Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
* В 1973 г. в Габоне (Центральная Африка) на урановых рудниках французскими исследователями было обнаружено аномальное явление: в пробах природного урана массовое содержание 235U составило 0,44 % и более (но существенно ниже 0,7%). Специальная экспедиция ученых, выезжавшая на место в 1975 г., подтвердила этот факт и высказала предположение, что более 1,8 млрд. лет назад, когда природное содержание 235U составляло ~3 %, при наличии замедлителя, например воды, в высококонцентрированной урановой руде образовался природный ядерный реактор, возможно, первый в мире, в котором некоторое время протекала цепная реакция деления, приведшая к значительному выгоранию 235U. До этого события никто и нигде, даже в метеоритах, не наблюдал отклонения массового содержания 235U от установленного стандартного значения (0,7115%).
деления, при этом 238U превращается в атом нового делящегося элемента — плутония, не встречающегося в природе. Процесс протекает по следующей реакции:
. „о 23,5 мии 2.3 сут 24 ООО лет
T2U +In = IIU--> 2^Np-- 2HPu--> • • •
-9 -9 »
Подобным же образом Ведет себя 232OoTh — единственный изотоп этого элемента, встречающийся в природе. Под воздействием потока медленных нейтронов торий не делится, но способен захватывать нейтроны и через промежуточную стадию образования и радиоактивного распада протактиния превращаться в искусственный делящийся нуклид 23392U по следующей реакции:
оїо і 9« 23,3 мнн 27,4 сут 10» лет
I2Th+J" = ToTh--.2IJPa-^f2U <--
-з -з °
Чтобы осуществить в реакторах эти реакции, необходимо получать избыточные нейтроны за счет цепной реакции деления 235U. Следовательно, 235U является первоисточником нейтронов, необходимых для преобразования природного 238U и 232Th в делящееся вещество, т. е. 235U является как бы «стартовым» топливом развивающейся ядерной энергетики.
Из сказанного следует, что производство Pu и 235U и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа 235U. Обеспечить наиболее полное превращение всего природного урана и тория в делящийся материал — одна из важнейших глобальных проблем современной атомной науки и техники. Наиболее подготовленный путь решения этой проблемы — широкое использование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Применение в современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, слабообогащен-ного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (238U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект.
Ядерное топливо в реакторах применяется в виде металлов, сплавов, интерметаллидов, металлокерамики, оксидов, карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма*. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл) (рис. 4.1). Твэл состоит из активной части — сердечника, содержащего топливную композицию из делящихся и неделящих-
* Ядерное топливо в виде расплавленных солей, гомогенных жидких растворов или в газовой фазе не нашло пока практического применения в атомной энергетике и используется лишь в некоторых экспериментальных установках и проектах.
6* 83
2570
Рис. 4.1. Твэл реактора ВВЭР-440:
/ — нижняя заглушка; 2 — промежуточный наконечник с отверстиями для заполнения гелием; 3 — упругая втулка-фиксатор; 4 — топливная таблетка; 5 — трубчатая оболочка твэла нз цнрконий-ннобиевого сплава; 6— верхняя заглушка с фиксатором; 7 — герметизирующая наплавка
ся нуклидов (в виде однородной компактной массы или частиц, диспергированных в соответствующей матрице), и наружной герметичной оболочки (покрытия), выполненной из металла, графита или другого соответствующего материала.
В реакторах современных АЭС применяют твэлы разной геометрической формы. Наиболее распространены твэлы стержневой или прутковой конструкции, преимущественно круглого сечения. В некоторых типах реакторов применяются твэлы кольцевой, пластинчатой, ленточной, шаровидной и других форм.
Конструкция любого твэла в течение всего периода работы в реакторе должна надежно обеспечивать передачу тепловой энергии, выделяющейся в сердечнике при делении ядер, через оболоч-K)^k теплоносителю и исключить непосредственный контакт топлива с теплоносителем, а также выход в контур или реакторное пространстЬо радиоактивных продуктов деления. Твэлы должны сохранять в строго установленных размерах геометрическую форму и герметичность в течение всего периода пребывания в реакторе. В этом состоит главное требование, предъявляемое к каждому твэлу и определяющее его работоспособность.
Топливная загрузка реактора по условиям обеспечения необходимых поверхностей теплообмена для надежного теплоотвода выделяемой тепловой энергии размещается в большом количестве твэлов. Например, в реакторах ВВЭР-440 топливная загрузка размещена в 44 000 твэлов, а ВВЭР-1000 —в 48 000 твэлов, в РБМК-1000 — в 61000 твэлов. Все твэлы объединены в тепловыделяющие сборки (TBC). В одну TBC могут входить от нескольких штук до нескольких сотен твэлов (рис. 4.2). В сборках твэлы строго дистанционируются, при этом обеспечиваются высокая точность их взаиморасположения в заданной топливной решетке и компенсация температурных расширений. TBC могут включать в себя конструкционные элементы поглотителей или замедлителей нейтронов, интенсификаторы теплообмена, датчики температуры и напряжений и другие контрольно-измерительные устройства. Сборки содержат входные и выходные коллекторы и тракты распределения потока теплоносителя, установочные дета-
