Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

8.7 КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА, ИЗБЫТОЧНЫЙ
КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА И ВРЕМЯ УДВОЕНИЯ

Уникальным свойством ядерного топлива, производящего ядерную энергию при делении или синтезе, является его воспроизводимость или способность к расширенному воспроизводству, при котором производится топливо в количестве, превышающем его потребление. Так, усовершенствованное ядерное топливо, т.е. (U, Pu)O2, (U, Pu)C, (U, Pu)N или (U, Pu) (CN), при использовании в LMFBR может производить больше вторичного ядерного топлива, чем его потребляется в реакторе.
При теоретическом изучении процесса бридинга особый интерес представляют коэффициент воспроизводства (КВ) и период удвоения Т2. Коэффициент воспроизводства (КВ) определяется следующим образом:
(8.12)
где КВ больше единицы. В цикле со смешанным уран-плутониевым топливом или переработанным плутониевым топливом отношение количества образовавшихся делящихся нуклидов (239Pu) к количеству выгоревших делящихся нуклидов (235U или 239Pu) в основном больше единицы в быстром реакторе-размножителе типа LMFBR. Сырьевым материалом в топливном цикле обычно служит обедненный 238 U. Превышение коэффициента воспроизводства над единицей, т.е. избыточное число делящихся нуклидов, наработанных на один сгоревший, называется избыточным коэффициентом воспроизводства (ИКВ):
ИКВ = КВ-1.                                                                                                    (8.13)
Чем больше коэффициент воспроизводства, тем выше избыточный коэффициент воспроизводства. В своей простейшей форме период удвоения определяется как время, необходимое быстрому реактору для производства избыточного горючего в количестве М, требуемом для первоначальной загрузки реактора. Пусть прн работе быстрого реактора на среднем уровне мощности Р потребление топлива или скорость выгорания на один мегаватт тепловой мощности [МВт(т.)] в сутки составляет W г. Тогда реактор потребляет делящееся топливо в среднем со скоростью WP г в сутки (в реакторах на 235U W приблизительно равно одному грамму на мегаватт в сутки или 1 г/ [МВт(т.) сут]. При выгорании W г топлива только Wj(\ + а) претерпевает деление,

где а - доля паразитного захвата нейтронов в делящемся материале (oc/Of). Поэтому линейное время удвоения Т2, требуемое для избыточного производства М г делящегося материала в реакторе, составит:
(8.14)
При требуемых масштабах ядерных мощностей короткие времена удвоения избыточного ядерного топлива можно получить при высоких КВ и ИКВ, а также высоких удельных энергонапряженностях топлива Р/М (мощности с единицы массы ядерного делящегося материала в активной зоне реактора). Значение КВ и ИКВ ограничено в основном плотностью делящихся нуклидов и конструкцией активной зоны для выбранного вида топлива. Увеличение энергонапряженности топлива Р/М позволяет снизить количество делящегося материала в топливном цикле.
Таким образом, использование в ядерной энергетике уран-плутониевого топливного цикла или цикла с переработанным Pu создает предпосылки для производства энергии и вторичного ядерного топлива.

  1. Оптимизация времени удвоения LMFBR с карбидным топливом и натриевым подслоем. Цель разработки усовершенствованного топлива для LMFBR на основе (U, Pu)O2, (U, Pu)C, (U, Pu)N и (U, Pu) (CN) состоит в:
  2. разработке двухцелевых энергетических реакторных систем бридеров;
  3. достижении требуемого уровня коэффициента воспроизводства, короткого времени удвоения и высокого выгорания топлива.

Ориентация проектов усовершенствованных топливных элементов на смешанное оксидное уран-плутониевое топливо создает предпосылки для быстрого внедрения LMFBR в ядерную энергетику. Переход в LMFBR следующего поколения на уплотненные карбидное (U, Pu)С и нитридное (U, Pu)N топлива позволит существенно повысить показатели бридинга из-за лучших ядерных, теплофизических и радиационных характеристик этих видов топлив по сравнению со смешанным оксидным топливом.
Разработка усовершенствованного карбидного и нитридного топлив для коммерческих жидкометаллических быстрых реакторов позволит получить экономичный источник ядерной энергии и высокий коэффициент воспроизводства (или избыточный коэффициент воспроизводства) для производства делящихся материалов в количестве, обеспечивающем требуемые темпы роста ядерной энергетики. Значительное количество теоретических и экспериментальных работ сконцентрировано на смешанном карбидном топливе.
Для выбранного карбидного топлива время удвоения зависит в основном от удельной энергонапряженности Р/М, которая в свою очередь определяется объемной долей топливных элементов или диаметром твэлов, максимальной линейной мощностью, материалом подслоя и т.д. Рассмотрим оптимизацию времени удвоения LMFBR тепловой мощностью 5000 МВт с карбидным топливом с натриевым подслоем.

Рис. 8.15. Зависимость времени удвоения системы от объемной доли топлива в LMFBR мощностью 5000 МВт (т.) (карбидное топливо с натриевым подслоем): О - 820Вт/см; □- 984 Вт/см; Д— 1148Вт/см
Рис.  8.16. Зависимость времени удвоения системы от диаметра твэлов и максимальной линейной мощности твэлов для LMFBR мощностью 5000 МВт (т.) (карбидное топливо с натриевым подслоем):

Конструкция топливного элемента, его охлаждение и компоновка тепловыделяющей сборки в целом изучались с точки зрения увеличения бридинговых характеристик LMFBR. Время облучения твэлов в реакторе принималось равным 600 эффективным суткам [29].
Показано, что оптимум Т2 находится в диапазоне 8-9 лет. Оптимальная доля топлива лежит в диапазоне 33—36%, диаметр твэлов 0,884, 0,915 и 1,016 см соответственно для максимальных линейных мощностей 820, 984 и 1148 Вт/см. На рис. 8.15 показаны расчетная зависимость времени удвоения системы от объемной доли топлива в LMFBR мощностью 5000 МВт(т.) с топливом из смешанного моно карбида с натриевым подслоем. На рис. 8.16 приведена зависимость времени удвоения системы от диаметра твэлов и линейной мощности указанного реактора.
Для сдерживания деформации топливных элементов перспективных LMFBR, происходящей из-за распухания таблеток под облучением (бамбукообразная и реброобразная деформация), были исследованы различные механизмы дистанционирования: решетчатое дистанционирование, проволочная спиральная навивка и тонкие дистанционирующие трубки. Выбор способа сдерживания деформации твэлов во многом определяет конструкцию топливной сборки, а также конструкцию активной зоны в целом. Действительно, в конструкции топливных сборок возникает значительное различие из-за выбора способа дистанционирования. При рассмотрении конструкций LMFBR с карбидным топливом объемная доля дистанционирующих устройств составляет 0,5-0,25% при решетчатом дистанционировании и 0,69-0,35% при проволочном дистанционировании.


Рис. 8.17. Зависимость времени удвоения от линейной мощности твэлов для LMFBR мощностью 3800 МВт (т.) (карбидное топливо с гелиевым подслоем):
1 — 591 Вт/см; 2 —  755 Вт/см; 3 — 984 Вт/см; плотность топлива 78% теоретической плотности; толщина драйвера 91,44 см; максимальный флюенс быстрых нейтронов 3,6-1023 нейтр./см2
Рис. 8.18. Зависимость времени удвоения системы от средней удельной энергонапряженности для LMFBR мощностью 3800 МВт (т.) на карбидном топливе с гелиевым подслоем:
7-591 Вт/см; 2 —  755 Вт/см; 3 — 984 Вт/см. Исходная информация, как и на рис. 8.17

Следовательно, диапазон диаметров твэлов, линейные мощности и конструкцию топливной сборки можно определить при условии, что объемная доля дистанционирующих устройств находится в пределах заданных ограничений. При изучении возможности использования тонкостенных перфорированных дистанционирующих трубок была показана перспективность этого направления.

  1. Оптимизация времени удвоения LMBFR с карбидным топливом с Не-подслоем. Оптимизация времени удвоения системы также проводилась для LMFBR мощностью 3800 МВт с карбидным топливом и гелиевым подслоем. Было рассчитано время удвоения системы с учетом теплогидравлических характеристик сборок с твэльной структурой [30]. На рис. 8.17 представлена зависимость времени удвоения системы от диаметра твэлов и линейной мощности для LMFBR с карбидным топливом в твэлах с газовым подслоем. На рис. 8.18 приведена зависимость Т2 от средней удельной энергонапряженности указанного реактора. Из рис. 8.17 видно, что оптимальное время удвоения составляет 12-14 лет для диаметров твэлов 8-9,5 мм. На рис. 8.18 оптимальное Т2 составляет 12—13 лет для средней энергонапряженности 80 120 кВт/кг (U—Pu) и линейной мощности твэлов 591, 755 , 984 Вт/см соответственно. Видно, что при большой удельной энергонапряженности и линейной мощности Т2 уменьшается при сохранении конструкции активной зоны.


 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети