19149

Воспроизводство делящихся материалов. Уравнения выгорания. Расширенное воспроизводство. Оружейный и энергетический плутоний

Лекция

Энергетика

Лекция 13. Воспроизводство делящихся материалов. Уравнения выгорания. Расширенное воспроизводство. Оружейный и энергетический плутоний. Малые актиноиды. Спонтанное деление. 13.1. Воспроизводство делящихся материалов. На рис. 13.1 приведена схема превращений изотопов т

Русский

2013-07-11

130 KB

23 чел.

Лекция 13. Воспроизводство делящихся материалов. Уравнения выгорания. Расширенное воспроизводство. Оружейный и энергетический плутоний. Малые актиноиды. Спонтанное деление.

13.1. Воспроизводство делящихся материалов.

На рис. 13.1 приведена схема превращений изотопов тяжелых элементов, которые протекают в ядерном реакторе в результате радиационного захвата нейтронов атомами и бета-распадов изотопов. Более подробную схему превращений можно найти в различных справочниках. Превращения, связанные с альфа-распадами на схеме не указаны, так как: либо имеют большие периоды полураспада, либо не приводят к появлению изотопов не указанных в схеме.

235

236

237

238

239

240

241

242

243

244

245

96

242Cm

243Cm

244Cm

245Cm

β

↑ β

95

241Am

242Am

243Am

244Am

↑ β

↓ EC

↑ β

94

238Pu

239Pu

240Pu

241Pu

242Pu

243Pu

↑ β

↑ β

93

237Np

238Np

239Np

↑ β

↑ β

92

235U

236U

237U

238U

237U

Рис. 13.1. Схема превращений изотопов в уран-плутониевом топливном цикле

Кроме изотопов, представленных на рис. 13.1, в ОЯТ могут накапливаться другие изотопы. Это могут быть как изотопы урана, нептуния, америция и кюрия, так и изотопы протактиния, тория, берклия, калифорния и других элементов. Эти изотопы накапливаются в результате различных ядерных реакций и распадов. Однако концентрации изотопов, которые не включены в представленную схему, в уран-плутониевом топливном цикле пренебрежимо малы.

Не все изотопы, приведенные на рис. 13.1, присутствуют в ОЯТ в значимых количествах. После нескольких месяцев выдержки в ОЯТ остаются только изотопы с периодами полураспада более месяца. Такие изотопы приведены в табл. 13.1.

Таблица 13.1

Изотопы трансурановых элементов, содержащиеся в значимых количествах в ОЯТ уран-плутониевого топливного цикла

Элемент

Изотоп

Т1/2, лет

Примечание

Нептуний

237Np

2,14·106

Может быть использован для накопления 238Pu

Плутоний

238Pu

87,7

Вносит существенный вклад в нейтронный источник за счет (α, n) реакции.

239Pu

2,41·104

Вносит существенный вклад в энерговыделение в процессе работы реактора

240Pu

6,56·103

Имеет значимый выход нейтронов за счет спонтанного деления

241Pu

14,4

Вносит вклад в энерговыделение в процессе работы реактора. Является источником 241Am при выдержке ОЯТ

242Pu

3,74·105

Америций

241Аm

432,7

Накапливается за счет распада 241Pu 

242mАm

141

243Аm

7,36·103

Кюрий

244Сm

18,1

Основной источник нейтронов в ОЯТ

13.2. Уравнения выгорания.

   (13.1)

где:

- скорость образования i-го нуклида в результате ядерной реакции на j-го нуклиде;

- скорость образования i-го нуклида в результате радиоактивного распада j-го нуклида;

- скорость исчезновения i-го нуклида в результате ядерной реакции;

- скорость исчезновения i-го нуклида в результате радиоактивного распада;

В уравнение (13.1) скорости  и  зависят от потока нейтронов и соответствующих сечений взаимодействия нейтронов с ядрами среды. Скорости  и  от потока нейтронов не зависят. В действительности поток, как функция пространства, энергии и времени, зависит от концентрации нуклидов.

13.3. Расширенное воспроизводство

Как видно из рис.13.1, в процессе выгорания ядерного топлива в нем будут накапливаться новые делящиеся ядра. Скорость накопления новых делящихся ядер удобно сравнивать со скоростью исчезновения делящихся ядер, которые были в топливе изначально. Отношение скоростей образования и исчезновения делящих ядер называют коэффициентом воспроизводства – КВ. Можно рассматривать локальный КВ, который зависит от времени облучения и изменяется в процессе выгорания. Можно рассматривать интегральный КВ, который определяется как отношение количества делящихся ядер в ОЯТ к количеству делящихся ядер в свежем топливе. Если интегральный КВ превышает единицу, то говорят о расширенном воспроизводстве топлива.

Различают открытый и замкнутый топливные циклы. В открытом топливном цикле повторное использование ядерного топлива после облучения в реакторе не предусматривается, а в замкнутом топливном цикле предусматривается. При этом в открытом топливном цикле возможна переработка отработавших ТВС для фракционирования отходов при их долговременном хранении. Например, в России на заводе РТ-1 ведется переработка ТВС реакторов ВВЭР-440 и АПЛ. Однако выделенные тяжелые элементы повторно не используются. Во Франции реализован замкнутый топливный цикл. Уран и плутоний, выделенные из отработавших ТВС, используются при изготовлении MOX-топлива, которое затем эксплуатируется на европейских АЭС.

Ядерные топливные циклы также можно классифицировать на основе используемых делящихся и сырьевых изотопов. В земной коре в больших количествах присутствуют уран и торий. В природной смеси урана содержится делящийся изотоп 235U (0,72 %), сырьевой изотоп 238U (99,275 %) и изотоп 234U (0,005 %). В природной смеси тория содержится только сырьевой изотоп 232Th (100 %). Для урана было разработано обогатительное производство, с помощью которого из природного урана можно получать смесь изотопов урана с повышенным содержанием делящегося изотопа 235U. В природном тории нет делящихся изотопов. В результате радиационного захвата в тории будет накапливаться делящийся изотоп 233U, которого нет в природе. Поэтому топливные циклы с торием требуют на начальном этапе использования делящихся изотопов уран-плутониевого топливного цикла (235U или 239Pu). В табл. 13.2 приведены основные топливные циклы.

Таблица 13.2

Основные топливные циклы

Цикл

Основной делящийся нуклид

Сырьевой нуклид

Нарабатывающиеся делящиеся нуклиды

Открытый

урановый

235U

238U

239Pu

Замкнутый

уран-плутониевый

239Pu

238U

239Pu, 241Pu

Открытый

ториевый

235U или 239Pu

232Th

233U

Замкнутый

торий-урановый

233U

232Th

233U

В настоящее время в мире наибольшее распространение получил открытый урановый цикл. В рамках этого цикла в реакторах на тепловых нейтронах используется топливо в виде UO2 с обогащением по 235U (0,72–5 %). Энергия выделяется в результате деления изотопов 235U и 239Pu, которая накапливается в топливе в результате радиационного захвата на изотопе 238U. Главным недостатком данного топливного цикла является ограниченная сырьевая база. Дефицит дешевого природного урана ощущается уже в настоящее время. Развитие крупномасштабной ядерной энергетики в рамках данного подхода невозможно по многим взаимосвязанным причинам.

К сожалению, использование замкнутого топливного цикла в ядерной энергетике, основанной на тепловых реакторах, принципиально не улучшает ситуацию с топливной базой. Количество делящихся ядер, которые можно выделить из ОЯТ тепловых реакторов всегда меньше, чем начальное количество делящихся ядер (коэффициент воспроизводства меньше 1).

Для развития масштабной ядерной энергетики необходимо развитие технологии быстрых реакторов, в которых наработка делящихся ядер идет быстрее, чем их уничтожение. В данном случае можно использовать для энергетических целей практически весь добытый природный уран. В ядерной энергетике с быстрыми реакторами топливная база увеличивается примерно в 100 раз по сравнению с ядерной энергетикой, основанной только на тепловых реакторах. Однако на сегодняшний день в мире работают только три быстрых реактора, и их активное строительство пока не ведется.

Масштабное использование тория – пока дело отдаленного будущего. Фактически ториевый топливный цикл не реализован ни в одной стране мира. Использование тория в ядерной энергетике сдерживается по многим причинам. Открытый ториевый цикл не решает проблемы ограниченной топливной базы ядерной энергетики на тепловых нейтронах, а замкнутый ториевый цикл требует больших финансовых затрат на свою реализацию. При этом в ряде исследований продемонстрированы достоинства ториевого топливного цикла и некоторые страны, например Индия, активно занимаются его разработкой.

13.4. Оружейный и энергетический плутоний

Смесь изотопов плутония с массовыми числами 238–242 можно выделить из ОЯТ. Данный плутоний в отличие от оружейного плутония называют реакторным или энергетическим плутонием. Главное отличие реакторного плутония от оружейного заключается в большем содержании изотопа 240Pu. Спонтанное деление 240Pu приводит к появлению нейтронов, которые существенно влияют на характеристики плутониевого заряда. Изотопный состав плутония зависит от способа его наработки в ядерном реакторе. Главными параметрами, от которых зависит данный состав, являются тип (характерный нейтронный спектр) реактора и глубина выгорания ядерного топлива. Характерные значения соотношений между изотопами плутония приведены в табл. 13.3. Массовые доли различных изотопов плутония часто называют плутониевым вектором.

Таблица 13.3.

Массовые доли различных изотопов плутония

Изотоп

Оружейный

ВВЭР*

РБМК**

238

1

1

239

94

58

45

240

6

25

37

241

10

8

242

6

9

* Глубина выгорания 40,5 , время выдержки – 10 лет.

** Глубина выгорания 24,9 , время выдержки – 10 лет.

Как видно из табл. 13.3, изотопные составы плутония из реакторов ВВЭР и РБМК существенно различаются между собой. При этом необходимо учитывать, что при характерных глубинах выгорания и временах выдержки в ОЯТ реактора ВВЭР содержится  около 10 кг плутония на одну тонну топлива, а в ОЯТ реактора РБМК только 6 кг. В связи с этим переработка ОЯТ реактора ВВЭР с целью повторного использования плутония более выгодна, чем переработка топлива реактора РБМК.

13.5. Малые актиноиды

Изотопы нептуния, америция и кюрия, которые приведены в табл. 13.1, накапливаются в меньших количествах, чем изотопы плутония. Эти элементы часто называют малыми или минорными актиноидами (МА). Например, в ОЯТ реактора ВВЭР при характерной глубине выгорания и 10 лет выдержки общая масса этих изотопов не превышает 1,5 кг на тонну, что более чем в 6 раз меньше массы всех изотопов плутония. При этом около 1/3 массы  МА составляет 241Am, который образовался в результате распада 241Pu в процессе выдержки ОЯТ. Однако накопление изотопов МА в процессе работы ядерных реакторов представляет серьезную проблему ядерной энергетики. В отличие от плутония и урана, которые содержат делящиеся изотопы и могут повторно использоваться в реакторах для получения энергии, изотопы МА практически не содержат делящихся нуклидов и повторное их использование в ядерных реакторах с целью получения энергии затруднено. Поэтому вопрос о том, что делать с МА остается открытым. Прямое захоронение МА требует обоснования герметичности хранения на тысячи лет, так как у некоторых из данных изотопов большие периоды полураспада (см. табл. 13.1). В ряде работ предлагаются специальные способы утилизации МА путем перевода долгоживущих изотопов в короткоживущие. Для данных подходов часто используют тер-  мин – трансмутация МА. В принципе трансмутацию МА можно осуществлять на различных установках: реакторах, ускорителях, электроядерных установках и др.

Таким образом, в ОЯТ уран-плутониевого топливного цикла содержатся радиоактивные изотопы актиноидов, которые можно разделить на три группы: уран, плутоний и МА. В процессе выдержки в течение тысяч лет распады данных изотопов приведут к появлению более легких изотопов – радия, радона, полония и др. Данные изотопы содержатся в урановых и ториевых рудах. Из курса ядерной физики известно, что все ядра с массовыми числами А > 209 оказываются нестабильными по отношению к альфа-распаду. Любое такое ядро путем нескольких последовательных радиоактивных превращений переходит в стабильное ядро. В табл. 13.4 приведены классические радиоактивные ряды и все рассмотренные изотопы отнесены к соответствующему ряду.

Таблица 13.4.

Радиоактивные ряды и актиноиды ОЯТ

Ряд

Начальный нуклид

Конечный нуклид

Актиноиды ОЯТ

Важные промежуточные

нуклиды

Тория

232Th

208Pb

232U, 236U, 240Pu, 244Cm

208Tl

Нептуния

237Np

209Bi

241Pu, 241Am

Урана

238U

206Pb

234U, 242Pu, 244Cm

226Ra, 222Rn

Актиния

235U

207Pb

239Pu, 243Am

Ряды тория, урана (урана-радия) и актиния (актиноурана) являются естественными радиактивными рядами. Если изотоп принадлежит к естественному радиоактивному ряду, то он обязательно присутствует в природе, даже если скорость распада его ядер очень велика. Связано это с тем, что в радиоактивном ряду с течением времени устанавливается так называемое вековое равновесие. Время достижения такого равновесия во всём ряду приблизительно равно 10 периодам полураспада самого долгоживущего промежуточного члена ряда. При вековом равновесии скорости образования изотопа и его распада равны. Поэтому содержание такого изотопа остаётся практически неизменным в течение столетий. Оно с неизмеримо малой скоростью уменьшается лишь по мере распада родоначальника ряда. Некоторые изотопы, входящие в радиоактивные ряды, хорошо известны. Все слышали о радии и радоне. В радиоактивных рядах есть изотопы, распад которых сопровождается испусканием гамма-квантов большой энергии. Например, при распаде изотопа таллия 208Tl энергия гамма-квантов равна 2,6 МэВ. Поэтому даже небольшие концентрации данного изотопа очень опасны для человека. 208Tl расположен в радиоактивном ряду тория. Однако изотоп урана 232U имеет гораздо меньший период полураспада всего 69,8 лет и приводит к появлению практически всех изотопов радиоактивного ряда тория, кроме бета-активных 228Ra и 228Ac. Поэтому мощное гамма-излучение 208Tl часто связывают именно с изотопом урана 232U. Даже небольшие количества данного изотопа в уране затрудняют его использование в ядерной энергетике из-за мощного гамма-излучения продуктов распада 232U.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

49113. Диэлектрическая линзовая антенна 1.83 MB
  Расчёт параметров линзы. Линзовые антенны представляют собой совокупность электромагнитной линзы и облучателя. В основе проектирования линзовых антенн лежит использование оптических свойств электромагнитных волн которые проявляются при размерах и радиусах кривизны поверхности линзы много больших длины волны. Сейчас зачастую используются металлодиэлектрические линзы которые обладают лучшими массогабаритными показателями но при этом коэффициент преломления таких линз оказывается сильно зависящим...
49114. Диэлектрическая линзовая антенна 590 KB
  Краткие теоретические сведения Расчет параметров линзы Расчёт облучателя Расчет диаграммы направленности антенны Конструкция антенны Заключение Список используемой литературы Задание Краткие теоретические сведения Линзовая антенна состоит из электромагнитной линзы и облучателя. Назначение линзы трансформировать фронт волны создаваемый облучателем в плоский и сформировать требуемую диаграмму направленности ДН. Принцип работы линзовых антенн основан на...
49115. Волноводно-щелевая антенна (ВЩА) 315.5 KB
  Волноводно-щелевые линейные антенны обеспечивают сужение диаграммы направленности ДН в плоскости проходящей через ось волновода. Волноводно-щелевые антенны имеют следующие достоинства: отсутствие выступающих частей позволяет совместить их излучающую поверхность с внешней поверхностью корпуса летательного аппарата при этом не вносится дополнительное аэродинамическое сопротивление бортовая антенна; возможность реализации оптимальных ДН так как законы распределения поля в раскрыве различны изза изменения связи излучателей с...
49116. Проект электропривод для машины, состоящей из электродвигателя, клиноременной передачи и рабочего органа 1.04 MB
  Характерной особенностью работы механических КШМ является резко пиковый характер нагрузки поэтому в приводах этих машин необходимо исключительно увеличить маховой момент путем установления специального накопителя энергии маховика. В этом случае резисторы в роторной цепи электродвигателя выполняют одновременно две задачи: Дают возможность в зависимости от характера рабочей операции установить необходимое скольжение а следовательно и оптимальный режим работы системы маховикэлектродвигатель; Улучшают пусковые условия при первоначальном...
49117. АНАЛИЗ И СИНТЕЗ ФИЛЬТРОВ 302 KB
  Схема исследуемого фильтра Для данного звена требуется: Найти передаточную функцию по напряжению Найденную передаточную функцию представить в виде отношения двух полиномов коэффициенты которых выражены через параметры элементов цепи в общем виде; ту же функцию записать с вычисленными значениями коэффициентов полиномов числителя и знаменателя; вычислить значение добротности полюса. Составим узловые уравнения: Подставив данные в выражение Hp получим передаточную функцию в численном виде: Заменив р на iw в операторной передаточной...
49118. Облачные вычисления, как относительно новые технологии 559 KB
  На сегодняшний день существует множество определений облачных вычислений. Поддержка облачных вычислений в сочетании с инвестициями в молодые компании создают быстро развивающуюся экосистему инновационных производств. Целью курсовой является анализ технологии реализации облачных вычислений в продуктах фирмы 1С.
49119. Программирование Sepam 20 443 KB
  В ходе выполнения лабораторной работы я ознакомилась и научилась программировать реле Sepam 20. Оно осуществляет защиту от всех основных типов аварийных режимов, имеет удобный интерфейс для программирования и ряд преимуществ перед старыми аппаратами.
49120. Изучение характеристик сигналов электроэнцефалографических, электромиографических, реографических и электрокардиографических исследований 1.04 MB
  В данной курсовой работе разработан алгоритм обработки и анализа биомедицинского сигнала. В пояснительной записке приведены основные характеристики исследуемого и образцового сигналов, их спектральный анализ, а так же фильтрация реального сигнала и его сжатие.
49121. Государственная регистрация, учет и оценка земель колхоза «Заветы Ленина» отделение 1 Котельничского района, Кировской области 2.44 MB
  Организация учета земель в землевладении землепользовании8 Первичный учет земель Текущий учет земель. Учет с обременениями в использовании Учет земель в административном районе с использованием компьютерных технологий.