Действии радиации на человека и окружающую среду. Атомные станции Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании


Атомная энергетика. Выполнение курсовых проектов по ядерным реакторам

Воспроизводство ядерного топлива

Воспроизводство ядерного топлива - это процесс образования в реакторе вторичных делящихся нуклидов из нуклидов, которые не делятся на тепловых нейтронах. В реакторах, работающих на уране, помимо выгорания делящегося нуклида 235U при радиационном захвате нейтронов ядрами 238U (реакция (n, g)) образуются ядра нового делящегося нуклида 239Pu. Затем, в результате последовательных захватов на 239Pu образуются также ядра 240Pu и 241Pu. Аналогично в ядерном реакторе, содержащем в активной зоне торий 232Th в качестве сырьевого нуклида, образуется новый делящийся нуклид 233U.

Таким образом, имеется возможность организовать в ядерных реакторах два цикла воспроизводства ядерного топлива, основанных на двух типах ядерных реакций: уран- плутониевый топливный цикл  и торий – урановый топливный цикл:

 b  b

238U92 + n ® 238U92 ¾¾¾® 239Np93 ¾¾¾® 239Pu94 ;

 23,5 мин 2,3 сут

b b

90232Th + n ® 90233Th ¾¾¾® 91233Pa ¾¾¾® 92233U.

 23,2 мин 27,4 сут

Ядерное топливо, содержащее в качестве делящегося компонента 235U, называют первичное ядерное топливо, ядерное топливо, содержащее в качестве делящегося компонента 239Pu или 233U, называют вторичное ядерное топливо.

Если вторичный делящийся нуклид отличается от выгорающего, то процесс называют конверсией (превращением), а реактор- конвертором. Если вторичный нуклид совпадает с первичным, то процесс называют воспроизводством или бридингом.

Интенсивность процесса воспроизводства ядерного топлива в реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства КВ, хотя при процессе конверсии урана в плутоний его было бы правильнее называть коэффициентом конверсии (КК). Существует несколько определений КВ.

Для характеристики процесса воспроизводства в данный момент времени (при данной глубине выгорания) вводится дифференциальный коэффициент воспроизводства, равный отношению скорости образования ядер вторичного топлива dNвт/dt к скорости выгорания ядер dNвыг/dt :

КВ, диф = (÷dNвт/dt ÷)/(÷dNвыг/dt÷) = dNвт/ dNвыг (5.9а)

На рис. 5.2 приведены кривые накопления изотопов Pu и выгорания 235U в реакторе на природном уране с глубиной выгорания примерно ~ 4500 Мвт´сут/т=4,5Мвт´сут/кг. Видно, что дифференциальный КВ непрерывно изменяется в процессе выгорания топлива, поскольку представляет собой отношение производных двух кривых.

Рис. 5.2а. Выгорание ядер 235U и накопление изотопов Pu в реакторе на естественном уране.

Рис. 5.2в. Выгорание ядер 235U и накопление Pu в реакторе ВВЭР с топливом обогащения 4%.

Поскольку скорость процесса образования вторичного плутония dNвт/dt равна скорости ядерной реакции захвата в 238U то ее можно обозначить С8=N8*sc8 Ф, а скорость выгорания 235U (с точностью до знака) обозначить А5= N5*sа5 Ф. Тогда для простой конверсии можно записать для КВ КВдиф= С8 / А5 . Но даже в этом простом случае в процессе длительной работы реактора плутоний не только накапливается, но и выгорает, что также необходимо учесть, тогда КВдиф= (С8 )/ (А5 + А9)

В настоящее время в основном используется цикл, где сырьем является 238U, а вторичным топливом 239Pu. Образующийся 239Pu сам участвует в делении и, кроме того, поглощая нейтрон без деления через радиационный захват, превращается в 240Pu. Последний делится только быстрыми нейтронами, но при следующем радиационном захвате снова дает делящийся тепловыми нейтронами изотоп 241Pu, а далее по той же схеме -242Pu..

Ситуация оказывается значительно сложнее, когда в качестве первичного топлива выступает смесь 238U и плутония, причем последний представлен в виде смеси изотопов 239-242Pu, но он же является и вторичным горючим. Это так называемое смешанное топливо (общепринятое наименование МОХ-топливо), которое применяется для тепловых реакторов во Франции и Японии. Тогда, с некоторыми приближениями можно выразить КВ как:

КВдиф= ( С8 + С40) / ( А9 + А41) (5.9.в)

Где:

С8 и С40 –скорость захватов в 240Pu , соответственно.;

А9 и А41 – скорость поглощений в 241Pu и 241Pu, соответственно.

Несколько проще определяется интегральный КВи, который равен отношению количества образовавшихся ядер вторичного топлива Nвт, за определенный промежуток времени, к числу выгоревших ядер Nвыг, за тот же промежуток времени:

КВ = Nвт/ Nвыг = ( Авыг/Авт )( Dmвт/ Dmвыг ) (5.9с)


где: Авт, Авыг,
Dmвт, Dmвыг - соответственно массовые числа и изменение масс вторичного и выгоревшего топлива; При этом Nвыг учитывает выгорание и первичного и вторичного топлива. Поскольку массовые числа выгорающего топлива и вторичного весьма близки(235 и 239), то практически КВ определяется просто соотношением масс наработанного и выгоревшего топлив.

Если величину дифференциального КВ (5.9а-в) можно определять только расчетным путем, то интегральное КВ из определения (5.9с) как отношение масс можно измерить при проведении химического анализа выгоревшего топлива. Правда, при химическом анализе практически измеряется количество всего плутония, без разделения его на изотопы.

Если вторичным нуклидом в реакторе является плутоний, КВ иногда называют плутониевым коэффициентом. При КВ>1 воспроизводство вторичного топлива является расширенным и общее количество делящихся нуклидов в ЯР возрастает со временем. Такой ядерный реактор называют бридером (размножителем), реактор -бридер дают возможность осуществить замкнутый топливный цикл с дополнительной подпиткой только ядерным сырьем (природным или отвальным ураном, торием).

Соотношение изотопов плутония в нарабатываемом вторичном топливе т.е. изотопный состав плутония  является совершенно отдельной проблемой, он. может быть совершенно различным.

В реакторах на тепловых нейтронах изотопный состав нарабатываемого плутония сильно зависит от глубины выгорания топлива. Примерный состав плутония, выгружаемого из реакторов, подобных ВВЭР приведен в таблице 5.1.

Таблица 5.1.

Изотопный состав плутония при разных глубинах выгорания топлива,%.

В(МВт*сут) /кг

0.5

5***

60*

120**

Pu-239

99

95

60

35

Pu-240

1

5

24

35

Pu-241

12

20

Pu-242

4

10

Примечание: Изотопный состав плутония, представленный в колонке с обозначением (*) в международной практике называется PWR- Pu или ВВЭР- Pu. Он соответствует составу плутония, выгружаемого из ВВЭР после достижения почти максимального на сегодня выгорания.

Изотопный состав плутония, представленный в колонке с обозначением (**) соответствует составу плутония, выгружаемого после выдержки загруженного ВВЭР- Pu в течение еще одного цикла.

Изотопный состав плутония, нарабатываемого в реакторах с быстрыми нейтронами (т.н. БН-Pu) постоянен и соответствует столбцу, отмеченному (***), он не зависит от глубины выгорания. Боле того, если в быстрый реактор загрузить ВВЭР-Pu, то по мере накопления выгорания он по составу будет приближаться к БН—Pu.

Для энергетических ЯР на природном или обогащенном уране КВ<1 (для ВВЭР он равен 0,5-0,6, для тяжеловодных и уран-графитовых 0,7-0,8), при этом максимальное количество 238U, которое может быть переработано в 239Pu в этих реакторах составляет не более 3%. Однако, если в реакторах ВВЭР использовать тесные решетки ТВЭЛ, то КВ может увеличиться до значений порядка 0.8-0.9. При обогащении топлива 3-5% и глубине выгорания ( 30¸40 )´103 Мвт´сут/т, накопление делящегося Pu составит 0,15-0,20 кг/( год´МВт )= 0,4 ¸ 0,55 г/( Мвт´сут ). Для ЯР на тепловых нейтронах, работающего на уране с обогащением e по 235U, коэффициент воспроизводства определяется зависимостью:

КВ = ( sа8/sa5 )((1- e)/e) + 2,08m( 1- j )e-B´Bt (5.10)

Как видно из (5.10), чем больше нейтронов поглощается в 238U (больше sа8) и меньше в 235U (меньше sa5), чем меньше обогащение e, т.е. чем больше в топливе 238U, тем больше КВ. Кроме того, КВ растет с увеличением резонансного захвата в 238U (уменьшение j), увеличением размножения на быстрых нейтронах (увеличение m) и уменьшением утечки нейтронов в процессе замедления (увеличение e-B´Bt).

В ядерных реакторах на природном уране 0.97 > КВ > 0.57. В реакторах на тепловых нейтронах максимальный КВ (до 1,05 - 1,1) можно получить используя ториевый цикл.

Абсолютно максимальный КВ возможен в реакторе на быстрых нейтронах в плутониевом цикле. В экспериментальном реакторе с металлическим плутонием можно получить КВ>2. В реальном быстром реакторе с более мягким спектром нейтронов КВ на оксидном топливе будет КВ » 1.1 ¸1.2, а с металлическим топливом КВ » 1.4-1.6. В этом случае (КВ>1) говорят о расширенном воспроизводстве ядерного топлива. Одна из наиболее универсальных технико-экономических характеристик реакторов с расширенным воспроизводством - время удвоения Т2 количества делящихся нуклидов, т.е. время, в течение которого в работающем реакторе накапливается количество вторичного топлива, достаточное для эксплуатации нового такого же реакторе. Из физического смысла следует, что для уменьшения Т2 необходимо иметь по возможности больший КВ. Согласно оценкам для реальных промышленных систем время удвоения составит, в лучшем случае, 5-10 лет.

В проблеме наработки вторичного топлива существует еще несколько аспектов, которые не всегда получают достаточное освещение. Речь идет о производстве в топливе достаточно редких ядер- актинидов.

Когда анализируется количество выгоревшего уранового топлива в количестве 1.2г 235U на 1 МВт*сут энерговыработки, то нечасто отмечается, что примерно 0.15г 235U из них не идет на выработку энергии, а превращается в 236U. Таким образом, урановое топливо после переработки для повторного использования будет содержать около 6 кг236U /т урана, что сравнимо с природным обогащением 235U. Уран-236 не является абсолютно стабильным изотопом и подвержен a-распаду. В таком урановом топливе (называемом ре-цикловым или рециклированным) при повторном использовании будет накапливаться и выгорать другой высоко радиоактивный актинид –нептуний 237Np.

В процессе глубокого выгорания топлива в реакторе ВВЭР накапливаются также высшие актиниды: 241-242-243Am, 243-244-245Cm, Bk и Cf. Их общее количество, с одной стороны очень невелико –около 1кг/т топлива. Однако их вклад в активность (спонтанное деление, a-распад и др.) облученного отработавшего ядерного топлива- ОЯТ достаточно значителен, что усложняет работу по переработке топлива и хранению отходов переработки.

Наработка этих нуклидов в процессе выгорания топлива всегда должна приниматься во внимание при планировании повторного использования рециклированного топлива, процессов переработки ОЯТ, хранения отходов.

Особое внимание необходимо обратить на предполагаемое использование в реакторах ВВЭР России нового вида топлива –смешанного оксида урана и плутония, т.н. МОХ –топлива. В качестве урановой компоненты здесь выступает обедненный, примерно до 0.4% уран, а в качестве плутониевой- либо оружейный плутоний ( 94%239Pu +6%240Pu), либо ВВЭР- плутоний (см.табл 5.1). Использование МОХ –топлива в существующих ВВЭР порождает целый ряд проблем для анализа которых необходима отдельная статья, поэтому здесь разумно остановиться лишь на главном.

Плутоний, как искусственный радиоактивный элемент , в любом составе имеет высокую активность, которая на 3-4 порядка(!) превышает активность урана. Поэтому для сохранения приемлемой активности воды в ВВЭР потребуется на порядки уменьшить количество негерметичных твэл как по газовой плотности, так и по прямому контакту топлива с водой.

Загрузка даже части зоны с МОХ- топливом снижает эффективность органов регулирования (из-за высокого поглощения в плутонии, что смещает баланс поглощений в реакторе в его пользу), поэтому по соображениям безопасности без изменения характеристик СУЗ возможна, как показывают оценки и опыт Франции, загрузка в зону не более 1/3 топлива МОХ с сохранением 2/3 обычного уранового.

Поскольку доля запаздывающих нейтронов в плутонии втрое ниже, чем в урановом (у Pu bэф »0.2%), то это меняет свойства реактора при маневрах мощности в более опасную сторону.

При выгорании топлива в реакторе проявляется также еще один очень важный эффект на который следует обратить внимание. Если в свежем топливе аксиальный профиль потока нейтронов (в случае постоянного обогащения по высоте e0) пропорционален cos(Bz*z), то с ростом выгорания центральная часть ТВЭЛа выгорает быстрее и профиль становится все более плоским, стремясь к константе поскольку остаточное обогащение приобретает профиль типа ( e[z]=e0*[1-cos[z]]). В результате выгорания и радиальный и аксиальный профили становятся более гладкими, а коэффициенты неравномерности, соответственно, снижаются.

В рамках предлагаемого сценария создаются предпосылки для расширенного экспорта ВВЭР в неядерные страны с минимальным риском распространения чувствительных технологий. Это может быть достигнуто путём предоставления для экспортируемых реакторов комплекса коммерческих услуг, включая поставку свежего топлива и возврат ОЯТ в Россию. Наличие в России освоенных быстрых реакторов и технологий переработки позволит перерабатывать ОЯТ и утилизировать выделяемый плутоний в составе МОХ-топлива быстрых реакторов. Для утилизации ОЯТ от 10 тепловых реакторов достаточно будет иметь всего один быстрый натриевый реактор такой же мощности, как у одного теплового. Это означает, что на каждые 10 проданные ВВЭР-1000 достаточно будет в России дополнительно построить один БН-К.

Как видно из описанного выше реакторы - размножители, а так же технологии замкнутого топливного цикла будут играть в будущей полномасштабной ЯЭ РФ важнейшую роль и эта роль со временем будет лишь возрастать. Кроме того достигнутые к настоящему времени результаты обеспечивают России лидирующие позиции в технологической готовности к инновационному развитию своей ядерной энергетики, а именно:

По технологиям реакторов-размножителей:

Длительное время в составе коммерческой АЭС успешно эксплуатируется единственный в мире опытно-промышленный быстрый натриевый реактор БН-600.

Строится новый быстрый натриевый реактор БН-800 для демонстрации и дальнейшей отработки технологий замыкания уран-плутониевого топливного цикла.

На разных стадиях НИР и ОКР находятся проработки новых проектов быстрых натриевых реакторов и быстрых реакторов с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (СВБР, БРЕСТ) для различных применений.

По технологиям замкнутого топливного цикла:

На промышленном уровне продемонстрирована технология водной химической переработки ОЯТ тепловых реакторов, с выделением урана и плутония и остекловыванием высокоактивных РАО (завод РТ-1).

На опытно-экспериментальном уровне продемонстрированы таблеточная и вибро-технологии производства смешанного уран-плутониевого оксидного топлива (МОХ-топлива) быстрых натриевых реакторов. 

Начаты НИОКР по разработке альтернативных технологий топливного цикла ЯЭ с быстрыми реакторами (нитридное топливо; сухие методы переработки  ОЯТ; трансмутация младших актинидов (МА) в быстрых реакторах; элементы технологии уран-ториевого цикла). [11]

Динамика нуклидного состава реактора Выгорание ядерного топлива. Шлакование реактора. В ядерном топливе всегда содержатся делящиеся и сырьевые нуклиды, которые обеспечивают протекание цепной реакции деления и наработку вторичного ядерного топлива. Выгорание ядерного топлива – это процесс превращения ядер делящегося нуклида в ядра других, неделящихся нуклидов вследствие деления и радиационного захвата нейтронов.

Отравлением активной зоны реактора называют процесс накопления короткоживущих нуклидов с высоким сечением поглощения, которые активно участвуют в непроизводительном захвате нейтронов (отравляют нейтронный баланс реактора). Явление отравления и разотравления активной зоны ярко выражено только в тепловых реакторах ( в реакторах на промежуточных нейтронах оно слабое, а в реакторах на быстрых нейтронах не существует вообще). Отравление реактора вносит существенные сложности в процесс управления реактором.

Стационарное отравление самарием Еще одним нуклидом, который вызывает процессы нестационарного отравления реактора, является 149Sm, имеющий свои специфические особенности

Эффект нестационарного отравления Xe и Sm Важность и сложность эффектов нестационарного отравления обусловлена тем, что при изменении мощности реактора происходит нарушение динамического равновесия между прибылью и убылью ядер-отравителей и, следовательно, происходит сложное изменение реактивности реактора за счет отравления

Регулирование реакторов Когда в реакторе осуществляется цепная реакция, то его коэффициент размножения Кэф должен быть строго равен Кэф=1, а реактивность r –нулю. В то же время из вышеприведенного рассмотрения видно, что существует достаточно много эффектов нуклидной динамики, эффектов реактивности, которые вносят зависящие от времени и зачастую разнонаправленные изменения в реактивность, в результате чего она может заметно отклонятся от требуемой нулевой. Поэтому для удержания реактора в критическом состоянии необходимо изменять размножающие и поглощающие свойства активной зоны в целях компенсации возникающих эффектов.

Нестационарное отравление реактора Sm при сбросе нагрузки со 100%W до 0%. Прометиевый провал.

Регулирование реактивности стержнями Основной частью СУЗ нужно считать ее рабочие органы, Чаще всего это подвижные поглощающие стержни, в которые входит материал сильно поглощающий нейтроны( в интересующем случае ВВЭР-тепловые нейтроны).

Жидкостное регулирование реактивности Причины введения системы борного регулирования. Ее преимущества и недостатки. В ядерных реакторах, типа ВВЭР-1000, широкое применение получило так называемое жидкостное борное регулирование. Суть его заключается в том, что в циркулирующую в первом контуре воду, выполняющую одновременно роль теплоносителя и замедлителя, добавляется определенное количество борной кислоты

Остаточное тепловыделение в топливе и кризис теплообмена Ядерный реактор имеет одну чрезвычайно специфическую особенность: энерговыделение в реакторе не прекращается сразу после остановки цепной реакции и исчерпания обычной тепловой инерции. Энерговыделение в нем продолжается долгие сутки, недели и месяцы за счет именно ядерных процессов распада, что порождает ряд технически сложных проблем и создает дополнительную угрозу для оборудования, персонала и окружающей среды, что в полной мере проявилось при аварии на АЭС Тримайл- Айленд.


Атомная энергетика Задачи по курсу "Ядерная и нейтронная физика"