Научная литература
booksshare.net -> Добавить материал -> Химия -> Синев Н.М. -> "Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд." -> 148

Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.

Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд.: Экономика АЭС: Учеб. пособие для вузов — M.: Энергоатомиздат, 1987. — 480 c.
Скачать (прямая ссылка): atomnaya-energetika.djvu
Предыдущая << 1 .. 142 143 144 145 146 147 < 148 > 149 150 151 152 153 154 .. 209 >> Следующая


J — отработавшие ТВС; 2 — высокоактивные отходы после переработки отработавшего топлива

Значения удельной радиоактивности и тепловыделения существенны не только для транспортирования, но и для процессов химической переработки топлива (разделка ТВС, их растворение и т. п.). Однако при работе на слабообогащенном уране, без рецикла плутония и при высоких глубинах выгорания топлива, экономика современных легководных реакторов малочувствительна к увеличению времени выдержки отработавшего топлива перед егб'регенерацией. Увеличение срока выдержки выше трех лет ограничивается * лишь дополнительными затратами на сооружение и содержание хранилищ и мало влияет на топливную составляющую. Иное положение для реакторов на быстрых нейтронах.

Известно, что на экономику ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах и на снижение времени удвоения плутониевого топлива весьма большое влияние оказывают всемерное сокращение времени выдержки отработавшего топлива в хранилищах и ускорение процесса регенерации и возврата регенерата в цикл. Поэтому изу-

Таблица Ю.З. Изменевие радиоактивности и тепловыделения TBC реактора ВВЭР в зависимости от времени выдержки после выгрузки из реактора

Реактор

ВВЭР-440 ВВЭР-1 ООО

Количество TBC в активной зоне

Размеры TBC (размер шестигранника •под ключ"/ высота), мм

349 151

144/3200 238/4665

Активность, 10* г-экв Ra, иа одну TBC

0,5

6,7 34

Остаточное тепловыделение после выдержки. кВт, на одну TBC

При времени выдержки, год

1,9 9,6

0,79 4

0,5

0,63

3,2

2,2 11,2

1,2 6,0

0,6 2,8

0,3 1,7

чаются пути и средства, позволяющие получать короткий внешний ЯТЦ для этих реакторов (меньше одного года).

Ниже приведена зависимость от времени выдержки суммарной активности 1 т уран-плутониевой загрузки ТВС, выгруженной из активной зоны реактора-размножителя на быстрых нейтронах при выгорании — 10 % тяжелых атомов:

Время выдержки, год........ 0 0,25 0,5 I 2,5

Активность, Ки/т [3,7•1O10 расп./(с-т)] 76-10« 22-10« 13- 10е 7,7-10« 2,7-10«

Радиоактивность подсчитана для продуктов деления, имеющих период полураспада более 5 сут. Видно, что активность отработавшего топлива в течение года после выгрузки снижается на порядок. При времени выдержки 0,5 года основной вклад в радиоактивность дают 95Zr и 95Nb, а также 106Ru и 144Ce. С увеличением времени выдержки радиоактивность определяется главным образом рутением, цезием, прометием и церием. При длительном хранении основной вклад вносят долгоживущие радиоактивные элементы 90Sr и 137Cs. Общая ^-активность выгруженного из реактора на быстрых нейтронах топлива через год падает почти в 10 раз, но дальнейшее снижение замедляется и за последующие полтора года уменьшается в —3 раза. Примерно 4—5 % общей -у-активности приходится на торцевую зону воспроизводства и —13 % — на боковые (кольцевые) экраны.

Летучие и газообразные продукты деления (иод, цезий, тритий, ксенон и криптон) в отработавшем топливе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах составляют —24% общего количества продуктов деления, редкоземельные элементы —25 %. Летучие и газообразные продукты деления выделяются из твэлор на первых стадиях химической переработки — при разделке и растворении. Их полное обезвреживание представляет собой одну из самых сложных инженерных задач ядерной энергетики. Оно требует применения сложных и дорогостоящих методов их улавливания, концентрирования и безопасного удаления или захоронения, особенно таких долгоживущих радиоактивных элементов, как 134Cs и 137Cs*, 129I и 85Kr, а также образующегося и накапливающегося в твэлах за счет тройного деления ядер и активации легких примесей (Li, В, Be) радиоактивного трития 3H (Г1/2= = 12,3 года); его средний выход при делении плутония около 0,02%. Активность 3H составляет —10% активности 85Kr. Большое значение имеет накопление в отработавших твэлах радиоактивного иода: относительно короткоживущего 131I (7^/2=8,06 сут), имеющего высокий выход (2,9—4,5 %) в продуктах деления урана и плутония, и весьма долгоживущего 129I (7^/2=16-106 лет).

Как видно из табл. 10.4, только после 6 мес выдержки из-за весьма большой разницы в периодах полураспада активности 129I

* При использовании водных экстракционных процессов Cs в летучую форму не переходит.

Таблица 10.4. Динамика снижения активности Летучих и газообразных продуктов деления, Ки/т [3,7-1010 расп.Дст)], UO2 и PuO2 в зависимости от времени выдержки после выгрузки топлива из реактора-размножителя на быстрых нейтронах

Нуклид


Еремя выдержки,
год









о
0,25

0,5
1
2,5


0,065
0,065

0,065
1,1
0,065
0,065


5,2-10«
2,4-Ю3

_


"«Cs
2,1-105
1,9-105

1,8-10«
1,5-105
9-Ю*

I38CS
4,6-105
3,5-Ю3




187Cs
2,2-106
2,2-106

2,2-Ю6
2,2-105
2,1-10«

85Kr
1,24-10*
1,21-10*

1,19-10*
1,16-10*
1,05-10*

131Xe
3,1•1O4
4,7-102





133Xe
7,8-10«
52





Предыдущая << 1 .. 142 143 144 145 146 147 < 148 > 149 150 151 152 153 154 .. 209 >> Следующая

Реклама

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed

Есть, чем поделиться? Отправьте
материал
нам
Авторские права © 2009 BooksShare.
Все права защищены.
Rambler's Top100

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed