Энергетика. ТЭС и АЭС

Всё о тепловой и атомной энергетике

Ядерно-экономические особенности реакторов на быстрых нейтронах

Реакторы на быстрых нейтронах отличаются исключительно выгодными ядерно-экономическими характеристиками, что обеспечивается следующими обстоятельствами. Сечения деления ядер топлива на быстрых нейтронах снижаются в сравнении с сечениями деления на тепловых нейтронах в сотни раз и приближаются к значениям сечений нейтронного захвата ядрами материала воспроизводства 238U, 232Th с образованием вторичного ядерного топлива. В то же время выход нейтронов на один акт деления становится заметно большим. В спектре быстрых делений реализуется дополнительно пороговое деление ядер топливного сырья, дающее существенный вклад (до 30 %) в нейтронный баланс, и, что важно, паразитное поглощение нейтронов для всех веществ падает приблизительно на порядок.

В этих условиях значение КВ вторичного ядерного топлива может существенно превосходить единицу, а следовательно, при вовлечении в топливный цикл атомной энергетики реакторов на быстрых нейтронах и обеспечении регенерации и рефабрикации топлива возможно практически полностью использовать весь добываемый природный уран, а в дальнейшем — торий. Еще в 1950-х гг. экспериментально была доказана возможность достижения значения КВ в небольших реакторах с активной зоной из металлического плутония, равного приблизительно 2. Реальные же энергетические установки проектируются с учетом свойств имеющихся в распоряжении материалов, их работоспособности в эксплуатационных условиях, надежности всех узлов активной зоны, обеспечения требований безопасности, что в целом снижает этот показатель. Так, для реакторов на быстрых нейтронах с оксидным урановым топливом достигнут КВ = 1,1+1,2. Для оксидного уран-плутониевого топлива достижим КВ = 1,3+1,5. Есть основания полагать, что в случае подтверждения возможности реализации идей использования в реакторах на быстрых нейтронах металлического топлива в виде уран-плутоний-циркониевого сплава, достижим КВ = 1,5+1,7. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах являются реакторами-размножителями, обеспечивающими расширенное воспроизводство вторичного топлива в отличие от реакторов-конвертеров, которыми являются реакторы на тепловых нейтронах.

В системе развитого топливного цикла атомной энергетики экономическая эффективность реакторов на быстрых нейтронах, однако, не может быть оценена только по значению КВ. В этом случае определяющей становится скорость накопления вторичного ядерного топлива, связанная как с техническим совершенством реактора на быстрых нейтронах, так и со временем обращения с накопленным воспроизведенным топливом при его регенерации на радиохимических заводах, рефабрикации твэлов.

Совершенно очевидно, что скорость накопления плутония в облучающемся 238U пропорциональна как КВ, так и энергонапряженности топлива (кВт/кг), непосредственно связанными с плотностью нейтронного потока. Отсюда очевидна необходимость оптимизации этих параметров, взаимозависимыхтакже с требованиями максимального использования мощности и повышения выгорания топлива. Так, максимальная энергонапряженность оксидного топлива в водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах при обогащении урана около 4 % может достигать 50 кВт/кг, в то время как, например, для реактора БН-600 это: значение составляет около 200 кВт/кг при среднем обогащении урана около 20 %. В первом случае соответственно максимальный флюенс нейтронов составляет 2’1022 см-2 (в котором около 50 % составляют быстрые нейтроны) при глубине выгорания топлива до 60 МВт*сут/кг, в то время как во втором — максимальный флюенс по всему спектру нейтронов (в основном быстрых) приближается к 3*1023 см-2 при глубине выгорания топлива до 100 и в перспективе до 200 МВт*сут/кг. Рассмотренная ситуация относится ко времени пребывания топлива внутри реактора.

Как отмечалось, количество воспроизведенного топлива, находящегося в замкнутом топливном цикле вне реактора, также влияет на скорость накопления его. Ожидается, что в стационарных условиях реализации замкнутого уран-плутониевого топливного цикла во внешнем цикле (вне реактора) будет находиться до 60% Pu количества, находящегося внутри реактора.

Ко внереакторному циклу относится выдержка в бассейне, радиохимическая переработка топлива, повторное изготовление твэлов и ТВС, транспортировка и промежуточные этапы хранения. Прямое снижение скорости накопления вторичного плутония связано с потерями при радиохимической переработке отработавшего топлива и повторном изготовлении твэлов. Относительные потери могут составлять до нескольких процентов количества топлива, находящегося во внешнем цикле. Естественно, что абсолютные потери должны быть сведены к минимальным, обеспечивающим требуемую экологическую обстановку. Косвенным образом потери связаны с числом перегрузок активной зоны и временем между перегрузками. Чем больше топлива во внешнем цикле и чем больше перегрузок ТВС, тем больше потерь. Сокращение времени пребывания облученного топлива во внешнем цикле также снижает потери вторичного плутония, происходящие вследствие β-распада 241Pu с Т1/2 = 13,2 года, массовое содержание которого в плутонии может превышать 10-11%.

В то же время в нестационарных условиях наращивания реакторных мощностей атомной энергетики при замыкании уран-плутониевого цикла длительность пребывания отработавшего в реакторах на быстрых нейтронах топлива будет контролировать темпы развития атомной энергетики, и его разумное сокращение явится актуальным. Для оценки этих закономерностей ранее было введено время удвоения мощностей быстрых нейтронов, связанное со скоростью накопления вторичного плутония, потерями топлива, реакторным и внереакторным временами обработки топлива. Эта величина определяет временные условия вытеснения электростанций на органическом топливе атомными электростанциями и установления равновесия между реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Оценки через время удвоения носят грубо вспомогательный характер, так как предусматривают экспоненциальный характер развития энергетики, не соответствующий существующему в практике, и могут применяться только для анализа темпа накопления плутония в ограниченных интервалах времени.

Запчасти для дизель-генераторных установок производства как российских, так и зарубежных заводов. Всегда в наличии полный спектр комплектующих и расходных материалов.

Читайте также:

Updated: 22.08.2015 — 19:53
Энергетика. ТЭС и АЭС © 2012 Использование материалов с сайта разрешается при наличии на него активной ссылки без тегов nofollow и noindex.
Adblock detector