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.

В процессе выгорания основного делящегося нуклида в реакторе может образовываться новое ядерное горючее. Рассмотрим образование Pu-239 из сырьевого нуклида U-238.

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).

Величина	U-238
Среднее число нейтронов на одно деление nf	2,80
Микросечение реакции радиационного захвата (барн)	0,08
Микросечение реакции нейтронного деления (барн)	0,313

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 вторичных нейтронов, . Каждый вторичный нейтрон деления имеет некоторую вероятность вызвать деление сырьевого нуклида, в области энергий выше порога деления и дать прирост числа вторичных нейтронов до величины Если реактор больших размеров, то можно пренебречь утечкой нейтронов, В этом случае можно считать, что все вторичные нейтроны с энергией ниже порога деления заканчивают свой жизненный цикл внутри активной зоны, а именно: один нейтрон идет на поддержание цепного процесса, часть нейтронов позлащается в конструкционных материалах, а остальные нейтроны поглотятся сырьевым нуклидом. Эти нейтроны произведут новое горючее с коэффициентом воспроизводства КВ, численно равным количеству атомов вновь образовавшегося горючего на один атом сгоревшего исходного ядерного горючего. Принимая это во внимание окончательно получим соотношение

Следовательно, для того чтобы достичь высоких значений КВ, необходимо повышать величину и уменьшать паразитный захват нейтронов в конструкционных материалах q_p . Коэффициент m меняется в зависимости от состава активной зоны. Для уран-плутониевых топливных циклов m меняется в следующих пределах: . Максимального значения m достигается в реакторах на быстрых нейтронах.

Коэффициент и особенно отношение сечений деления и радиационного захвата зависят от спектра нейтронов в реакторе. Максимального значения достигает в реакторах на быстрых нейтронах. Следовательно, разумно выбирая тип реактора можно повысить произведение и даже достичь его максимального значения.

Коэффициент q_p 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

Величина	Урановый топливный цикл
Реактор на быстрых нейтронах	Реактор на тепловых нейтронах
m	1,35	1,15
	3,0	2,05
qp		0,15
КВ	2,26	1,15

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.)