Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Эта статья про ядерное топливо. Чтобы узнать о других значениях, см. Сжигание (значения) .

В технологии ядерной энергетики выгорание (также известное как использование топлива ) является мерой того, сколько энергии извлекается из первичного источника ядерного топлива . Он измеряется как доля атомов топлива, подвергшихся делению, в% FIMA (количество делений на исходный атом металла) [1] или% FIFA (делений на исходный делящийся атом) [2], а также, предпочтительно, фактическая энергия, выделенная на массу исходного топлива в гигаватт -Days / метрическую тонну из тяжелого металла (ГВт / THM), или аналогичные устройства.

Меры выгорания [ править ]

Выражается в процентах: если 5% исходных атомов тяжелых металлов подверглись делению, выгорание составляет 5% FIMA. Если бы эти 5% составляли общее количество 235 U, которые были в топливе в начале, выгорание составило бы 100% FIFA (поскольку 235 U является делящимся, а остальные 95% тяжелых металлов, таких как 238 U, нет). При эксплуатации реактора этот процент трудно измерить, поэтому предпочтительнее альтернативное определение. Это можно рассчитать, умножив тепловую мощность установки на время работы и разделив на массу начальной загрузки топлива. Например, если тепловой МВт ( что эквивалентно 1000 МВт электрический) завод 3000 использует 24 тонн из обогащенного урана (tU) и работает на полной мощности в течение 1 года, среднее выгорание топлива составляет (3000 МВт · 365 суток) / 24 метрических тонны = 45,63 ГВт · сутки / т, или 45 625 МВт · сутки / тонну (где HM означает тяжелый металл, что означает актиниды, такие как торий, уран, плутоний и т. д.).

Преобразование между процентами и энергией / массой требует знания κ, тепловой энергии, выделяемой за один акт деления. Типичное значение составляет 193,7  МэВ (3,1 × 10 -11  Дж ) тепловой энергии на одно деление (см. Ядерное деление ). При этом значении максимальное выгорание 100% FIMA, которое включает деление не только делящихся материалов, но и других делящихся нуклидов, эквивалентно примерно 909 ГВт · сут / т. Инженеры-ядерщики часто используют это, чтобы приблизительно оценить выгорание 10%, что составляет менее 100 ГВт-сут / т.

Фактическим топливом может быть любой актинид, который может поддерживать цепную реакцию (то есть делящийся), включая уран, плутоний и более экзотические трансурановые топлива. Это горючее часто называют тяжелым металлом, чтобы отличить его от других металлов, присутствующих в топливе, например, используемых для оболочки . Тяжелый металл обычно присутствует в виде металла или оксида, но возможны и другие соединения, такие как карбиды или другие соли.

История [ править ]

Реакторы поколения II обычно рассчитывались на выработку около 40 ГВт-сутки / тонну. Благодаря использованию новейших топливных технологий и, в частности, использования ядерных ядов , эти же реакторы теперь способны производить до 60 ГВт-сутки / тонну. После того, как произошло такое большое количество делений, накопление продуктов деления отравляет цепную реакцию, и реактор должен быть остановлен и заправлен топливом.

Ожидается, что некоторые более совершенные конструкции легководных реакторов позволят достичь более 90 ГВт-сутки на тонну более обогащенного топлива. [3]

Реакторы на быстрых нейтронах более устойчивы к отравлению продуктами деления и по своей природе могут достигать более высоких уровней выгораний за один цикл. В 1985 году реактор EBR-II в Аргоннской национальной лаборатории потреблял металлическое топливо с выгоранием до 19,9%, или чуть менее 200 ГВт · сут / т. [4]

Модульный гелиевый реактор глубокого сжигания (DB-MHR) может достигать 500 ГВт-сут / т трансурановых элементов . [5]

На электростанции высокое выгорание топлива желательно для:

  • Сокращение времени простоя при заправке
  • Уменьшение количества необходимых свежих ядерных топливных элементов и отработавших ядерных топливных элементов, генерируемых при производстве заданного количества энергии
  • Снижение возможности переключения плутония из отработавшего топлива для использования в ядерном оружии

Также желательно, чтобы выгорание было как можно более равномерным как внутри отдельных тепловыделяющих элементов, так и от одного элемента к другому в топливном заряде. В реакторах с онлайн-дозаправкой топливные элементы могут быть перемещены во время работы, чтобы помочь в этом. В реакторах без этой установки можно использовать точное позиционирование регулирующих стержней для уравновешивания реактивности в активной зоне и изменение положения оставшегося топлива во время остановов, в которых заменяется только часть топливного заряда.

С другой стороны, есть признаки того, что увеличение выгорания выше 50 или 60 ГВт · сут / тУ приводит к серьезным инженерным проблемам [6] и не обязательно приводит к экономическим выгодам. Топливо с более высоким выгоранием требует более высокого начального обогащения для поддержания реакционной способности. Поскольку количество рабочих единиц разделения (ЕРР) не является линейной функцией обогащения, достижение более высоких уровней обогащения обходится дороже. Существуют также эксплуатационные аспекты топлива с высоким выгоранием [7] , которые особенно связаны с надежностью такого топлива. Основными проблемами, связанными с топливом с высоким выгоранием, являются:

  • Повышенное выгорание предъявляет дополнительные требования к оболочкам твэлов, которые должны выдерживать условия окружающей среды реактора в течение более длительных периодов.
  • Более длительное пребывание в реакторе требует более высокой коррозионной стойкости.
  • Более высокое выгорание приводит к большему накоплению газообразных продуктов деления внутри твэла, что приводит к значительному увеличению внутреннего давления.
  • Более высокое выгорание приводит к усилению радиационно-индуцированного роста, что может привести к нежелательным изменениям геометрии активной зоны (изгиба топливной сборки или изгиба твэла). Изгиб топливной сборки может привести к увеличению времени падения управляющих стержней из-за трения между управляющими стержнями и изогнутыми направляющими трубками.
  • В то время как топливо с высоким выгоранием создает меньший объем топлива для переработки, топливо имеет более высокую удельную активность.

Требования к топливу [ править ]

В прямоточных ядерных топливных циклах , которые используются в настоящее время в большинстве стран мира, отработанные тепловыделяющие элементы утилизируются целиком как высокоактивные ядерные отходы, а оставшееся содержание урана и плутония теряется. Более высокое выгорание позволяет использовать больше делящегося 235 U и плутония, полученного из 238 U , что снижает потребность в уране в топливном цикле.

Отходы [ править ]

В прямоточных ядерных топливных циклах более высокое выгорание снижает количество элементов, которые необходимо захоронить. Однако кратковременное тепловыделение, один из ограничивающих факторов глубокого геологического хранилища , в основном обусловлено среднеактивными продуктами деления , в частности 137 Cs (период полураспада 30,08 года) и 90 Sr (период полураспада 28,9 года). Поскольку их пропорционально больше в топливе с высоким выгоранием, тепло, выделяемое отработавшим топливом, примерно постоянно для заданного количества вырабатываемой энергии.

Точно так же в топливных циклах с ядерной переработкой количество высокоактивных отходов для данного количества произведенной энергии не имеет тесной связи с выгоранием. Топливо с высоким выгоранием дает меньший объем топлива для переработки, но с более высокой удельной активностью .

Необработанное отработанное топливо современных легководных реакторов состоит из 5% продуктов деления и 95% актинидов и является опасно радиотоксичным, требующим особого хранения, в течение 300 000 лет. Большинство долгосрочных радиотоксичных элементов являются трансурановыми и поэтому могут быть переработаны в качестве топлива. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Еще шесть процентов ( 129 I и 99 Tc ) могут быть преобразованы в элементы с чрезвычайно коротким периодом полураспада ( 130 I - 12,36 часа и 100 Tc - 15,46 секунды). 93 Zr, имеющий очень длительный период полураспада, составляет 5% продуктов деления, но может быть легирован ураном и трансурановыми соединениями во время рециркуляции топлива или использоваться в оболочке, где его радиоактивность не имеет значения. Остальные 20% продуктов деления или 1% необработанного топлива, для которого наиболее долгоживущими изотопами являются 137 Cs и 90 Sr , требуют особого хранения всего лишь в течение 300 лет. [8] Таким образом, масса материала, требующего особого ухода, составляет 1% от массы необработанного отработанного топлива.

Распространение [ править ]

Выгорание является одним из ключевых факторов, определяющих изотопный состав отработавшего ядерного топлива , другие - его исходный состав и нейтронный спектр реактора. Очень низкое выгорание топлива необходимо для производства оружейного плутония для ядерного оружия , чтобы производить плутоний, состоящий преимущественно из 239 Pu с минимально возможной долей 240 Pu и 242 Pu .

Плутоний и другие трансурановые изотопы производятся из урана путем поглощения нейтронов во время работы реактора. Хотя в принципе возможно удалить плутоний из отработанного топлива и направить его на использование в оружии, на практике для этого существуют серьезные препятствия. Во-первых, нужно удалить продукты деления. Во-вторых, плутоний необходимо отделить от других актинидов. В-третьих, делящиеся изотопы плутония должны быть отделены от неделящихся изотопов, что труднее, чем отделение делящихся от неделящихся изотопов урана, не в последнюю очередь потому, что разница масс составляет одну атомную единицу вместо трех. Все процессы требуют работы с сильно радиоактивными материалами. Поскольку существует множество более простых способов создания ядерного оружия, никто не создавал оружие из использованного топлива гражданских реакторов для электроэнергетики.и вполне вероятно, что этого никто никогда не сделает. Кроме того, большая часть плутония, производимого во время работы, расщепляется. В той степени, в которой топливо перерабатывается на месте, как предлагается дляВстроенный реактор на быстрых нейтронах , возможности переключения еще более ограничены. Таким образом, производство плутония при эксплуатации гражданского энергетического реактора не представляет серьезной проблемы.

Стоимость [ править ]

В одной из диссертаций аспирантов Массачусетского технологического института 2003 г. делается вывод, что «стоимость топливного цикла, связанная с уровнем выгорания 100 ГВт · сут / тТМ, выше, чем при выгорании 50 ГВт · сут / тТМ. такие высокие уровни облучения. В нынешних условиях выгоды от высокого выгорания (более низкие скорости выброса отработавшего топлива и плутония, разложившиеся изотопы плутония) не вознаграждаются. Следовательно, у операторов атомных электростанций нет стимула инвестировать в топливо с высоким выгоранием ". [9]

В исследовании, спонсируемом программами Университета ядерной энергии, изучалась экономическая и техническая осуществимость в долгосрочной перспективе более высокого выгорания. [10]

Ссылки [ править ]

  1. ^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 26 августа 2009 года . Проверено 12 апреля 2009 . CS1 maint: не рекомендуется параметр ( ссылка ) CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
  2. ^ «ПАРАМЕТРИЧЕСКОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ, СВЯЗАННОЕ С ТОПЛИВНЫМ ЦИКЛОМ, УЧИТЫВАЮЩИЕ ПРОИЗВОДСТВО ДОЛГОЖИВЫХ АКТИНИДОВ, РАСПАДА ТЕПЛА И ХАРАКТЕРИСТИКИ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА» . www.osti.gov . Проверено 15 ноября 2020 .
  3. ^ "Усовершенствованные ядерные реакторы" . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация . Июль 2008 . Проверено 2 августа 2008 . CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  4. ↑ LC Walters (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . Эльзевир. 270 (1–2): 39–48. Bibcode : 1999JNuM..270 ... 39W . DOI : 10.1016 / S0022-3115 (98) 00760-0 .
  5. ^ "Малые ядерные реакторы" . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация. Июль 2008 . Проверено 2 августа 2008 . CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  6. ^ Этьен Родитель. Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века , Массачусетский технологический институт, 2003 г.
  7. ^ «Выгорание топлива - Определение и расчеты» . www.nuclear-power.net . Проверено 19 сентября 2017 .
  8. ^ Янне Валлениус (2007). "Återanvändning av långlivat avfall och sluten bränslecykel möjlig i nya reaktortyper" (PDF) . Ядро. п. 15. Архивировано из оригинального (PDF) на 2014-05-19. CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  9. ^ Etienne Родитель (2003). «Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века» (PDF) . Массачусетский технологический институт. п. 81. Архивировано из оригинального (PDF) 25 февраля 2009 года. CS1 maint: обескураженный параметр ( ссылка )
  10. ^ Эхуд Гринспен; и другие. (2012). «Максимальное использование топлива в быстрых реакторах без химической переработки» (PDF) . Калифорнийский университет в Беркли.

Внешние ссылки [ править ]

  • Основные требования к высокотемпературным топливам в LWR