Сжечь - Burnup

В технологии ядерной энергетики выгорание (также известное как использование топлива ) является мерой того, сколько энергии извлекается из первичного источника ядерного топлива . Она измеряется как доля атомов топлива , которые были подвергнуты деления в% ФИМА (делений в начальный атом металла) или% FIFA (расщеплений в начальной атома делящегося), а также, предпочтительно, фактическая энергия , выделяемая на единицу массы исходного топлива в гигаватт - дни / метрическая тонна из тяжелого металла (ГВт / THM), или аналогичных устройств.

Меры выгорания

Выражается в процентах: если 5% исходных атомов тяжелых металлов подверглись делению, выгорание составляет 5% FIMA. Если бы эти 5% составляли ²³⁵ U, которые были в топливе в начале, выгорание составило бы 100% FIFA (поскольку ²³⁵ U является делящимся, а остальные 95% тяжелых металлов, таких как ²³⁸ U, нет). При эксплуатации реактора этот процент трудно измерить, поэтому предпочтительнее альтернативное определение. Это можно рассчитать, умножив тепловую мощность установки на время работы и разделив на массу начальной загрузки топлива. Например, если в 3000 МВт тепловой ( что эквивалентно 1000 МВт электрические при КПД 30%, что характерно для США ЛВРА) завод использует 24 тонн из обогащенного урана (TU) и работает на полную мощности в течение 1 года, средняя выгорание топливо составляет (3000 МВт · 365 суток) / 24 метрических тонны = 45,63 ГВт · сут / т, или 45 625 МВт · сутки / тонну (где HM означает тяжелый металл, означающий актиниды, такие как торий, уран, плутоний и т. д.).

Преобразование между процентами и энергией / массой требует знания κ, тепловой энергии, выделяемой за один акт деления. Типичное значение составляет 193,7  МэВ (3,1 × 10 ^-11  Дж ) тепловой энергии на одно деление (см. Ядерное деление ). При этом значении максимальное выгорание 100% FIMA, которое включает деление не только делящихся материалов, но и других делящихся нуклидов, эквивалентно примерно 909 ГВт · сут / т. Инженеры-ядерщики часто используют это, чтобы приблизительно оценить выгорание 10%, что составляет менее 100 ГВт-сут / т.

Фактическим топливом может быть любой актинид, который может поддерживать цепную реакцию (то есть делящийся), включая уран, плутоний и более экзотические трансурановые топлива. Это горючее часто называют тяжелым металлом, чтобы отличить его от других металлов, присутствующих в топливе, например, используемых для оболочки . Тяжелый металл обычно присутствует в виде металла или оксида, но возможны и другие соединения, такие как карбиды или другие соли.

История

Реакторы поколения II обычно рассчитывались на выработку около 40 ГВт-сутки / тонну. Благодаря использованию новейших топливных технологий и, в частности, использования ядерных ядов , эти же реакторы теперь способны производить до 60 ГВт-сутки / тонну. После того, как произошло такое большое количество делений, накопление продуктов деления отравляет цепную реакцию, и реактор должен быть остановлен и заправлен топливом.

Ожидается, что некоторые более совершенные конструкции легководных реакторов позволят достичь более 90 ГВт-сутки на тонну более обогащенного топлива.

Реакторы на быстрых нейтронах более устойчивы к отравлению продуктами деления и по своей природе могут достигать более высоких уровней выгорания за один цикл. В 1985 году реактор EBR-II в Аргоннской национальной лаборатории потреблял металлическое топливо с выгоранием до 19,9%, или чуть менее 200 ГВт-сут / т.

Модульный гелиевый реактор глубокого сжигания (DB-MHR) может достигать 500 ГВт-сут / т трансурановых элементов .

На электростанции высокое выгорание топлива желательно для:

• Сокращение времени простоя при заправке
• Уменьшение количества требуемых свежих ядерных топливных элементов и отработавших ядерных топливных элементов, генерируемых при производстве заданного количества энергии.
• Снижение возможности переключения плутония из отработавшего топлива для использования в ядерном оружии

Также желательно, чтобы выгорание было как можно более равномерным как внутри отдельных тепловыделяющих элементов, так и от одного элемента к другому в топливном заряде. В реакторах с онлайн-дозаправкой топливные элементы могут быть перемещены во время работы, чтобы помочь в этом. В реакторах без этой установки можно использовать точное позиционирование регулирующих стержней для уравновешивания реактивности в активной зоне и изменение положения оставшегося топлива во время остановов, в которых заменяется только часть топливного заряда.

С другой стороны, есть признаки того, что увеличение выгорания свыше 50 или 60 ГВт · сут / тУ приводит к серьезным инженерным проблемам и не обязательно приводит к экономическим выгодам. Топливо с более высоким выгоранием требует более высокого начального обогащения для поддержания реакционной способности. Поскольку количество рабочих единиц разделения (ЕРР) не является линейной функцией обогащения, достижение более высоких уровней обогащения обходится дороже. Есть также эксплуатационные аспекты топлива с высоким выгоранием, которые особенно связаны с надежностью такого топлива. Основными проблемами, связанными с топливом с высоким выгоранием, являются:

• Повышенное выгорание предъявляет дополнительные требования к оболочкам твэлов, которые должны выдерживать воздействие окружающей среды реактора в течение более длительных периодов времени.
• Более длительное пребывание в реакторе требует более высокой коррозионной стойкости.
• Более высокое выгорание приводит к большему накоплению газообразных продуктов деления внутри твэла, что приводит к значительному увеличению внутреннего давления.
• Более высокое выгорание приводит к увеличению радиационно-индуцированного роста, что может привести к нежелательным изменениям геометрии активной зоны (изгиба тепловыделяющей сборки или изгиба тепловыделяющего стержня). Изгиб топливной сборки может привести к увеличению времени падения управляющих стержней из-за трения между управляющими стержнями и изогнутыми направляющими трубками.
• В то время как топливо с высоким выгоранием создает меньший объем топлива для переработки, топливо имеет более высокую удельную активность.

Требования к топливу

В прямоточных ядерных топливных циклах , которые используются в настоящее время в большинстве стран мира, отработанные тепловыделяющие элементы утилизируются целиком как высокоактивные ядерные отходы, а оставшееся содержание урана и плутония теряется. Более высокое выгорание позволяет использовать больше делящегося ²³⁵ U и плутония, полученного из ²³⁸ U , что снижает потребность в уране в топливном цикле.

Трата

В прямоточных ядерных топливных циклах более высокое выгорание снижает количество элементов, которые необходимо захоронить. Однако кратковременное тепловыделение, один из ограничивающих факторов глубокого геологического хранилища , в основном обусловлено среднеактивными продуктами деления , в частности ¹³⁷ Cs (период полураспада 30,08 года) и ⁹⁰ Sr (период полураспада 28,9 года). Поскольку их пропорционально больше в топливе с высоким выгоранием, тепло, выделяемое отработавшим топливом, примерно постоянно для заданного количества вырабатываемой энергии.

Точно так же в топливных циклах с ядерной переработкой количество высокоактивных отходов для данного количества произведенной энергии не имеет тесной связи с выгоранием. Топливо с высоким выгоранием дает меньший объем топлива для переработки, но с более высокой удельной активностью .

Необработанное отработанное топливо современных легководных реакторов состоит из 5% продуктов деления и 95% актинидов и является опасно радиотоксичным, требующим особого хранения, в течение 300 000 лет. Большинство долгосрочных радиотоксичных элементов являются трансурановыми и поэтому могут быть переработаны в качестве топлива. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Еще шесть процентов ( ¹²⁹ I и ⁹⁹ Tc ) могут быть преобразованы в элементы с чрезвычайно коротким периодом полураспада ( ¹³⁰ I - 12,36 часа и ¹⁰⁰ Tc - 15,46 секунды). ⁹³ Zr , имеющий очень длительный период полураспада, составляет 5% продуктов деления, но может быть легирован ураном и трансурановыми элементами во время рециркуляции топлива или использован в оболочке, где его радиоактивность не имеет значения. Остальные 20% продуктов деления или 1% необработанного топлива, для которого наиболее долгоживущими изотопами являются ¹³⁷ Cs и ⁹⁰ Sr , требуют особого хранения только в течение 300 лет. Таким образом, масса материала, требующего особого хранения, составляет 1% от массы необработанного отработанного топлива.

Распространение

Выгорание является одним из ключевых факторов, определяющих изотопный состав отработавшего ядерного топлива , другие - его исходный состав и нейтронный спектр реактора. Очень низкое выгорание топлива необходимо для производства оружейного плутония для ядерного оружия , чтобы производить плутоний, состоящий преимущественно из ²³⁹ Pu с минимально возможной долей ²⁴⁰ Pu и ²⁴² Pu .

Плутоний и другие трансурановые изотопы производятся из урана путем поглощения нейтронов во время работы реактора. Хотя в принципе возможно удалить плутоний из отработанного топлива и направить его на использование в оружии, на практике для этого существуют серьезные препятствия. Во-первых, нужно удалить продукты деления. Во-вторых, плутоний необходимо отделить от других актинидов. В-третьих, делящиеся изотопы плутония должны быть отделены от неделящихся изотопов, что труднее, чем отделение делящихся от неделящихся изотопов урана, не в последнюю очередь потому, что разница масс составляет одну атомную единицу вместо трех. Все процессы требуют работы с сильно радиоактивными материалами. Поскольку существует множество более простых способов изготовления ядерного оружия, никто не создавал оружие из использованного топлива гражданских реакторов для электроэнергетики, и, вероятно, никто никогда этого не сделает. Кроме того, большая часть плутония, производимого во время работы, расщепляется. В той степени, в которой топливо перерабатывается на месте, как это предлагается для интегрального быстрого реактора , возможности для переключения еще больше ограничиваются. Таким образом, производство плутония при эксплуатации гражданского энергетического реактора не представляет серьезной проблемы.

Расходы

В одной из диссертаций аспирантов Массачусетского технологического института 2003 г. делается вывод, что «стоимость топливного цикла, связанная с уровнем выгорания 100 ГВт · сут / тТМ, выше, чем при выгорании 50 ГВт · сут / тТМ. Кроме того, потребуются расходы на разработку топлива, способного выдержать такие высокие уровни облучения. В нынешних условиях выгоды от высокого выгорания (более низкие скорости выброса отработавшего топлива и плутония, деградированные изотопы плутония) не вознаграждаются. Следовательно, у операторов атомных электростанций нет стимула вкладывать средства в топливо с высоким выгоранием ".

В исследовании, спонсируемом Программой Университета ядерной энергии, изучалась экономическая и техническая осуществимость в долгосрочной перспективе более высокого выгорания.

использованная литература

внешние ссылки

• Основные требования к высокотемпературным топливам в LWR