Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Из уравнения (4.2) следует, что потребность АЭС в ядерном топливе при заданных проектной тепловой мощности реактора и времени ее использования или при заданной выработке электроэнергии определяется главным образом величиной В или (что равнозначно) величиной а.
Средняя глубина выгорания ядерного топлива варьируется в различных типах реакторов в зависимости от вида топлива, конструкции твэлов, физических характеристик активной зоны, системы теплоотвода и т. п. Со средней глубиной выгорания тесно связано и начальное обогащение топлива (табл. 4.2).
Вклад делящихся изотопов плутония в энерговыработку. В § 4.1 указана важная особенность реакторов на тепловых нейтронах, работающих на слабообогащенном уране, — частичное воспроизводство в них делящихся изотопов плутония (239Pu и 241Pu). Часть этих изотопов наряду с 235U под действием тепловых нейтронов подвергается делению, при котором также выделяется энергия —200 МэВ на 1 акт деления. Таким образом, искусственно полученные делящиеся изотопы плутония вносят определенный вклад в выработку тепловой энергии в реакторе. Следовательно, значение а в выражении (4.1) представляет собой сумму разделившихся ядер 235U и ядер 239Pu и 241Pu (обозначим в дальнейшем их сумму Pua,4i), приходящихся в среднем на 1 T топливной загрузки:
« = «и, + aPu„i41. (4-3)
7* 99
Таблица 4.2. Средняя глубина выгорания, среднее количество разделившихся ядер, приходящееся иа 1 т топлива, и начальное обогащение урана стационарной загрузки реакторов на тепловых нейтронах современных АЭС
АЗС
Тип реактора
Тепловая мощность AL. МВт
Средняя глубина выгорания
МВт-су г/т
Среднее количество разделившихся _ядер о.кг/т*
Начальное обогащение урана в
загрузке активной зоны реактора
х, %
кг **Ю/т
СССР
Нововороиежская:
III н IV блоки
V блок Ленинградская: I—IV
блоки Игналииская
ВВЭР-440
ВВЭР-1000
РБМК-ЮОО
РБМК-1500
1375 3000 3200
4800
28 000 40 000 18 500
18 500
29,4 42,0 19,4
19,4
3,5 4,4 2,0
2,0
35,0 44,0
20
20
Капиталистические
страны
«Браунс-Ферри» и др.
(США) «Библис-Б» (ФРГ) «Окони» (США) «Пикеринг» (Канада)
PWR
PWR PWR CANDU
3580
3720 2900 1600
27 000
34 ООО 29 000 8000
29,0
34,7 30,5 8,4
2,57
32,7 3,0 0,71
25,7
32,7 30,0 7,1
* При расходе 1,05 кг 235U на получение 1000 МВт.сут.
Известно, что за время пребывания в реакторе делению подвергается не весь образовавшийся в нем плутоний, некоторая его часть превратится в неделящиеся изотопы 240Pu и 242Pu, которые вместе с несгоревшими, т. е. не успевшими разделиться, ядрами 239Pu и 241Pu будут содержаться в выгруженном из реактора отработавшем топливе.
Баланс делящихся нуклидов. Для ориентировочных оценок представляет интерес выяснить, как складывается баланс делящихся нуклидов в активной зоне реактора при достижении в нем заданной средней глубины выгорания топливной загрузки В (МВт-сут/т иж) (индекс х означает начальное обогащение урана, загруженного в активную зону).
По данным ядерно-физических расчетов или анализов отработавшего топлива известны содержание (#5выгр, g™r$ делящихся нуклидов (235U, 239Pu и 241Pu) в отработавшем (выгруженном из реактора) топливе, а также интегральный коэффициент воспроизводства вторичного топлива (KB), т. е. возникновения из 238U делящихся на тепловых нейтронах изотопов плутония (239Pu и 241Pu) *. Пользуясь приведенными в § 4.4 соотношениями, покажем примерный порядок расчета.
* О коэффициенте воспроизводства см. в § 5.5.
1. Количество разделившихся ядер, кг/т иж,
— разд В • 1,05
« = ?6. е. 41 =* —Toco--
2. Количество образовавшихся делящихся изотопов Pu, кг/т
U,;
3. Количество разделившихся ядер 239Pu-(-241Pu, кг/т Ux,
ггразд _ -обр _ ствыгр
S9, 41 а9, 41 «9, 41-
4. Количество разделившихся ядер 235U, кг/т иж,
5. Количество образовавшихся за счет радиационного захвата нейтронов ядрами 235U неделящихся ядер 236U, кг/т Ux,
g6°6p= (0,15-r-O.l 7) ?5разд,
где (0,15-7-0,17)«—^— (см. табл. 6.1). af + °«т
6. Баланс ядер 235U в топливной загрузке, кг/т Ux,
Отсюда получаем необходимое среднее начальное обогащение по 235U в рассматриваемой топливной загрузке, %>
загр
л: = -^— I00 = 0,lgi
1000 s
Таким образом можно оценить и долю отдельных делящихся нуклидов в общем балансе.
Оценим долю плутония в общей энерговыработке АЭС. Рассмотрим баланс делящихся ядер в активной зоне реактора ВВЭР-1000, для которого В = 40 000 МВт-сут/т, начальное обогащение топлива х=4,4 % (44 кг 235U/t), а=42 кг/т. Пусть в 1 т выгружаемого топлива из условия обеспечения реактивности по данным физического расчета должно содержаться в среднем 12,6 кг 235U; -5 кг 236U; -0,6 кг 237Np; -930 кг 238U; -5,6 кг 239Pu; —1,8 кг 241Pu. Исходя из баланса 235U количество разделившихся ядер 235U аи5 = 44—(12,6+5+0,6)=25,8 кг/т. Но для получения 5=40 000 МВт-сут/т следует разделить ядер а= = 42 кг/т. Следовательно, на долю плутония и частично 238U*
