Воспроизводство ядерного топлива
Воспроизводство ядерного топлива – это процесс образования в ЯР вторичных делящихся нуклидов (239Ри или 233U) из ядерного сырья (238U или 232Th):
;
.
В качестве первичных делящихся нуклидов используется 235U, а также накопленные 239Рu или 233U. Запасов 238U и 232Th в природе на два порядка больше, чем делящегося 235U. Накопление вторичного топлива характеризуют коэффициентом воспроизводства, представляющим собой отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива Nвт к числу сгоревших ядер Nвыг:
КВ = Nвт/Nвыг = Aвыг/Aвт ×(mвт/mвыг), (4.1)
где А и m — соответственно массовые числа и массы вторичного и выгоревшего топлива; Nвыг учитывает выгорание и вторичного топлива. Более точное определение коэффициента воспроизводства ядерного топлива записывается так:
(в случае накоплении плутония (без учета его выгорания) и выгорании 235-урана).
Если вторичный делящийся нуклид отличается от выгорающего, КВ называют коэффициентом конверсии (превращения), а ЯР — конвертером. Если вторичным нуклидом является плутоний, KB иногда называют плутониевым коэффициентом. При КВ>1 воспроизводство является расширенным и общее количество делящихся нуклидов в ЯР возрастает со временем. Такой ЯР называют размножителем (в литературе использовался также термин бридер), а KB — коэффициентом накопления топлива. ЯР-размножители дают возможность осуществить замкнутый топливный цикл с дополнительной подпиткой только ядерным сырьем, (природным или отвальным ураном, торием).
Топливный цикл – это процесс использования ядерного топлива, который включает добычу урана (тория), выделение делящихся и сырьевых нуклидов, обогащение, изготовление и хранение твэлов, облучение их в ЯР (выгорание и воспроизводство), выгрузку (полную или частичную), выдержку, транспортировку, регенерацию, изготовление новых твэлов и т. д.
Регенерация топлива – это совокупность радиохимических и химико-металлургических процессов переработки отработавшего кампанию топлива с целью выделения делящихся нуклидов для повторного использования. Воспроизводство с КВ>1 является основным звеном в замкнутом топливном цикле, позволяющим использовать природный уран и торий для получения ядерной энергии. По получаемому радионуклиду различают плутониевые и ториевые циклы. В первом случае делящимся нуклидом является 235U, 233U или 239Рu, сырьем – 238U и вторичным топливом – 239Рu; во втором случае делящимся нуклидом – 235U, 233U или 239Pu, сырьем – 232Th, вторичным топливом – 233U.
В настоящее время в основном используется цикл 238U --» 239Pu. Образующийся в таком ЯР 239Рu, сам участвует в делении и, кроме того, поглощая нейтрон без деления, превращается в 240Рu. Последний делится только быстрыми нейтронами, но при радиационном захвате снова дает делящийся тепловыми нейтронами изотоп 241Pu и т. д. На рис. 1 приведены кривые накопления изотопов Рu и выгорания 235U в ЯР на природном уране с глубиной выгорания ~4500 МВт∙сут/т = 4,5 МВт∙сут/кг. Для энергетических ЯР на природном уране 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 239Рu, составляет не более 3 %. При обогащении 3–5 % и глубине выгорания (30–40)∙103 МВт∙сут/т накопление делящегося Рu составит 0,15—0,20 кг/(год∙МВт) = 0,44–0,55 г/(МВт∙сут).
Рис. 1. Выгорание ядер 235U и накопление изотопов Рu
Для ЯР на тепловых нейтронах, работающего на уране с обогащением х по 235U, количество выгоревших ядер 235U за 1 с равно N5 Ф.Количество накопившегося плутония-239 (без учета утечки и поглощения нейтронов при замедлении) равно количеству нейтронов, поглощенных 238U как в тепловой области N8 Ф, так и врезонансной μ(1-φ)ν5N5 Ф:
.
Как видно из формулы, чем больше нейтронов поглощается в 238U (больше ) и меньше в 235U (меньше ), чем меньше обогащение х, т.е. чем больше в топливе 238U, тем больше КВ. Кроме того, KB растет с увеличением резонансного захвата в 238U (уменьшение φ), увеличением размножения на быстрых нейтронах (увеличение μ) и уменьшением утечки нейтронов в процессе замедления (увеличение ).
Оценить накопление Рu в энергетическом ЯР можно по формуле (4.1), записав ее с учетом (3.5) и (3.6) в таком виде:
mPu = 1,25 KB Nt (сут) г = 5,2×10-5 KB Nt (ч) кг, (4.2)
где N – средняя мощность ЯР, МВт; t – время работы.
Образующийся в процессе работы ЯР Рu является дополнительным топливом, увеличивающим выработку энергии на единицу массы сгоревшего 235U.
После остановки ЯР происходит временное увеличение концентрации Рu, обусловленное распадом накопившегося на момент остановки Np:
∆NPu(t) = N0Pu(1-e-λ(Np)t) ядер/см3, (4.3)
где N0Pu = ФΣа8/λNр – максимальное увеличение концентрации Рu после остановки ЯР; λNp = 0,693/TNp = 0,693/(2,3×24×3600) =3,5×10-6 с-1; Ф – плотность потока нейтронов, соответствующая мощности перед остановкой, нейтр/(см2×с); Sа8 – макроскопическое сечение поглощения 238U, см-1.
Примечание. Временем установления стационарной концентрации плутония N0Pu можно считать время, когда концентрация будет отличаться от равновесной на 5–10 %. Это соответствует примерно 4–5 периодам полураспада Np.
Этот Рu играет существенную роль в ЯР на природном уране, поскольку компенсирует прометиевый провал после остановки ЯР.
В ЯР на природном уране 1,97 > КВ > 0,57. ВВЭР имеют КВ = NPu/(NвыгU+NвыгРu)<0,8. В тепловых ЯР максимальный KB (до 1,05–1,1) можно получить, используя ториевый цикл 233U→232Th→233U. Максимальный KB возможен в ЯР на быстрых нейтронах в плутониевом цикле 239Pu→238U→239Pu. В экспериментальном ЯР с металлическим плутонием получен КВ>2. В реальном быстром ЯР с более мягким спектром нейтронов КВ » 1,1–1,6.
Одна из наиболее универсальных технико-экономических характеристик быстрых ЯР – время удвоения Т2 количества делящихся нуклидов, т. е. время, в течение которого в работающем ЯР накапливается количество вторичного топлива, достаточное для эксплуатации нового такого же ЯР. Расчет Т2 довольно громоздкий, но для оценки можно воспользоваться одной из приближенных формул:
год,
где = ∆mвыг/mзагр относительная глубина выгорания 239Рu за кампанию топлива Tа.з.; РРu = Nном/тзагр – энергонапряженность Рu в ЯР, МВт/кг; Та.з., Тп – время нахождения топлива в активной зоне и во внешнем топливном цикле; КИМ=N/Nном – коэффициент использования установленной мощности, обычно КИМ < 0,8; KB – коэффициент воспроизводства; ε – доля Рu, теряемого при переработке (обычно ε < 0,02).
Как следует из формулы и физического смысла, для уменьшения Т2 необходимо иметь по возможности большие KB, Ta.з., КИМ, РPи, Pu и меньшие Тп и ε. Согласно оценкам для реальных промышленных систем время удвоения составит 5–10 лет.
Дата добавления: 2015-11-28; просмотров: 2384;