ЕКСПЕРИМЕНТАЛЬНЕ ВИЗНАЧЕННЯ ПАРАМЕТРІВ
§11.1 вступних зауважень
Один з найбільш реальних шляхів вирішення енергетичної проблеми полягає в розширеному відтворенні ядерного палива в реакторах на швидких нейтронах. В даний час вже побудовані реактори на швидких нейтронах з плутонієвим паливом, в яких частина нейтронів поглинається ядрами 238 U (цей ізотоп урану завантажується в активну зону і екрани), що призводить до утворення ядер штучного палива 239 Рu:
Отже, в такому реакторі відбуваються одночасно два процеси: зникнення ядер 239 Рu за рахунок їх поділу і радіаційного захоплення нейтронів і освіту ядер 239 Рu при поглинанні нейтронів ядрами 238 U. Якщо в одиницю часу буде більше утворюватися ядер 239 Рu, ніж «згорати», то з реактора можна буде вивантажувати ядер 239 Рu більше, ніж в нього завантажується. В результаті в паливний цикл включається 238 U і виявляється рентабельним використовувати порівняно бідні за змістом уранові руди. Розвиток атомної енергетики з використанням реакторів на швидких нейтронах може забезпечити людство енергоресурсами принаймні на кілька сотень років.
Можливий в принципі і інший шлях відтворення ядерного палива, при якому в результаті поглинання нейтронів в 232 Th утворюються ядра 233 U:
З економічної точки зору важливо знати, якими темпами може розвиватися замкнута енергетична система, яка використовує паливний цикл з відтворенням палива. Якщо в даний момент є W встановлених потужностей і якщо для забезпечення одиниці потужності потрібне завантаження Р (т / МВт) ядерного палива, то можна записати рівняння, що зв'язує зростання встановлених потужностей з надмірною виробництвом ядерного палива:
де r - питомий надлишкове виробництво ядерного палива, нормоване на одиницю потужності і одиницю часу, т / (МВт * год).
З рішення цього рівняння випливає, що розвиток такої енергетичної системи буде відбуватися за експоненціальним законом, а час подвоєння встановлених потужностей складе
Чисельник наведеного співвідношення залежить, головним чином, від технологічної сторони справи. Чим більше енергії може бути знято з одиниці маси завантаженого в реактор палива, тим, очевидно, менше Р. Кількість знімається з одиниці маси палива енергії залежить від властивостей теплоносія, використовуваних конструкційних матеріалів, виду палива, конструкції твелів і ТВС і т.п. Знаменник визначається в першу чергу фізичними характеристиками активної зони: збагаченням палива, її структурою, об'ємною часткою палива, нейтронно-фізичні характеристики теплоносія і конструкційних матеріалів, хімічним складом палива і т.д.
Одне із завдань реакторної фізики - визначення величини r з наперед заданою точністю, яка вибирається на основі економічних і технологічних міркувань. Розрахункова невизначеність в величиною r обумовлена, з одного боку, похибками в ядерних даних, з іншого, - неминучими приближениями при розрахунку конкретного реактора при описі як його геометрії, так і процесів, що відбуваються в ньому.
Знайдемо зв'язок між питомим надлишковим виробництвом ядерного палива і ядерних даними. При цьому краще використовувати прийняту в реакторної фізики безрозмірну величину - надлишковий коефіцієнт відтворення (ІКВ), який визначають як різницю мас вивантажених і завантажених в реактор паливних нуклідів (за час кампанії), віднесених до кількості поділів, що відбулися в реакторі за той же час. Безрозмірна величена ИКВ пов'язана з величиною r перекладним множником
де ℋ = 3,94 * 10 -4. якщо [r] = т / (МВт * год).
Щоб висловити ИКВ через ядерні дані, необхідно домовитися про те, які нукліди відносять до паливних, оскільки в реакторі утвориться не тільки 239 Pu, а й інші ізотопи плутонію в помітних кількостях. Найбільш поширений підхід полягає в обліку всіх ізотопів плутонію, але з різними ваговими коефіцієнтами qi. які враховують розмножуються властивості даного ізотопу в порівнянні з 239 Pu. З огляду на це зауваження надлишковий коефіцієнт відтворення запишемо у вигляді
Де С i - 1 - повне число захоплень нейтронів в нуклідів (i - 1) у всьому реакторі за час кампанії, тобто кількість утворилися нуклідів (i); А i - повне число поглинанні нейтронів (захоплень і поділів) в нуклідів (i) у всьому реакторі за час кампанії, тобто кількість зниклих нуклідів (i); F i - повне число поділок всіх нуклідів у всьому реакторі за час кампанії;