Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
го A1WIr
240Pu1 242Pu, а также 236U. В топливе происходят, кроме того, процессы образования и распада других трансурановых и трансплутониевых элементов (рис. 5.9), количество которых относительно мало и в экономических расчетах не учитывается.
На рис. 5.10 приведена зависимость изменения нуклидного состава в урановом топливе реактора PWR, имеющем начальное обогащение 3,44 %, от флюенса нейтронов.
В § 4.3 приведена расчетная оценка вклада делящихся изотопов плутония (239Pu и 241Pu) в суммарную энерговыработку ядерного реактора ВВЭР-1000, составившая более 33%. Этот провесе имеет место и в других реакторах на тепловых нейтронах. Вклад плутония в деление и в энерговыработку тем больше, чем выше коэффициент воспроизводства (KB) плутония и чем больше средняя глубина выгорания топлива.
При химической переработке отработавшего топлива изотопы плутония могут быть извлечены и использованы для изготовления нового уран-плутониевого топлива. В такой смешанный по нуклидному составу вид топлива в процессе выгорания переходит, по существу, все урановое топливо (обогащенный уран), загруженное в реактор.
Воспроизводство делящихся нуклидов в ядерном реакторе характеризуется коэффициентом, воспроизводства (KB), который определяется как отношение количества вновь образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся. В процессе выгорания ядерного топлива значение KB меняется, поэтому различают дифференциальный и интегральный КВ. Дифференциальный KB—это отношение скорости образования делящихся нуклидов к скорости их убыли за определенный момент времени. Интегральный KB — усредненный за определенный отрезок времени (например, за период эффективной кампании топлива) коэффициент воспроизводства делящихся нуклидов, учитывающий все сопровождающие этот процесс ядерные реакции, включая де-
^/77/77/77/77/77^
і у
у.ТаблетК JA Оскоми деления К-ки иэ 4^—(85%)
К обогащенного v j
/,природного U S х /
\?/&/U/6?/??/A _ /---
Зихдат н . без беленая
*ч (~7S%)
Радиоактивные осколка деления (72%)
j і Захват « I без деления (26%)
Осколка велекия
¦fn
Захват без деления
Jl (27%)
Рис. 5.9. Схема цепочек деления н ядерных превращений ураиа и плутония под действием тепловых нейтронов в активной зоне ядерного реактора, загруженного урановым топливом
ление части образовавшегося 239Pu, его превращение в более тяжелый нуклид 240Pu, образование из 240Pu делящегося 241Pu1 а из него неделящегося 242Pu и другие реакции.
Существенное значение для технических н экономических расчетов и оценок в ядерной энергетике имеет величина накопления в отработавшем топливе изотопов плутония. Они после извлечения из отработавшего топлива при химической переработке также являются товарной продукцией АЭС.
Таблица 5.6. Выгорание топлива* и накопление плутония в реакторах на тепловых нейтронах
Реактор
Средняя
глубина выгорания топлива, кг/т
Содержание ¦S!U. кг/т
Содержание накопленных изотопов плутония, кг/т
Коэффициент накопления плутония KH в отработавшем топливе
'к
всех
делящихся
PWR
30—33
33
8—11
10—10,5
7,2-7,4'
0,20—0,24
ВВЭР
42—43
44
12
10,5
7,4-7,1
0,17—0,18
Тяжеловодный (типа
9—10*
7,1
4
4,4
3,2
0,32—0,36
CANDU)
5,8
0,10
Высокотемпературный
60
52
10
8,7
газографитовый
* Включая убыль »3*U за счет превращения в ,MU без деления.
Отношение массы z* всех или только делящихся тепловыми нейтронами z изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония к массе а разделившихся ядер, содержащихся в 1 т отработавшего топлива, принято называть коэффициентом накопления плутония KH:
KH=г/а; КН*=2*/а.
(5.6)
Для ориентировочного расчета KH можно использовать графики изменения нуклидного состава топлива (см. рис. 5.7 и 5.8), построенные на основе ядерно-физических расчетов. Увеличение
средней глубины выгорания В сопровождается (табл. 5.6) уменьшением количества плутония в отработавшем топливе, но увеличением его доли в общей энерговыработке реактора. Эта доля тем выше, чем больше значение интегрального КВ.
5.6. УДЕЛЬНЫЙ РАСХОД ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Эффективность использования ядерного топлива на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах характеризуется главным показателем — среднегодовой удельной энерговыработкой на 1 т (1 кг) загруженного и отработавшего в реакторе топлива, т. е. средней глубиной выгорания В.
0,S 1,0 1,S 2,0 I1S
Флюенс, Ю"ней.тр/см*
Рис. 5.Ю. Зависимость нуклидного состава облученного уранового топлива от флюенса тепловых нейтронов
Как энергетический аппарат ядерный реактор является лишь генератором тепловой энергий определенных параметров, получаемой за счет деления ядер атомов урана и плутония. Эффективность преобразования этой тепловой энергии на АЭС в электрическую определяется выбором параметров, совершенством теплогидравлической и электрической схем АЭС, техническим совершенством и надежностью ее оборудования, средств управления и контроля и пр.
