Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
10,6 6,4 1,92
Относительная средняя удельная энергия
1,61
1,65
1,70
1,75
1,80
1,86
1,92
1,98
стн создается введением и извлечением различных поглотителей нейтронов: нейтральных (обычно это бор), полезных выгорающих, таких, как 238U или 232Th, а также подпиткой свежим делящимся нуклидом. Используются эти поглотители и вместе в определенной последовательности их действия.
Расчеты * показывают, что с увеличением глубины выгорания растет воспроизводство, деление и накопление в активной зоне делящихся изотопов плутония, при этом удельная энергия, отнесенная к расходу делящихся ядер, содержавшихся в начальной загрузке активной зоны, увеличивается (табл. 5.8).
5.7. ПУТИ ПОВЫШЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА АЭС С РЕАКТОРАМИ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Существенное повышение эффективности использования ядерного топлива уже в ближайшее время возможно путем увеличения его средней глубины выгорания. В капиталистических странах, развивающих ядерную энергетику, предполагается достичь в реакторах LWR значения B = (404-50) ¦ 103 МВт-сут/т Ux. Проведенный фирмой APaS по заданию Министерства энергетики США экономический анализ такого увеличения средней глубины выгорания на АЭС с реакторами LWR показал (рис. 5.11) значительную экономию затрат в ЯТЦ при увеличении глубины выгорания до приведенных выше значений, что может быть выполнено при условии обеспечения достигнутого к настоящему времени уровня надежности твэлов.
В советских реакторах ВВЭР-1000 была спроектирована и ныне практически достигается средняя глубина выгорания топлива ?=40-103 МВт-сут/т Ux при 3-годичной кампании.
Большой эффект по снижению расхода природного урана можно получить, увеличив коэффициент воспроизводства плутония из 238U в активных зонах реакторов ВВЭР, PWR, и тем самым увеличить долю Pu в энерговыработке на АЭС. С этой целью разрабатывается ряд мероприятий.
* Удельная энергия, выделяемая в энергетических реакторах/ Т. С. Зариц-кая, Г. В. Киселев, А. П. Рудик, Э. М. Центер. Препринт ИТЭФ, № 57. 1986.
Рис. 5.11. Снижение затрат в топливном цикле с ростом глубины выгорания в реакторах LWR без учета инфляции (по американским оценкам):
/ — разность расходов на регенерацию в кредитов иа уран и плутоний равна нулю; 2 — разность расходов на регенерацию и кредитов на уран и плутоний равна 250 дол/кг U
1. Переход на более плотную компоновку твэлов в активной зоне реактора ВВЭР (так называемые тесные или обезвоженные решетки), что связано с уменьшением в 1,5—2 раза отношения массы воды к массе топлива по сравнению с применяемой компоновкой твэлов, при этом возможен переход на работу с управляемым сдвигом спектра энергии тепловых нейтронов в область промежуточных нейтронов путем соответствующих операций по управлению стержнями СУЗ и изменения отношения массы воды к массе топлива, что улучшает физику реактора. Ожидается, что таким образом можно увеличить в реакторе ВВЭР KB до 0,75— 0,8 вместо 0,55—0,6 и среднюю глубину выгорания до (40— 50) • 103 МВт-сут/т.
2. Введение урановых бланкетов — аксиальных зон воспроизводства. В верхней и нижней частях топливного сердечника каждого твэла на длине 12—15 см вводятся экраны из диоксида природного урана, снижающие аксиальную утечку нейтронов; часть нейтронов при этом захватывается ядрами урана, увеличивая KB активной зоны. По расчетам этим достигается экономия расхода уран! и разделительной работы на 3 и 2,8 % соответственно (за счет уменьшения начального обогащения урана).
3. Увеличение времени между перегрузками топлива в реакторах LWR до 18 мес в целях снижения затрат в ЯТЦ.
4. Замена UOs урановым топливом повышенной плотности (16—17 вместо 9,4—9,6 г/см3), что приводит к существенному увеличению KB плутония, экономии природного урана за счет снижения обогащения топлива и сокращения потерь нейтронов (захват кислородом). Более плотное топливо может быть создано иа основе металлического урана, легированного кремнием, цирконием и другими элементами *.
5. Совершенствование конструкции твэлов и ТВС: увеличение объема газосборника в твэлах для снижения давления накапливаемых газообразных продуктов деления; защитное покрытие внутренней поверхности оболочки твэла металлическим цирконием или графитом; термическая обработка циркониевой трубы для снижения радиационной ползучести и охрупчивания металла;
* Левина И. К., Сидоренко В. П. Некоторые иейтроино-физнческие аспекты улучшения использования топлива в реакторах ВВЭР и РБМК// Атомная энергия. 1986. Т. 60, вып. 4. С. 2—6.
использование выгорающих поглотителей (гадолиний, кадмий); введение втулочной формы таблеток, графитовых покрытий их внутренней поверхности; применение гранулированного топлива; некоторое увеличение толщины стенки трубки-оболочки твэла и т. п.
5.8. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПЛУТОНИЯ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Вклад в энерговыработку делящихся тепловыми нейтронами изотопов плутония 239Pu и 241Pu тем больше, чем выше глубина выгорания (см. § 4.3). При 5=40-103 МВт-сут/т (для ВВЭР-1000), как показывают расчеты, вклад разделившихся ядер плутония (16,2 кг/т) в энерговыработку составит около 34%. Из этого следует, что к концу кампании топлива в активной зоне реактора фактически содержится смешанное уран-плутониевое топливо. В отработавшем (выгруженном из реактора) топливе будут накоплены не успевшие подвергнуться делению изотопы плутония: 239Pu и 241Pu, их останется около 7,4 кг/т, или ~30% образовавшихся в реакторе за кампанию топлива делящихся изотопов плутония. Кроме того, в отработавшем ядерном топливе присутствуют и неделящиеся изотопы 240Pu и 242Pu (~2,7 кг/т). В сумме в 1 т отработавшего топлива будет содержаться около 10 кг всех изотопов плутония. При радиохимической переработке отработавшего ядерного топлива извлекается очищенный от радиоактивных продуктов деления, продуктов их распада и других примесей почти весь накопленный в твэлах плутоний, остаток неразделившегося 235U и основная масса 238U. В регенерированном уране будет содержаться некоторое количество неделящегося 236U (около 15—17% разделившегося 235U).
