Trucizna neutronów (zwany również „ absorber neutronów ” lub „trucizną jądrowego”) jest substancją o dużym neutronów sekcji pochłaniania , i które ma w związku z tym znaczny wpływ na równowagę neutronów z reaktora jądrowego .
W reaktorach jądrowych absorpcja neutronów ma szczególnie toksyczny wpływ na reaktor . To zatrucie jest głównie spowodowane wychwytywaniem neutronów przez produkty rozszczepienia o krótkim okresie półtrwania, z których głównym jest ksenon 135 lub produkty rozszczepienia o dłuższym lub stabilnym okresie półtrwania, takie jak samar 149 i gadolin 157 .
Dokładniej, termin „ pochłaniacz neutronów” oznacza również pierwiastki, które absorbują tylko neutrony, bez innej transmutacji lub indukowanej radioaktywności . Wyklucza to izotopy rozszczepialne i płodne , a także te, które ulegają przemianie w izotopy promieniotwórcze . Te pochłaniające neutrony materiały, zwane także truciznami, są celowo wprowadzane do niektórych typów reaktorów w celu zmniejszenia wysokiej reaktywności świeżego paliwa. Takie pierwiastki można zwykle stosować jako składniki prętów regulacyjnych reaktora lub jako jadalną truciznę w celu kontrolowania reaktywności. Mogą również służyć jako bariera chroniąca przed promieniowaniem .
Niektóre z tych trucizn, zwane „jadalnymi truciznami”, ulegają wyczerpaniu, gdy absorbują neutrony podczas pracy reaktora, co umożliwia skompensowanie zmian reaktywności reaktora wraz z jego szybkością spalania . Inne pozostają względnie stałe i służą do standaryzacji strumienia neutronów reaktora.
Wszystkie atomy powstałe podczas rozszczepienia mają więcej neutronów w porównaniu z doliną stabilności, więc wychwytują niewiele neutronów. Jednak niektóre produkty rozszczepienia powstające podczas reakcji jądrowych mają silną zdolność pochłaniania neutronów, takie jak ksenon 135 (przekrój σ = 2650 000 b ( stodoły ) i samar -149 (σ = 40,140 b)), ponieważ te dwa trujące produkty rozszczepienia pozbawiają reaktora neutronów, będą miały wpływ na reaktywność.
Zatrucie tymi produktami może spowodować, że reakcja łańcuchowa nie zostanie utrzymana, pozostając w dozwolonym zakresie roboczym reaktora. Zatrucie ksenonem jest w szczególności jednym z czynników, które doprowadziły do wypadku w Czarnobylu .
Zatrucie ksenonemSzczególnie ksenon-135 ma ogromny wpływ na działanie reaktora jądrowego. Dynamika zatrucia ksenonem stanowi istotną zmianę reaktywności rdzenia, która ma duże znaczenie dla stabilności strumienia i geometrycznego rozkładu mocy, w szczególności w dużych reaktorach.
lubW początkowym okresie od 4 do 6 godzin po zmianie reżimu wielkość i prędkość zmian stężeń zależą od początkowego poziomu mocy i zmiany poziomu mocy. Im większa zmiana poziomu mocy, tym większe wahania stężenia ksenonu-135. Po kilku godzinach stężenie ksenonu osiąga minimum, a gdy ilość jodu dostatecznie wzrośnie, ksenon z kolei wzrasta. W okresach pracy w stanie ustalonym, przy stałym poziomie strumienia neutronów , stężenie ksenonu-135 osiąga wartość równowagi po około 40 do 50 godzinach.
Po uruchomieniu reaktora początkowo nie ma ksenonu-135, który pojawia się dopiero po kilku godzinach. Wraz ze wzrostem stężenia ksenonu reaktor traci swoją reaktywność, co może prowadzić do jego wyłączenia, jeśli nie ma wystarczającej rezerwy reaktywności.
Po pewnym czasie, jeśli moc reaktora zostanie zwiększona, produkcja ksenonu-135 początkowo pozostaje stała, ponieważ 95% ksenonu-135 pochodzi z rozpadu jodu 135 , którego okres półtrwania wynosi 6,58 godzin . Z drugiej strony stężenie ksenonu-135 najpierw spada, ponieważ jego szybkość degradacji rośnie wraz z mocą reaktora. Ponieważ ksenon-135 jest trucizną neutronową, jego spadek stężenia zwiększa reaktywność serca, a tym samym moc: odchylenie jest niestabilne i musi być kompensowane przez paski kontrolne.
Gdy moc reaktora jest zmniejszona, proces ulega odwróceniu. Tak jak poprzednio, spadek mocy powoduje nagromadzenie się neutrofagicznego ksenonu 135, który ma tendencję do jeszcze większego spadku mocy. Ta utrata reaktywności (która osiąga maksimum po około 10 godzinach po wyłączeniu reaktora) jest określana jako „zatrucie ksenonem” i może powodować niemożność ponownego uruchomienia reaktora lub utrzymania go przy niskiej mocy. Dzieje się tak zwłaszcza w przypadku wyłączenia reaktora. Okres, w którym reaktor nie jest w stanie przezwyciężyć skutków działania ksenonu 135 nazywany jest martwym ksenonem lub opóźnieniem awarii trucizny .
Zatrucie SamariumSamar-149 jest stosunkowo duży produkty rozszczepienia, które pojawia się w łańcuchu rozpadu z neodymu 149 i ma duży przekrój dla wychwytywania wolnych neutronów, a zatem na skutek zatrucia. Jednak przedstawia problem, który jest nieco inny niż ten napotkany w przypadku ksenonu 135 . Rzeczywiście, jeśli łańcuchy rozpadu neodymu 149> prometu 149> samaru 149 z jednej strony i telluru 135> jodu 135> ksenonu 135 z drugiej strony są zasadniczo podobne, należy zauważyć trzy różnice:
Jednak ilość prometu 149 w stanie równowagi jest większa niż jodu 135
Produkcja 149 µm jest proporcjonalna do strumienia neutronów ; produkcja Sm-149 jest proporcjonalna do ilości 149 µm obecnego; zużycie 149 Sm jest również proporcjonalne do przepływu; stężenie 149 Sm w stanie równowagi jest zatem niezależne od strumienia. Gdy reaktor działa, stężenie (a tym samym efekt zatrucia) osiąga wartość równowagi po około 500 godzinach (tj. Około trzech tygodniach). Jednak po wyłączeniu reaktora samar przestaje być konsumowany, a cały promet-149 wytwarzany w górę (proporcjonalnie do przepływu) zamienia się w samar. Przy początkowym przepływie 3,2 × 10 13 n / cm 2 / s typowym dla reaktora wodnego ciśnieniowego, zatrucie samarem po dłuższej pracy przy stabilnej mocy wynosi około 1300 pcm. Dodatkowa antyreaktywność zapewniana przez rozpad prometu-149 po zatrzymaniu jest rzędu 500 pcm; ta strata jest proporcjonalna do strumienia i może mieć wyższe wartości w przypadku reaktora wysokostrumieniowego.
Reaktor musi być zaprojektowany tak, aby miał wystarczający margines reaktywności (usunięcie prętów kontrolnych lub rozcieńczenie rozpuszczalnej trucizny), aby można go było bez problemu uruchomić ponownie po wyłączeniu, które może być nieoczekiwanie konieczne. Opóźnienie spowodowane rozpadem prometu-149 (ponad 72 godziny) może pozwolić na pośredni restart, jednak rozpad ksenonu 135, który występuje w międzyczasie po około 24 godzinach, zapewnia w praktyce większy wzrost reaktywności niż utrata spowodowana Samar 149.
Zatrucie gadolinemInnym problematycznym izotopem, który się gromadzi, jest gadolin 157 o mikroskopijnym przekroju σ = 254 000 b. Jego produkcja przez rozszczepienie (wydajność bliska 0,004%) jest jednak ponad tysiąc razy niższa niż jodu 135 (wydajność 6,4% + 0,4%). Wartość stężenia w stanie równowagi jest równa: jest niezależna od strumienia i wynosi 1,55 × 10 13 at / cm 3 w rdzeniu PWR 900MWe. Odpowiedni makroskopowy przekrój poprzeczny wynosi 3,936 × 10-6 cm- 1 , co jest bardzo małą wartością w porównaniu z całkowitym makroskopowym przekrojem poprzecznym absorpcji równym 0,1402 cm- 1 . Zatrucie wyrażone w pcm jest bardzo niskie.
Istnieje wiele innych produktów rozszczepienia, które ze względu na swoje stężenie i sekcję absorpcji neutronów termicznych mają niekorzystny wpływ na pracę reaktorów. Indywidualnie mają niewielkie znaczenie, ale razem mają znaczący wpływ. Często określa się je jako trujące produkty rozszczepienia. Gromadzą się ze średnią szybkością 50 stodół na dezintegrację w reaktorze. Nagromadzenie trujących produktów rozszczepienia w paliwie prowadzi do utraty wydajności, aw niektórych przypadkach do niestabilności. W praktyce odkładanie się trucizn w paliwie jądrowym reaktora decyduje o żywotności paliwa jądrowego w reaktorze: na długo przed zajściem wszystkich możliwych rozszczepień nagromadzenie długotrwałych produktów rozszczepienia pochłaniających życie neutrony tłumią reakcję łańcuchową. Dlatego właśnie ponowne przetwarzanie odpadów jądrowych jest przydatne: stałe wypalone paliwo jądrowe zawiera około 97% materiału rozszczepialnego obecnego w nowo wyprodukowanym oryginalnym paliwie jądrowym. Chemiczna separacja produktów rozszczepienia przywraca jakość paliwa, dzięki czemu można je ponownie wykorzystać.
Możliwe są inne podejścia do usuwania produktów rozszczepienia, w szczególności przy użyciu porowatego paliwa stałego, które umożliwia wyciek produktów rozszczepienia lub paliwa ciekłego lub gazowego ( reaktor ze stopioną solą , wodny jednorodny reaktor ). Zmniejsza to problem gromadzenia się produktów rozszczepienia w paliwie, ale stwarza dodatkowe problemy związane z bezpiecznym usuwaniem i przechowywaniem produktów rozszczepienia.
Inne produkty rozszczepienia o stosunkowo wysokich przekrojach absorpcji to 83 Kr, 95 Mo, 143 Nd, 147 µm. Powyżej tej masy wiele izotopów o parzystych liczbach masowych ma sekcje absorpcyjne, dzięki czemu jądro może wchłaniać szereg neutronów. Ciężki rozszczepienie aktynowców wytwarza cięższe produkty rozszczepienia w zakresie lantanowców, więc całkowity przekrój absorpcji neutronów produktów rozszczepienia jest wyższy.
W reaktorze na neutrony prędkie sytuacja trujących produktów rozszczepienia może się znacznie różnić, ponieważ przekroje absorpcji neutronów mogą się różnić dla neutronów termicznych i neutronów szybkich . W reaktorze RBEC-M, reaktorze neutronów prędkich chłodzonych ołowiem i bizmutem ). Produkty rozszczepienia sklasyfikowane według wychwytu neutronów (stanowiące ponad 5% wszystkich produktów rozszczepienia), w kolejności: 133 Cs, 101 Ru, 103 Rh, 99 Tc, 105 Pd i 107 Pd w rdzeniu , przy czym 149Sm zastępuje 107 Pd na 6 -tego miejsca w płodnej zbiorcze.
Oprócz trujących produktów rozszczepienia inne materiały rozkładają się w reaktorach na materiały, które działają jak trucizny neutronowe. Przykładem tego jest rozpad trytu na hel 3 . Ponieważ tryt ma okres półtrwania wynoszący 12,3 lat, zwykle ten rozpad nie powinien znacząco wpływać na działanie reaktora, ponieważ tempo rozpadu trytu jest powolne. Jeśli jednak tryt jest produkowany w reaktorze, a następnie pozostaje w reaktorze przez dłuższy okres kilku miesięcy, wystarczająca ilość trytu może ulec rozkładowi na hel-3 i niekorzystnie wpłynąć na jego reaktywność. Cały hel-3 wytworzony w reaktorze podczas okresu przestoju zostanie usunięty podczas późniejszej pracy w wyniku reakcji neutron-proton.
Gdy reaktor musi pracować przez długi okres czasu (cykl około 18 miesięcy we francuskich PWR ), do reaktora ładowana jest początkowa ilość paliwa większa niż potrzebna do uzyskania dokładnej masy krytycznej . Podczas pracy ta ilość paliwa zawartego w rdzeniu maleje monotonicznie w miarę jego zużycia. Dlatego dodatnie sprzężenie zwrotne wynikające z nadmiaru paliwa na początku cyklu musi zostać zrównoważone ujemnym sprzężeniem zwrotnym poprzez dodanie materiału pochłaniającego neutrony.
Użycie ruchomych prętów sterujących zawierających materiały pochłaniające neutrony jest jedną z metod, ale kontrolowanie nadmiernej reaktywności reaktora za pomocą samych prętów sterujących może być trudne w przypadku niektórych konkretnych konstrukcji, ponieważ może nie być wystarczająco dużo miejsca na pręty lub ich mechanizmy, ale przede wszystkim z powodu tego typu sterowanie (przez pręty) powoduje odkształcenie przepływu w reaktorze, co może generować gorące punkty w rdzeniu. Dlatego w PWR zaleca się kontrolowanie tej nadmiernej reaktywności, występującej po tankowaniu, zaczynając od maksymalnego stężenia rozpuszczalnego boru na początku cyklu, a następnie zmniejszając to stężenie w funkcji wyczerpania paliwa. następne przeładowanie.
Aby kontrolować reaktywność z powodu dużej ilości nadmiaru paliwa bez prętów sterujących, do rdzenia ładowane są trucizny eksploatacyjne. Trucizny konsumpcyjne to materiały, które mają wysoki przekrój absorpcji neutronów i są przekształcane w materiały o stosunkowo niskim przekroju poprzecznym absorpcji po absorpcji neutronów. Z powodu wyczerpania się trucizny, negatywna reaktywność z powodu jadalnej trucizny zmniejsza się w trakcie życia serca. W idealnym przypadku ujemna reaktywność tych trucizn powinna zmniejszać się w tym samym tempie, co nadmierna reaktywność paliwa w miarę jego wyczerpywania. Ponadto pożądane jest, aby jadalna trucizna przekształciła się w niechłonny izotop tego samego pierwiastka chemicznego, aby ograniczyć zakłócenia w materiale. Najczęściej stosowanymi truciznami palnymi są związki boru lub gadolinu . Tworzą sieć prętów lub płyt lub są dodawane jako dodatkowe elementy w paliwie. Ponieważ na ogół można je rozprowadzać bardziej równomiernie niż pręciki kontrolne, trucizny te w mniejszym stopniu zakłócają dystrybucję energii w sercu. Truciznę palną można również ładować lokalnie w określonych obszarach rdzenia, aby kształtować kształt lub kontrolować rozkład strumienia neutronów, a tym samym zapobiegać nadmiernemu strumieniowi i lokalnemu pikowi energii w niektórych obszarach reaktora. Jednak obecna praktyka polega na używaniu trucizn nie nadających się do spożycia w tym konkretnym celu.
Trucizna niepalna to taka, która utrzymuje stałą ujemną wartość reaktywności przez całe życie serca. Chociaż żadna trucizna neutronowa nie jest ściśle niepalna, niektóre materiały można w pewnych warunkach uznać za trucizny niepalne. Przykładem jest hafn. Usunięcie (absorpcja neutronowej) o izotopu z hafnu prowadzi do wytworzenia innego absorbera neutronów i pozostaje na łańcuchu pięciu amortyzatorów. Ten łańcuch absorpcji powoduje, że trucizna, chociaż palna, zachowuje się jak długo żyjąca trucizna, którą można uznać za niepalną. Ten rodzaj trucizny jest szczególnie interesujący w przypadku batonów kontrolnych, które muszą utrzymywać stałą skuteczność przez całe życie serca.
Rozpuszczalne trucizny powodują równomierną absorpcję neutronów w przestrzeni po rozpuszczeniu w chłodziwie reaktora jądrowego.
Najpowszechniejszą trucizną rozpuszczalną w reaktorach wodnych pod ciśnieniem (PWR) jest kwas borowy , często określany jako rozpuszczalny bor lub po prostu Solbor . Kwas borowy w płynie chłodzącym pochłania neutrony, powodując spadek reaktywności. Zmieniając stężenie kwasu borowego, proces zwany boracją / rozcieńczeniem, zmienia się reaktywność serca: gdy stężenie boru wzrasta (przez borację), więcej neutronów jest absorbowanych, co zmniejsza reaktywność; odwrotnie, gdy stężenie boru jest zmniejszone (przez rozcieńczenie), reaktywność wzrasta.
Ewolucja stężenia boru w PWR jest procesem powolnym i jest wykorzystywana głównie z jednej strony do kompensacji wyczerpania paliwa lub nagromadzenia trucizny, ale z drugiej strony do kompensacji zatrucia ksenonem podczas zmian obciążenia.
W PWR zawartość boru rozpuszczonego w wodzie pierwotnej po doładowaniu, jak również maksymalne wartości dla wstawienia prętów regulacyjnych reaktora są jednak ograniczone przez wzrost współczynnika temperaturowego moderatora, który musi pozostać w dużej mierze ujemny. (Margines bezpieczeństwa ). Rozszerzanie się wody wraz z temperaturą powoduje wypychanie z rdzenia ilości boru, tym większej, że zawartość jest wysoka może się wydostać , jeśli nie do uzyskania dodatniego współczynnika temperatury moderującej, ale przynajmniej ryzyko zmniejszenia marginesu bezpieczeństwa dla niektórych nowych rdzeni.
Trucizny rozpuszczalne są również wykorzystywane w systemach wyłączania awaryjnego poprzez zastrzyk bezpieczeństwa mający na celu zalanie serca w sytuacji wypadku. W rzeczywistości w takich sytuacjach systemy automatyczne, a następnie operatorzy, mogą wtryskiwać roztwory zawierające trucizny neutronowe bezpośrednio do chłodziwa reaktora. Stosuje się różne roztwory, w tym poliboran sodu i azotan gadolinu (Gd (NO3) 3 · xH2O).
Podane poniżej wartości przekrojów poprzecznych pochłaniania neutronów (w oborach) odnoszą się do neutronów o bardzo specyficznej energii, w zależności od rozważanego zastosowania.