19168

Топливные циклы ядерных реакторов. Материалы сердечника твэлов

Лекция

Энергетика

Топливные циклы ядерных реакторов. Материалы сердечника твэлов Ядерным топливом принято считать материал содержащий нуклиды которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются: находящийся в природном уране изотоп 235U изотопы плутония 23...

Русский

2013-07-11

48.5 KB

13 чел.

Топливные циклы ядерных реакторов. Материалы сердечника твэлов

Ядерным топливом принято считать материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются: находящийся в природном уране изотоп 235U, изотопы плутония 239Pu, 241Pu  и 233U, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из 238U и тория. Изотопы урана и плутония с нечетными массовыми числами делятся под воздействием как тепловых, так и быстрых нейтронов. Природные изотопы, 238U и  232Th подвергаются делению быстрыми нейтронами, но вклад этого деления в получение энергии невелик. Последнее относится и к искусственным изотопам плутония с четными массовыми числами.

Ядерное топливо, содержащее только природные нуклиды, называется первичным. Топливо, содержащее нуклиды, полученные искусственным путем, — вторичным. Основная масса природного урана (238U) и весь находящийся в природе торий (232Th) представляют собой природный ядерный материал, пригодный для воспроизводства, т.е. для получения искусственно делящихся изотопов или вторичного ядерного топлива. На современном этапе развитие атомной энергетики базируется на природном уране. Природный уран состоит из трех изотопов. Основной его изотоп 238U имеет период полураспада Т1/2, соизмеримый с возрастом нашей планеты. По этой причине, где бы не добывали природный уран, его изотопный состав всюду одинаков:

238U — 99,2831 %,        T1/2 = 4,51109 лет;

235U — 0,7115 %,         T1/2 = 0,71109 лет;

234— 0,0054 %,         T1/2 = 27,0106 лет.

Большинство проектируемых и действующих в настоящее время ядерных реакторов работают на уране, обогащенном изотопом 235U. Обогащенный уран — полученная искусственным путем смесь изотопов урана, в которой содержание 235U превышает его нормальную концентрацию в природном уране. Как правило, обогащение топлива в реакторах на тепловых нейтронах не превышает 6 %. Основная часть природного урана — изотоп 238U практически не делится в реакторе, но при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп — плутоний, который в природе не встречается. Процесс протекает по следующей реакции:

238U + 1n = 239U (23,5 мин)  239Np(2,3 сут)  239Pu.

Подобные реакции приводят к воспроизводству делящегося изотопа урана из тория:

232Th + 1n = 233Th – (23,3 мин)  233Pa – (27,4 сут)  233U.

Следовательно, рациональное использование природного урана теснейшим образом связано с наработкой и развитием технологий дальнейшего использования вторичного топлива. Реализация ториевого топливного цикла в ближайшее время проблематична из-за технических трудностей, связанных с высокой радиоактивностью продуктов реакции. Наиболее подготовленным путем рационального использования топлива является уран-плутониевый цикл. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства (отношение числа образовавшихся изотопов плутония к числу разделившихся ядер) равен 0,4 — 0,7. В сопоставимом по мощности реакторе на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства достигает значений 1,1 — 1,3, что позволяет перерабатывать весь загружаемый уран во вторичное топливо. В настоящее время количество плутония, накопленного в результате эксплуатации реакторов на тепловых нейтронах, измеряется сотнями тонн. Кроме того, в ряде стран велики запасы плутония, получаемого для военных целей. Хранить его до лучших времен, когда будут построены новые крупные реакторы на быстрых нейтронах, дорого. Есть обстоятельства, ограничивающие сроки хранения. В частности, во вторичном топливе, накопленном в реакторах на тепловых нейтронах, содержится 12 — 14 % 241Pu с периодом полураспада около 14 лет. При распаде образуется 241Am, являющийся мощным -излучателем. Заводы по производству твэлов без дополнительных затрат не могут работать с топливом, содержащим более 1 % 241Am, а дополнительная очистка плутония от америция существо повышает затраты в топливном цикле. Следует также учесть, что при хранении теряется делящийся изотоп плутония.  При хранении в течение 10 лет теряется 9 %, а за 20 лет — 14 %. Сказанное приводит к тому, что наработанный плутоний через два-четыре года следует использовать в топливном цикле.

Схемы возможных топливных циклов показаны на рис.3.2, 3.3.

Топливный цикл

Первым звеном в топливном цикле является горнодобывающее производство, т.е. урановый рудник, где добывается уран. Вблизи месторождения создаются обогатительные заводы, предназначенные для получения из  руды концентрата с содержанием урана 60-80 %. Это товарный продукт первого звена предприятий топливного цикла — горнодобывающего производства.

Из уранового концентрата далее должен быть получен либо металлический уран, либо газообразное соединение — гексафторид урана, пригодное для процесса разделения изотопов урана. Таким образом, вторым звеном предприятий топливного цикла может быть либо получение металлического урана, либо производство гексафторида природного урана.

Следующее звено — разделение изотопов урана, сырьем для которого является гексафторид природного урана. Конечным, товарным продуктом этого производства является гексафторид урана с заданным содержанием изотопа 235U. В качестве побочного продукта в отвале получается гексафторид обедненного урана, который конвертируется в оксид и складируется  для возможного будущего использования.

Гексафторид обогащенного урана конвертируется в диоксид урана или другое соединение (топливную композицию). Из порошка диоксида урана путем прессования и спекания получают топливные таблетки, которыми снаряжают тепловыделяющие элементы. Предприятия по изготовлению твэлов и сборке их в ТВС составляют следующее звено топливного цикла. Товарной продукцией этого звена является топливо в виде твэлов и ТВС, пригодных для непосредственной загрузки в реактор.

Загруженные в реактор твэлы с обогащением Хн работают заданное время, в течение которого концентрация 235U снижается в них до значения Хк. Количество накопившихся продуктов деления возрастает до значения , а плутония — до Z. По достижении заданного выгорания твэлы выгружаются из реактора с измененным изотопным составом. Из-за высокой радиоактивности выгруженные твэлы не могут быть немедленно подвергнуты переработке для извлечения оставшихся и накопленных ценных продуктов деления, поэтому следующей операцией в топливном цикле является выдержка отработавших твэлов.

После выдержки топливо направляется  либо на радиохимический завод по переработке топлива, либо в места длительного хранения. Товарной продукцией на этом этапе можно считать твэлы, пригодные для химической переработки.

Следующее звено топливного цикла — предприятия по химической переработке отработавших твэлов. На вход этого предприятия поступают тепловыделяющие сборки после выдержки. После механической разделки и удаления конструкционных материалов из ТВС извлекается топливо. Затем отработавшее топливо поступает в цепочку для растворения, извлечения урана и плутония и очистки от продуктов делений. В процессе очистки топлива от продуктов деления его активность должна быть снижена до уровня, сравнимого с активностью природного урана и приемлемого для дальнейшего использования на заводах сублимации и разделения изотопов. Продукцией завода по химической переработке является уран в виде соединений, удобных для последующего использования (диоксид урана, уранилнитрат), а также соединения плутония. Выделяют некоторые продукты деления и трансурановые элементы для дальнейшего использования в различных отраслях. Обогащение урана, регенерируемого на заводе по химической переработке, остается равным Хк. Изотопный состав выгруженного из реактора топлива определяется типом реактора и глубиной выгорания.

Для последующего использования обогащение топлива должно быть доведено до Хн. Для этого полученные на заводе по химической переработке соединения урана переводят в гексафторид для последующего обогащения. Таким образом, топливо вернулось на разделительный завод, где регенерированное топливо обогащают до нужного содержания делящегося изотопа. На каждом этапе переработки ядерного топлива имеют место безвозвратные потери урана (плутония) в виде жидких, газообразных или твердых отходов, которые не могут быть возвращены в цикл. Небольшая часть урана не извлекается и удаляется вместе с продуктами деления при очистке отработавшего топлива. Обедненный уран уходит в отвал и, следовательно, также выводится из топливного цикла.

Требования к топливу

Основные требования к топливу для твэлов ядерных реакторов показаны на рис.3.4.

Наибольшую ядерную плотность имеют металлические урана и плутоний, но их использование в твэлах энергетических реакторов проблематично вследствие низкой размерной стабильности и наличия фазовых переходов в области рабочих температур (Рис. 5, 6).

Важным  следствием  накопления  продуктов  делений  в процессе работы топлива является увеличение  объема  или  распухание.  При  температурах  ниже 1000-1100 С, когда сопротивление деформированию топлива является большим, распухание пропорционально количеству накопившихся осколков делений. В зависимости от их химического состояния и температуры скорость объемного распухания лежит в пределах  0,8 — 1,2 %  на  один  процент  выгорания  или  (3,3 — 5,1) × 10-23 см3/дел в абсолютном выражении. При температурах ниже 800 С в инженерных расчетах скорость ползучести принимается равной 1 % на процент выгорания. В области более высоких температур увеличение объема определяется деформацией топливной матрицы под действием давления газообразных продуктов делений в газонаполненных порах. Скорость распухания контролируется сопротивлением деформированию матрицы и увеличивается по экспоненциальному закону с повышением температуры.

Другой причиной изменения объема топливного сердечника является радиационное уплотнение — уменьшение пористости в процессе облучения. Процесс контролируется растворением исходных пор осколками делений. Наибольший вклад в радиационное уплотнение дают поры размером менее 2 мкм.

Наилучшей размерной стабильностью из представленных соединений имеют диоксиды урана и плутония, однако их ядерная плотность и теплопроводность  (Рис.8) существенно ниже по сравнению с другими.

Нитриды и карбиды имеют хорошую теплопроводность, высокую ядерную плотность, но их размерные изменения при облучении достаточно высоки.

Главное для технологов:

возможность получения топлива с помощью простых, безопасных операций;

стоимость производства;

возможность обеспечения качества;

воспроизводимость свойств топлива.

По перечисленным выше причинам, а так же с учетом радиационной стойкости на всех энергетических реакторах мира используется топливо в виде оксидов.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

5222. Устройство клавиатуры и мыши 60.5 KB
  Устройство клавиатуры и мыши. Давайте же разберем устройство клавиатуры и мыши. Начнем с общей характеристики, которая присуща обоим устройствам - тип подключения к ПК. По этому типу они делятся на проводные и беспроводные. Проводные устро...
5223. Інвестиційний аналіз. Конспект лекцій 706.5 KB
  Ефективне реформування економіки України неможливе без масштабних інвестицій, які є одним з найважливіших факторів економічного зростання й відновлення, що забезпечує можливість модернізації діючих виробництв, створення і впровадження новітньо...
5224. Інженерна графіка. Опорний конспект лекцій 1.79 MB
  Графіки, діаграми, структурні та класифікаційні схеми. Креслення розрізів та фасадів будівлі. Архітектурно–будівельне креслення. Комплексні креслення поверхонь. Методи проекціювання...
5225. Інженерне обладнання будівель. Опорний конспект лекцій 2.92 MB
  Тема 1. Склад інженерних систем у готельно-ресторанному комплексі. Системи опалення, їх характеристика та обладнання План Види інженерного обладнання та його призначення. Системи опалення. Нагрівальні прилади систем опалення....
5226. Економічна інформація як об’єкт автоматизованої обробки 49.5 KB
  Економічна інформація як об'єкт автоматизованої обробки Структура, форми подання та відображення економічної інформації. Інформаційні процедури Структуризація економічної інформації Структуру ЕІ утворюють конкретні інформаційні сукупності, які ...
5227. Організація поза машинної інформаційної бази 41 KB
  Організація поза машинної інформаційної бази Тема поняття позамашинної інформаційної бази,склад робіт з її організації Ефективність будь-якої інформаційної системи обробки даних багато в чому залежить від способу організації її інформаційної бази (І...
5228. Отечественная история. Курс лекций 1.75 MB
  Отечественная история Лекция. Введение в историческую науку Развитие истории как науки и возникновение основных исторических концепций. Греческое слово история означает рассказ о прошлом, о том, что действительно было. Вопрос исторического ...
5229. История развития генетики. Значение генетики для медицины 1.59 MB
  В учебном пособии рассматриваются вопросы истории развития генетики и значения генетики для медицины. Особое внимание уделено становлению и развитию отечественной генетики. Материалы пособия дополняют основную учебную литературу и содержат данные, н...
5230. Історія міжнародних відносин. Конспект лекцій 1.82 MB
  Вступ Вся історія розвитку світової цивілізації - це історія налагодження контактів, відносин, зіткнення інтересів різних цивілізацій, культур, народів, держав. Найбільш насиченим в цьому плані було XX століття. Для нього, як для жодного з попе...