Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Характер излучения
Выход при делении тепловыми нейтронами
Рыход прн делении быстрыми нейтронами
2 35U
23 «Pu
2 85U
SSS1J
а39ри
13'Сг
33 года
P
6,35
6,5
5,9
6,0
5,2
8»Sr
52,7 сут
P- Ї
4,77
1,7
4,1
2,3
1,1
90Sr
27,7 года
P
5,-°3
2,2
4,5
2,9
1,4
"ORa
22,8 сут
6,36
5,5
4,6
4,6
4,3
90у
64 ч
P
5,83
2,2
4,5
2,9
1,4
Sly
58,8 сут
P- Y
5,91
2,9
4,9
2,8
1,6
144Ce
284 сут
P- Y
5,43
3,7
3,3
3,3
3,9
95Zr
65,5 сут
P. Y
6,52
5,0
5,1
5,1
2,8
103Ru
39,5 сут
P. Y
3,0
2,0
3,4
4,9
6,3
106Ru
368 сут
P
0,3 9
0,25
1,5
3,1
4,2
ІЗ!]
8,06 сут
P. Y
2,91
4,2
4,4
4,5
3,9
Таблица 10.2. Характеристика загружаемого и отработавшего топлива реакторов PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт
Параметр
PWR
BWR
214x214
140x140
4343
4066
4165
3760
264
64
781
—
33 000
27 500
36
22
3,-3
2,56
596,3
52
170
26,3
38
9
8
258
-4.380
7
6,9
Свежее топливо UO
Поперечное сечение ТВС, мм Длина твэла (общая), мм Длина активной части твэла, мм Количество твэлов в ТВС, шт. Общая масса ТВС, кг Средняя глубина выгорания, МВт-сут/т Среднее энерговыделение, МВт/т Начальное обогащение 235U1 % Масса UO2 в TBC (загрузка), кг
Отработавшее топливо
Годовая выгрузка ТВС, шт. Содержание урана, т -Удельное содержание 235U, кг/т Содержание плутония, кг Удельное содержание 239Pu и 241Pu1 кг/т Изотопный состав плутония, %: 238Pu
239ри
240Pu 241Pu *42Ри
Общая активность, Ки/кг топлива (3,7XlO10 расп./с), после выдержки:
150 сут 4600/211
1 год 2300/10
2 года 1300/4,7 5 лет 500/1,2 10 лет 320/1,0
1,83 59, ?8 23,91 11,13
3,85
1,0 57,20 25,70 11,60
4,50
3800/17* 1900/7,8 1100/3,8 870/1,4 290/0,9
«Знаменатель—остаточное тепловыделение, Вт/кг топлива.
Еще большую суммарную радиоактивность имеет уран-плутониевое топливо реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, выгружаемое из активных зон после глубокого выгорания (100 000 МВт-сут/т и более).
Анализ отработавшего топлива АЭС с реактором ВВЭР-440 при среднем расчетном выгорании 33,2±1,2 кг/т и начальном обогащении урана 3,6 %. после 3-летней выдержки, показал следующий нуклидный состав, кг/т: 232U—1•1O-6; 234U—0,215; 235U-11,2; 236U-4,5; 238U-941 ±2; 236Pu — 1,6-10-°; 238Pu-O1H; 239Pu- 5,37+:0,17; 240Pu т- 2,17±0,07; 241Pu — 2,17+0,17; 242Pu-0,43. В отработавшем топливе обнаружены также Am и Cm (суммарно ~0,1 кг/т).
10.3. ВРЕМЯ ВЫДЕРЖКИ И РАДИОАКТИВНОСТЬ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА
Выгружаемое из реактора отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) помещается в водные бассейны выдержки и охлаждения, обычно размещенные в реакторном зале. Оно имеет высокую активность. В нем идет распад радиоактивных веществ и особенно интенсивный распад короткоживущих изотопов различных элементов, сопровождающийся выделением большого количества теплоты.
Рисунок 10.3 иллюстрирует падение во времени в первые полгода после выгрузки тепловыделения TBC легководных реакторов LWR и реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем LMFBR, имеющих большую глубину выгорания топлива В.
В табл. 10.3 приведены данные об изменении во времени удельной -у-активности и остаточного тепловыделения TBC реакторов ВВЭР (рис. 10.4) при средних (28•1O3 и 42•1O3 МВт-сут/т) и максимальных (40•1O3 и 54-Ю3 МВт-сут/т) глубинах выгорания. Из табл. 10.3 видно, что наиболее резко активность и тепловыделение снижаются при выдержке до одного года; однако двухлетняя выдержка по сравнению с годовой также существенно уменьшает активность (более чем в 2 раза). При трехлетней выдержке по сравнению с двухлетней уменьшается скорость снижения радиоактивности (~20%), но остается еще значительным удельное тепловыделение. Транспортирование такого топлива с АЭС на радиохимический завод значительно облегчается: снижаются защита и масса контейнеров или при заданной защите и массе контейнера может быть увеличено количество загружаемых ТВС; упрощается задача охлаждения контейнера и TBC в пути. Оптимальное время выдержки для отработавшего топлива легководных реакторов может быть различным в зависимости от глубины выгорания, от принятого способа (железнодорожный или водный транспорт) и технических средств транспортирования, а также от расстояний от АЭС до завода.
Для отработавшего ядерного топлива, транспортируемого на химическую переработку в СССР, установлено нормативное время выдержки в бассейнах на АЭС не менее 5 лет.
«I
10'
10і
10'
10
«5
1
N
\ **¦
30 SO 30 120
Время выдержки, суш
Рис. 10.3. Зависимость тепловыделения от времени выдержки в бассейне АЭС
150
TBC
/ 10 100 1000 Время после Выгрузки из реактора, zodtj
Рис. 10.4. Зависимость тепловыделения TBC и продуктов деления от времени выдержки в бассейне при средней глубине выгорания топлива ЗЗХ XlO3 МВт-сут/т:
