Научная литература
booksshare.net -> Добавить материал -> Химия -> Синев Н.М. -> "Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд." -> 41

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 .. 35 36 37 38 39 40 < 41 > 42 43 44 45 46 47 .. 209 >> Следующая


Необходимость отвода тепла из остановленного реактора в любых (нормальных или аварийных) ситуациях требует обеспечения бесперебойного и абсолютно надежного электроснабжения, а также функционирования всех аварийных систем охлаждения. С этой целью АЭС комплектуются автономными системами электроснабжения, действующими независимо от внешних источников. Все это, конечно, существенно удорожает строительство и эксплуатацию АЭС и предъявляет весьма высокие требования к квалификации эксплуатационного персонала.

В надежном обеспечении ядерной и радиационной безопасности важнейшую роль играет структура активной зоны (а. з.) реактора, характеризующаяся отрицательным коэффициентом реактивности при отклонении параметров теплогидравлических процессов от нормативных, например при недопустимом повышении температуры теплоносителя, при его вскипании, резком изменении плотности и т. п. Отрицательный температурный и паровой коэффициенты реактивности имеет активная зона ВВЭР. Он позволяет предотвратить саморазгон мощности реактора при аварийных ситуациях и нарушениях нормальной работы автоматической системы аварийной защиты.

Высокая радиоактивность и остаточное тепловыделение остановленного по любой причине реактора создают определенные трудности при проведении ремонта или замене вышедшего из строя оборудования первого контура, вызывают необходимость предварительной его дезактивации с применением дистанционных

и автоматизированных средств. Ремонты связаны с большими, чем это обычно имеет место на ТЭС, затратами времени и более длительными простоями оборудования. По этой же причине должны быть весьма высокими надежность и безотказность работы всех систем и оборудования на АЭС.

Таковы особенности применения ядерного топлива в теплоэнергетике. Обеспечение надежной безопасности при эксплуатации АЭС и при обращении с ядерным топливом вызывает значительное усложнение и удорожание АЭС по сравнению с электростанциями на органическом топливе.

4.3. ГЛУБИНА ВЫГОРАНИЯ —МЕРА ЭНЕРГОВЫРАБОТКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. ПОТРЕБНОСТИ АЭС В ТОПЛИВЕ

Энергетической характеристикой любого топлива является его теплотворная способность, т. е. максимально возможное тепловыделение, отнесенное к единице массы. Энергетической характеристикой ядерного топлива является удельная энерговыработка, т. е. тепловая энергия, которая может быть выделена единицей массы ядерного топлива при данном его изотопном составе за весь период использования в реакторе. Удельную энерговыработку ядерного топлива (обозначим ее В) принято измерять в мегаватт сутках на тонну (МВт-сут/т) или киловатт-сутках на килограмм (кВт-сут/кг) *. Величина В характеризует глубину выгорания топлива, выраженную в энергетических единицах.

Выделение тепловой энергии в ядерном реакторе происходит в результате деления ядер изотопов урана или плутония и поэтому може-F быть выражено количественно как масса ядер, подвергшихся делению, отнесенная к единице массы топлива а, т. е. в виде [а]=кг/т или [а]=г/кг. Величина а также обозначает количество накопленных в твэлах продуктов деления и продуктов их радиоактивного распада**. Продукты деления иногда называют осколками разделившихся нуклидов ***. Величина а выражает также глубину выгорания ядерного топлива (в долях или процентах) по отношению к первоначальному его количеству, включая как первичные, так и вторичные делящиеся нуклиды. Таким образом, удельная энерговыработка и глубина выгорания

* 1 МВт-сут/т=24 ООО кВт-ч/т, что соответствует теплосодержанию 2,95 т у. т. (1 .т у. ^=7-106 ккалз^29,3 ГДж).

** Количество накопленных продуктов деления в 1 см3 сердечника твэла может иметь предельное значение в отношении влияния на распухание и потерю герметичности оболочки твэла. Поэтому ее часто применяют как критерий при оценке работоспособности тнэла.

*** При делении ядер образуются осколки, деления. Кинетическая энергия их переходит в тепло и составляет ~80% всей энергии деления. При переходе из возбужденного в основное состояние испускаются мгновенные нейтроны и у-кванты и осколки деления становятся продуктами деления, испытывающими в среднем 3—4 радиоактивных превращения (6-раопад), прежде чем достигнут стабильного состояния. Во многих случаях р-раопад сопровождается выделением и "у-квантов.

ядерного топлива — это эквивалентные величины, имеющие лишь различные размерности. Они являются важнейшими параметрами, характеризующими использование ядерного топлива в реакторах АЭС и других ядерных энергетических установках. Глубина выгорания, или удельная энерговыработка, оказывает большое влияние на технико-экономические показатели не только АЭС, но и всего топливного цикла.

Определим соотношение между величинами В и а, учитывая различие их размерностей. Это несложно сделать, если известно энерговыделение при делении 1 г (или 1 кг) ядер. Примем за основу экспериментально определенное энерговыделение, равное ~200 МэВ на 1 акт деления (на 1 разделившееся ядро). Определим количество тепловой энергии q, выделяемой при делении 1 г ядер 235I).
Предыдущая << 1 .. 35 36 37 38 39 40 < 41 > 42 43 44 45 46 47 .. 209 >> Следующая

Реклама

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed

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

c1c0fc952cf0704ad12d6af2ad3bf47e03017fed