Neutronů jed (také nazýván „ zachycovač neutronů “ nebo „nukleární jed“) je látka s velkým neutronového absorpční části , a která proto má významný vliv na neutronové bilance části jaderného reaktoru .
V jaderných reaktorech má absorpce neutronů obzvláště otravný účinek na reaktor . Tato otrava je způsobena hlavně zachycením neutronů štěpnými produkty s krátkým poločasem rozpadu, z nichž hlavní je xenon 135, nebo štěpnými produkty s delším nebo stabilním poločasem rozpadu, jako je samarium 149 a gadolinium 157 .
Přesněji, termín „ absorbér neutronů“ také označuje prvky, které absorbují pouze neutrony, bez další transmutace nebo indukované radioaktivity . To vylučuje štěpné a plodné izotopy , jakož i ty, které se přeměňují na radioaktivní izotopy . Tyto materiály absorbující neutrony, nazývané také jedy, jsou záměrně zaváděny do určitých typů reaktorů, aby se snížila vysoká reaktivita čerstvého paliva. Takové prvky mohou být typicky použity jako složky v regulačních tyčích reaktoru nebo jako konzumovatelný jed pro řízení reaktivity. Mohou být také použity jako bariéra radiační ochrany .
Některé z těchto jedů, známé jako „spotřební jedy“, se vyčerpají, když absorbují neutrony během provozu reaktoru, což umožňuje kompenzovat kolísání reaktivity reaktoru rychlostí hoření . Jiné zůstávají relativně konstantní a slouží ke standardizaci neutronového toku reaktoru.
Atomy vytvořené během štěpení mají ve srovnání s údolím stability více než neutrony, takže zachycují několik neutronů. Některé štěpné produkty generované během jaderných reakcí však mají silnou absorpční kapacitu neutronů, například xenon 135 (průřez σ = 2 650 000 b ( stodoly ) a samarium -149 (σ = 40 140 b)), protože tyto dva jedovaté štěpné produkty zbavují reaktor neutronů, budou mít dopad na reaktivitu.
Otrava těmito produkty se může stát takovým způsobem, že nebude možné udržovat řetězovou reakci, pokud zůstane v povoleném provozním rozsahu reaktoru. Otrava xenonem je zejména jedním z faktorů, které vedly k černobylské havárii .
Otrava xenonemZejména xenon-135 má obrovský dopad na provoz jaderného reaktoru. Dynamika otravy xenonem představuje významnou změnu v reaktivitě jádra, která má zásadní význam pro stabilitu toku a geometrické rozložení výkonu, zejména ve velkých reaktorech.
neboBěhem počátečního období 4 až 6 hodin po změně režimu závisí velikost a rychlost změn koncentrace na počáteční úrovni výkonu a změně úrovně výkonu. Čím větší je změna úrovně výkonu, tím větší jsou rozdíly v koncentraci xenonu-135. Po několika hodinách dosáhne koncentrace xenonu minima, poté, když se množství jodu dostatečně zvýší, se pak xenon postupně zvýší. Během období ustáleného stavu dosahuje koncentrace xenonu-135 při konstantní úrovni toku neutronů rovnovážné hodnoty asi za 40 až 50 hodin.
Když se reaktor spustí, zpočátku zde není žádný xenon-135, který se objeví až po několika hodinách. Se zvyšováním koncentrace xenonu ztrácí reaktor svoji reaktivitu, což může vést k jeho odstavení, pokud nemá dostatečnou rezervu reaktivity.
Po době chodu, pokud se zvýší výkon reaktoru, zůstává produkce xenonu-135 zpočátku konstantní, protože 95% xenonu-135 pochází z rozpadu jódu 135 , který má poločas 6, 58 hodin . Na druhou stranu nejprve klesá koncentrace xenonu-135, protože jeho rychlost degradace se zvyšuje s výkonem reaktoru. Protože xenon-135 je neutronový jed, jeho pokles koncentrace zvyšuje reaktivitu srdce, a tedy i sílu: odchylka má tendenci být nestabilní a musí být kompenzována ovládacími pruhy.
Když je výkon reaktoru snížen, proces je obrácen. Stejně jako dříve, snížení výkonu způsobuje nahromadění neutrofágního xenonu 135, který má tendenci tento výkon ještě více snižovat. Tato ztráta reaktivity (která dosáhne maxima přibližně po 10 hodinách po odstavení reaktoru) se nazývá „otrava xenonem“ a může způsobit nemožnost restartu reaktoru nebo jeho udržení při nízkém výkonu. To platí zejména v případě odstavení reaktoru. Časové období, během kterého reaktor není schopen překonat účinky xenonu 135, se nazývá zpoždění xenonového mrtvého nebo jedovatého selhání .
Otrava samariemSamarium-149 je relativně velký štěpný produkt, který se objeví v rozpadovém řetězci z neodymu 149 a má velkou zachycení průřez pro pomalými neutrony a tedy otrava. Představuje však problém, který se trochu liší od problému s xenonem 135 . Opravdu, pokud jsou rozpadové řetězce neodymu 149> promethium 149> samarium 149 na jedné straně a tellurium 135> jod 135> xenon 135 na druhé straně velmi podobné, je třeba poznamenat tři rozdíly:
Množství promethia 149 v rovnováze je však větší než množství jodu 135
Produkce 149 Pm je úměrná toku neutronů ; výroba Sm-149 je úměrná množství přítomného 149 um; spotřeba 149 Sm je také úměrná průtoku; koncentrace 149 Sm v rovnováze je proto nezávislá na toku. Je-li reaktor v provozu, dosáhne koncentrace (a tedy otravy) rovnovážné hodnoty přibližně za 500 hodin (tj. Přibližně tři týdny). Když je reaktor odstaven, samarium přestává být spotřebováváno a všechno promethium-149 produkované proti proudu (úměrně průtoku) se mění na samarium. Při počátečním průtoku 3,2 × 10 13 n / cm 2 / s, který je typický pro tlakovodní reaktor, je otrava ze samaria po dlouhodobém provozu při stabilním výkonu asi 1300 pcm. Dodatečná antireaktivita poskytovaná rozpadem promethia-149 po zastavení je řádově 500 pcm; tato ztráta je úměrná toku a může mít vyšší hodnoty v případě reaktoru s vysokým tokem.
Reaktor musí být navržen tak, aby měl dostatečnou rezervu reaktivity (odstranění regulačních tyčí nebo zředění rozpustného jedu), aby bylo možné jej bez problémů znovu spustit po odstavení, které může být stále neočekávaně nutné. Zpoždění způsobené rozpadem promethia 149 (více než 72 hodin) může umožnit přechodný restart, avšak rozpad xenonu 135, ke kterému dojde mezitím po přibližně 24 hodinách, poskytuje v praxi větší zisk reaktivity než ztráta způsobená samariem 149.
Otrava gadoliniemDalším problematickým izotopem, který se hromadí, je gadolinium 157 s mikroskopickým průřezem σ = 254 000 b. Jeho štěpná produkce (výtěžek blízký 0,004%) je však více než tisíckrát nižší než produkce jódu 135 (výtěžek 6,4% + 0,4%). Hodnota koncentrace v rovnováze se rovná: je nezávislá na toku a rovná se 1,55 × 10 13 at / cm 3 v jádru PWR 900MWe. Odpovídající makroskopický průřez se rovná 3,936 × 10-6 cm- 1 , což je velmi nízká hodnota ve srovnání s celkovým absorpčním makroskopickým průřezem, který se rovná 0,1402 cm- 1 . Otrava vyjádřená v pcm je velmi nízká.
Existuje mnoho dalších štěpných produktů, které díky své koncentraci a absorpci tepelných neutronů mají nepříznivý vliv na provoz reaktorů. Jednotlivě mají malý význam, ale společně mají významný dopad. Často jsou charakterizovány jako jedovaté štěpné produkty. Shromažďují se průměrnou rychlostí 50 stodol na rozpad v reaktoru. Akumulace jedovatých štěpných produktů v palivu vede ke ztrátě účinnosti a v některých případech k nestabilitě. V praxi je hromadění jedů v jaderném palivu reaktoru to, co určuje životnost jaderného paliva v reaktoru: dlouho předtím, než došlo ke všem možným štěpením, hromadění štěpných produktů s dlouhou životností absorbující život neutrony tlumí řetězovou reakci. Proto je opětovné zpracování jaderného odpadu užitečné: pevné vyhořelé jaderné palivo obsahuje asi 97% štěpného materiálu přítomného v nově vyrobeném původním jaderném palivu. Chemická separace štěpných produktů obnovuje kvalitu paliva, takže může být znovu použito.
Další způsoby odstraňování štěpných produktů jsou možné, zejména použitím porézního pevného paliva, které umožňuje únik štěpných produktů nebo kapalného nebo plynného paliva ( reaktor s roztavenou solí , vodný homogenní reaktor ). To snižuje problém s akumulací štěpných produktů v palivu, ale přináší další problémy s bezpečným odstraněním a skladováním štěpných produktů.
Ostatní štěpné produkty s relativně vysokou absorpční sekcí jsou 83 Kr, 95 Mo, 143 Nd, 147 Pm. Nad touto hmotou má mnoho izotopů s rovnoměrným počtem hmot absorpční sekce, což umožňuje jádru absorbovat více neutronů v sérii. Těžké štěpení aktinidů produkuje více těžkých štěpných produktů v rozmezí lanthanidů, takže celkový průřez absorpce neutronů štěpných produktů je vyšší.
V rychlém neutronovém reaktoru se situace produktů štěpení jedem může značně lišit, protože průřezy absorpce neutronů se mohou lišit pro tepelné neutrony a rychlé neutrony . V reaktoru RBEC-M rychlý neutronový reaktor chlazený olovem a vizmutem ). Štěpné produkty klasifikované zachycením neutronů (představující více než 5% celkových štěpných produktů) v pořadí: 133 Cs, 101 Ru, 103 Rh, 99 Tc, 105 Pd a 107 Pd v jádru , přičemž nahrazuje 149Sm 107 Pd na 6 -té místo v úrodné deku.
Kromě jedovatých štěpných produktů se další materiály rozpadají v reaktorech na materiály, které působí jako neutronové jedy. Příkladem toho je rozpad tritia na helium 3 . Jelikož má tritium poločas 12,3 roku, neměl by tento rozpad normálně významně ovlivňovat provoz reaktoru, protože rychlost rozpadu tritia je nízká. Pokud se však tritium produkuje v reaktoru a poté zůstává v reaktoru po několikaměsíční odstavení, může se dostatečné množství tritia rozložit na helium-3 a nepříznivě ovlivnit jeho reaktivitu. Veškeré hélium 3 vyrobené v reaktoru během odstávky bude během následného provozu odstraněno reakcí neutronů a protonů.
Pokud musí reaktor pracovat po dlouhou dobu (cyklus ve francouzských PWR přibližně 18 měsíců ) , je do reaktoru vloženo počáteční množství paliva, větší než je množství potřebné k získání přesné kritické hmotnosti . Během provozu se toto množství paliva obsaženého v jádře monotónně snižuje při jeho spotřebě. Pozitivní zpětné vazby z důvodu nadměrného paliva na začátku cyklu a proto musí být v rovnováze s negativní zpětnou vazbou přidáním materiál absorbující neutrony.
Použití pohyblivých řídicích tyčí obsahujících materiál absorbující neutrony je jednou z metod, ale ovládání nadměrné reaktivity reaktoru pouze pomocí řídicích tyčí může být pro některé konkrétní konstrukce obtížné, protože nemusí být dost místa pro tyče nebo jejich mechanismy, ale především proto, že tento typ řízení (pomocí tyčí) způsobí deformaci toku reaktoru, která může generovat horká místa v aktivní zóně. To je důvod, proč je v PWR výhodné regulovat tuto přebytečnou reaktivitu, přítomnou po doplnění paliva, počínaje maximální koncentrací rozpustného boru na začátku cyklu, poté snižováním této koncentrace v závislosti na vyčerpání paliva. další načtení.
Za účelem kontroly reaktivity v důsledku velkého množství přebytečného paliva bez řídicích tyčí se do jádra vloží spotřební jedy. Konzumovatelné jedy jsou materiály, které mají vysoký průřez absorpce neutronů a jsou transformovány na materiály s relativně malým průřezem absorpce po absorpci neutronů. V důsledku vyčerpání jedu se negativní reaktivita způsobená konzumovatelným jedem během života srdce snižuje. V ideálním případě by negativní reaktivita těchto jedů měla klesat stejnou rychlostí jako nadměrná reaktivita paliva při jeho vyčerpání. Kromě toho je žádoucí, aby se konzumovatelný jed přeměnil na neabsorpční izotop stejného chemického prvku, aby se omezilo rušení v materiálu. Nejběžněji používanými hořlavými jedy jsou sloučeniny boru nebo gadolinia . Tvoří síť pruhů nebo desek nebo se přidávají jako další prvky do paliva. Protože tyto jedy mohou být obecně distribuovány rovnoměrněji než kontrolní tyče, narušují distribuci energie v srdci méně. Hořlavý jed může být také lokálně nakládán ve specifických oblastech jádra, aby se tvaroval tvar nebo řídila distribuce toku neutronů, a tím se zabránilo nadměrnému toku a špičce místní energie v určitých oblastech reaktoru. Současnou praxí je však použití nekonzumovatelných jedů pro tento konkrétní účel.
Nehořlavý jed je ten, který udržuje konstantní negativní hodnotu reaktivity po celý život srdce. Ačkoli žádný neutronový jed není přísně nehořlavý, některé materiály mohou být za určitých podmínek považovány za nehořlavé jedy. Příkladem je hafnium. Odstranění (absorpcí neutronů) z izotopu z hafnia vede k produkci jiného absorbéru neutronů, a pokračuje na řetězu pěti tlumičů. Tento absorpční řetězec způsobuje, že se jed, i když je hořlavý, chová jako jed s dlouhou životností, který lze považovat za nehořlavý. Tento typ jedu je obzvláště zajímavý pro nouzové ovládací tyče, které musí udržovat konstantní účinnost po celou dobu života srdce.
Rozpustné jedy produkují rovnoměrnou absorpci neutronů v prostoru, jsou-li rozpuštěny v chladivu jaderného reaktoru.
Nejběžnějším rozpustným jedem v tlakovodních reaktorech (PWR) je kyselina boritá , která se často označuje jako rozpustný bór , nebo jednoduše Solbor . Kyselina boritá v chladivu absorbuje neutrony, což způsobuje snížení reaktivity. Změnou této koncentrace kyseliny borité, což je proces nazývaný borikace / ředění, se mění reaktivita srdce: když se zvyšuje koncentrace boru (borikací), absorbuje se více neutronů, což snižuje reaktivitu; naopak, když se sníží koncentrace boru (zředěním), reaktivita se zvýší.
Vývoj koncentrace boru v PWR je pomalý proces a používá se hlavně na jedné straně ke kompenzaci vyčerpání paliva nebo hromadění jedu, ale také na druhé straně ke kompenzaci otravy xenonem. variace.
U PWR je však obsah boru rozpuštěného v primární vodě po dobití, stejně jako maximální hodnoty pro vložení regulačních tyčí reaktoru, omezeno zvýšením teplotního koeficientu moderátoru, které musí zůstat do značné míry záporné. (Bezpečnostní rozpětí) ). Expanze vody s teplotou způsobí vypuzení z jádra určitého množství boru o to větší, že je vysoký obsah může jít, pokud ne, dokud nebude činit kladný moderátorský teplotní koeficient, ale alespoň riziko snížení bezpečnostní rezervy u některých nových jader.
Rozpustné jedy se také používají v systémech nouzového vypnutí prostřednictvím bezpečnostní injekce určené k zaplavení srdce při nehodě. Ve skutečnosti v takových situacích mohou automatizační systémy, pak operátoři, vstřikovat roztoky obsahující neutronové jedy přímo do chladiva reaktoru. Používají se různé roztoky, včetně polyboritanu sodného a dusičnanu gadolinia (Gd (NO3) 3 · xH2O).
Níže uvedené hodnoty pro průřezy absorpce neutronů (ve stodolách) odkazují na neutrony velmi specifické energie, v závislosti na uvažované aplikaci.