подвергаясь облучению φнт и φнб, активируется только в активной зоне. Эта приобретенная активность теплоносителя сохраняется после выхода его из активной зоны, уменьшаясь в соответствие с законом радиоактивного распада. Это обстоятельство значительно затрудняет обслуживание механизмов и коммуникаций контура первичного теплоносителя, ограничивает доступ к ним, часто требует установки соответствующих защитных экранов, а протечки теплоносителя и его сливы являются радиоактивными отходами.

Характер излучения и его энергетические плотности потока частиц активированного теплоносителя определяются его исходным (материнским) нуклидным составом, видом излучения после активации и энергетическим спектром этого излучения.

Следует различать собственную наведенную активность теплоносителя и наведенную активность примесей в теплоносителе (продукты коррозии материалов первого контура и технологические примеси, связанные с решением задач водоподготовки первого контура).

С целью снижения общего уровня наведенной активности в контуре теплоносителя устанавливается постоянно действующий фильтр активности.

Параметром наведенной активности теплоносителя является удельная наведенная активность , измеряемая в .

По величине устойчивости наведенной активности теплоносители делят на:

- теплоносители быстро теряющие активность после остановки реактора (вода, азот);

- теплоносители медленно теряющие активность после остановки реактора (натрий, калий, сплав свинца и висмута) [7, 8].

 

Изотопный состав воды и схемы физических моделей

 

Изотопный состав природной воды следующий [9]:

- изотоп  протий, в природном водороде составляет 99,985%;

- изотоп  дейтерий, в природном водороде составляет 0,015%;

- изотоп  тритий, радиоактивный изотоп водорода, в природном водороде встречается в следующем количестве: примерно 1 ядро трития на 1018 ядер водорода, такая единица содержания трития называется тритиевой единицей (1 ТЕ). Образуется тритий под воздействием космических лучей, поэтому называется космогенным радионуклидом.

До начала испытаний ядерных и термоядерных боеприпасов общее количество трития на Земном шаре составляло примерно 3,6 кг. К концу испытаний количество трития увеличилось примерно в 190 раз.

Изотопный состав природного кислорода следующий:

- изотоп  в природном кислороде составляет 99,759%;

- изотоп  в природном кислороде составляет 0,037%;

- изотоп  в природном кислороде составляет 0,204%.

Протий, дейтерий, ,  и  являются стабильными нуклидами [9-11].

Проходя через активную зону, а, следовательно, находясь определенное время в поле тепловых 10нт и быстрых 10нб нейтронов составляющие воды испытывают следующие нейтронно-ядерные реакции:

 

где  - период полураспада трития;

        – указывает, что тритий, распадаясь, излучает отрицательно заряженную бета частицу;

        - стабильный изотоп гелия.

        - микроскопическое сечение поглощения теплового нейтрона ядром протия;

       - микроскопическое сечение активации дейтерия.

 

Физически вторая схема нейтронно-ядерной реакции является схемой активации водорода и распада радиоактивного трития.

Изотопный состав кислорода под действием тепловых нейтронов претерпевает следующие нейтронно-ядерные реакции:

 

(I)            

(II)                      

(III)                    

 

 и  являются стабильными изотопами гелия и азота.

(IV)                      (стабильный изотоп фтора, который является коррозионно агрессивным элементом)

 

При распаде радиоактивного ядра  из ядра излучается отрицательная бета частица с максимальной энергией  и .

Кроме этого этот бета распад сопровождается излучением гамма квантов с энергиями , , , .

Таким образом, схемами нейтронно-ядерных реакций активации кислорода с нейтронами тепловых энергий являются третья и четвертая схемы.

Рассмотрим схемы нейтронно-ядерных реакций изотопного состава воды с 10нб.

Быстрые нейтроны, сталкиваясь с ядрами изотопов водорода, в основном испытывают рассеяние, т.е. замедляются и активация их отсутствует [10, 11].

С ядрами изотопов кислорода имеют место следующие нейтронно-ядерные реакции:

 

(изотоп азота стабилен, , .

 

(  стабилен, , , , , , .

 

(  стабилен, , , .

 

(  стабилен, , , , .

 

(  стабилен, , , , .

 

(  стабилен .

 

(  стабилен, , , .)

 

Из приведенных нейтронно-ядерных реакций видно:

- образованные радионуклиды имеют малые периоды полураспада;

- распад образованных радионуклидов сопровождается излучением высоко энергетических β-частиц и γ квантов. Кроме этого торможение высоко энергетических β-частиц сопровождается генерацией высоко энергетических γ квантов;

- сечения активации 10нб не превышает нескольких милибарн.

 

Модель активации теплоносителя первого контура

 

Основная часть первого контура, по которому циркулирует теплоноситель, состоит из реактора, парогенератора и главного циркуляционного насоса, а так же трубопроводов, соединяющих эти три элемента в контур. Поле тепловых и быстрых нейтронов, находится в реакторе, значит, и активация теплоносителя имеет место только в реакторе. В трубопроводах и парогенераторе наведенная в реакторе активность будет только снижаться по закону радиоактивного распада. Поэтому физическая модель первого контура в первом приближении может быть представлена рисунком 2, где изображен контур теплоносителя и место активации теплоносителя – активная зона [2, 7, 8].

 

tаз

 

tвх

tвых

 

Т

Gтн

 

АЗ

Рис.2 – Контур теплоносителя

 

Время прохода теплоносителя через активную зону обозначим tаз = tвых - tвх . это время активации теплоносителя. Время полного оборота (время цикла) теплоносителя по контуру обозначим Т. Тогда (Т - tаз) – время, в течении которого наведенная активность за время tаз, будет только снижаться.

Скорость образования активных ядер i-го дочернего радионуклида в единице теплоносителя в общем виде может быть выражена:

 

 

где  - средняя по активной зоне плотность потока нейтронов в интервале Ен + dЕн.

В случае двух группового варианта плотности потока скорость активации будет:

 

Примечание: зависимость справедлива, когда из одного материнского ядра образуется только одно дочернее радиоактивное ядро.

 

Математическая модель скорости изменения материнских и дочерних радиоактивных ядер в единице массы теплоносителя имеет вид:

 

 

После подстановки необходимых данных и решения этой системы получим:

 

Если принять двух групповую энергетическую модель нейтронов, т.е. в активной зоне есть только быстрые и тепловые нейтроны, ввести определенные групповые постоянные активации, выполнить анализ встречающихся величин, получим:

 

- для активации тепловыми нейтронами

 

 

- для активации быстрыми нейтронами

 

 

Переходя к активности и упрощая, получим:

 

 

Используя обозначение времени применительно к модели рисунка 2, получим:

 

 

Такие активности будут в точке tвых (рис.2) после первого прохода через активную зону теплоносителя. Этот проход длится tаз . Далее, проходя по контуру в течение времени Т, а это снова будет точка tвых , каждая из этих активностей уменьшается на величину .

Но к обеим активностям добавится активность теплоносителя за счет активации во второй раз прохода через активную зону:

 

 

 

За третий проход теплоносителя через активную зону первое слагаемое этих двух уравнений снова уменьшится на величину множителя , но и второе слагаемое уменьшится на такую же величину. В уравнениях появится третий член, показывающий активацию теплоносителя в точке tвых за третий проход через активную зону. Но , а .

Запишем, чему будут равны активности теплоносителя после третьего прохода через активную зону в точке tвых:

 

 

 

 

Если же теплоноситель будет подвергнут активации не три раза (цикла), а n раз (циклов), то выше приведенные формулы примут вид:

 

 

 

 

В квадратных скобках сумма членов убывающей геометрической прогрессии, она равна:

 

 

Теперь выше приведенные формулы для выхода из активной зоны примут вид:

 

 

Средняя удельная активность на выходе из активной зоны будет равна:

 

 

При этом ;   ; ;  или

где   - время работы ядерного реактора на мощности, соответствующей средней плотности потока нейтронов ,  ;

                  – объем теплоносителя в первом контуре, см3;

                  - средний удельный объем теплоносителя, ;

                  - удельные объемы теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, ;

                  - расход теплоносителя в первом контуре, ;

                  – площадь теплоносителя в ячейке, см2;

                  - высота активной зоны, см;

                  - число ячеек в активной зоне, шт.

 

Если n циклов обращения теплоносителя по контуру стремится к бесконечности, наведенная удельная активность i-го дочернего радионуклида на выходе из активной зоны будет :

 

 

Эти зависимости дают право сделать вывод:

а) скорость генерации дочернего радионуклида является функцией концентрации материнских ядер, сечения активации и мощности или плотности потока нейтронов;

б) время достижения стационарной концентрации дочернего радионуклида является функцией времени активации, величины цикла теплоносителя по контуру, периода полураспада дочернего радионуклида и времени работы реактора (число циклов теплоносителя).

Таким образом, в настоящей работе были получены аналитические зависимости для анализа динамики удельной наведенной активности теплоносителя на выходе из активной зоны при непрерывной работе на данной постоянной мощности реактора, которая характеризуется средней постоянной плотностью потока по активной зоне.

 

Список литераптуры:

1.           Саркисов А.А. Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок / А.А.Саркисов, В.Н.Пучков. – М. : ЭАИ, 1989. – 504с.

2.            Бартоломей Г. Г. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов / Г. Г. Бартоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С. Алхутов. — М. : Энергоатомиздат, 1989. — 512 с.

3.            Климентов В.Б. Активационные измерения потоков и спектров нейтронов в ядерных реакторах / В.Б.Климентов, Г.А.Копчинский, В.В.Фрунзе. - М. : Издательство стандартов, 1974. – 207с.

4.            Определение нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ИР-100 : Отчет о научно-исследовательской работе / СНУЯЭиП. — Севастополь, 2003. – 50с.

5.            Крамер-Агеев Е.А. Активационные методы спектрометрии нейтронов / Е.А. Крамер-Агеев, В.С.Трошин, Е.Г.Тихонов. - М., Атомиздат 1976. – 232 с.

6.            Ломакин С. С. Радиометрия нейтронов активационным методом / С.С. Ломакин, В.И.Петров, П.С. Самойлов. - М. : Атомиздат, 1975. – 208 с.

7.            Мегреблиан Р. Теория реакторов / Мегреблиан Р., Холмс Д. – М. : Госиздат литературы в области атомной науки и техники, 1962. – 265 с.

8.           Барабанов С. А. Основы радиационной безопасности / С. А. Барабанов, П. И. Залевский, П. А. Пономаренко. — Военно-морской флот. 1973г. – 102 .

9.            Гордеев И. В. Справочник по ядерно-физическим константам для расчета реакторов / И. В. Гордеев, Д. А. Кардашев, А. В. Малышев. — М. : Изд-во государственного комитета Совета министров СССР по использованию атомной энергии, 1960. – 279 с.

10.       Левин В. И. Получение радиоактивных изотопов : [техническая литература] / Валентин Ильич Левин. — М. : Атомиздат, 1972. — 256 с.

11.       Справочные таблицы для нейтроноактивационного анализа. И.В. Меднис. Рига, Знание, 1974. – 412 с.