![]() КАТЕГОРИИ:
АстрономияБиологияГеографияДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника
|
Выгорание и воспроизводство ядерного горючего. Принципиальная возможность и физические условия расширенного воспроизводства. Коэффициент воспроизводства.Выгорание топлива (В) определяют как отношение разделившихся ядер к их полному начальному содержанию в топливе. Величина выгорания характеризует как выработку электроэнергии, так и накопление продуктов деления в твэле. Обычно все характеристики облученного топлива соотносятся с его выгоранием. Глубину выгорания измеряют в единицах выработанной энергии на единицу массы урана, первоначально содержащегося в топливе (1 МВт сут/кг), или в процентах разделившихся тяжелых атомов (% т.а.). Переход от одной единицы измерения осуществляется с учетом количества энергии, выделяющейся в одном акте деления (около 200 МэВ). Выгорание топлива в реакторах ВВЭР достигает 35-45 МВт сут/кг или 3,5-4,5 % т.а.
Различают две возможности организации замкнутых топливных циклов в ядерных реакторах. Первый тип топливного цикла – это когда сгорает и воспроизводится один и тот же базовый делящийся нуклид – топливный цикл с воспроизводством. Это может быть цикл Pu-239 + U-238 (уран-плутониевый топливный цикл). Однако Pu-239 в природе не существуют. Поэтому на первом этапе возможен и осуществляется топливный цикл, при котором основной делящийся нуклид отличается от воспроизводящего, этот процесс называется конверсией - то есть преобразованием одного делящегося нуклида в другой. Наиболее распространенным топливным циклом такого типа является низкообогащенный урановый (U-235+U-238), с обогащением по U-235, а конвертируется в плутониевый ряд. В связи со значительным накоплением реакторного плутония в реакторах водо-водяного типа в настоящее время рассматривается и осуществляется топливный цикл со смешанным топливом (MOX-топливо), который представляет собой смесь U-235+Pu+U-238 в окисной форме. Проведем некоторый сравнительный анализ низкообогащенного уранового топливного цикла (LEU).
Степень накопления нового ядерного горючего принято характеризовать величиной коэффициента воспроизводства (конверсии), который по определению равен
Если КВ<1, то происходит частичное воспроизводство топлива, КВ=1, то происходит полное воспроизводство топлива, КВ>1, то происходит расширенное воспроизводство топлива. Очевидно, что основная задача воспроизводства горючего заключается в том, чтобы получить КВ>1. Если достигается это условие, то производство энергии происходит без изменения общего количества горючего. Рассмотрим более подробно вопрос о том, каким образом можно влиять на величину коэффициента воспроизводства. Для ответа на этот вопрос все входящие в состав активной зоны материалы разделим на три группы: горючее, сырьевой нуклид и все остальные компоненты активной зоны (замедлитель, теплоноситель, конструкционные материалы, осколки и продукты деления). Рассмотрим баланс нейтронов в таком реакторе. Предположим, что один нейтрон поглощается в ядерном горючем и при этом возникает Следовательно, для того чтобы достичь высоких значений КВ, необходимо повышать величину Коэффициент Коэффициент qp будет минимальным, если из реактора непрерывно удалять продукты деления с наибольшими сечениями захвата и свести к минимуму количество конструкционных материалов, замедлителя и теплоносителя. Тогда наибольшим КВ будет обладать реактор больших размеров на быстрых нейтронах с газообразным теплоносителем и непрерывным удалением продуктов деления. Оценим значение КВ для разных топливных циклов и для реакторов с различными спектрами
Истинные значения КВ таковы: реактор на быстрых нейтронах – 1,5, реактор на тепловых нейтронах – 0,9. Физические и технологические факторы, ограничивающие величину выгорания и энерговыработки ядерного топлива. Способы повышения глубины выгорания. Типичные величины выгорания в современных реакторах.
Одним из физических факторов, ограничивающих глубину выгорания, является радиационная стойкость ТВЭЛов. В ядерном реакторе невозможно выжечь все топливо, потому что для протекания самоподдерживающейся реакции необходима постоянная критическая масса. И сжечь можно только ту часть, которая предусмотрена запасом реактивности на выгорания. Максимального выгорания можно добиться при максимально равномерном поле энерговыделения. Однако тут вступают в борьбу физика и экономика. Добиться максимально равномерного поля энерговыделения можно с помощью различных методов перегрузок. Однако при перегрузке реактор останавливается и КИУМ уменьшается. Можно по максимуму часто перегружать реактор и тем самым добиться максимально равномерного поля энерговыделения, максимального выгорания и экономии свежих ТВС. Но с точки зрения экономики это не выгодно и реактор не приносит прибыль. Увеличение выгорания ВВЭР до 50-60 МВт сут/кг в ТВС существующих конструкций дало бы экономический эффект в размере 11-13% стоимости существующего топливного цикла. Возможно два пути повышения выгорания: · Постепенное увеличение выгорания топлива в существующих твэлах при тщательном контроле их состояния после каждой компании; · Усовершенствование конструкций топливных таблеток, твэлов и ТВС (использование втулочных таблеток и таблеток с крупным зерном, оболочек из циркония с покрытием их внутренней поверхности слоем графита или чистого циркония и т.д.)
|