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

Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле - 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

Накопление в облученном (или рециркулированном) уран-ториевом топливе 232U, 228Th и дочерних продуктов их радиоактивного распада, являющихся эмиттерами радиоактивного излучения, может усложнить проблему обращения с облученным топливом, его переработки и рефабрикации или наложить ограничения на характеристики энергетических реакторов с ториевым топливом [1, 27].
Основными источниками радиоактивности рециркулированного топлива являются продукты распада 232U и 228Th и продукты деления, присутствующие в рециркулированном уране и тории.
Основными источниками радиации переработанного в торекс-процессе торий-уранового топлива являются продукты распада 232U и 2 28Th, которые излучают гамма-кванты, рентгеновское излучение и быстрые нейтроны.

  1. Продукты распада 232U и 228Th. Продукты распада 232U являются источниками коротковолнового гамма-излучения и быстрых нейтронов от (а, л)-реакции на легких элементах О, С и N, присутствующих в топливных соединениях UO2, UC и UN соответственно. Основная цепочка накопления 232U в торий-урановом реакторе начинается с (л, 2л)-реакции на тории:

(9.7)

Рис. 9.23. Влияние флюенса (нейтронов) на содержание 232U

Рис. 9.24. Влияние флюенса на содержание
232U/233U

Количество 232U и доля его в наработанном 233U по этой цепочке увеличивается с ростом плотности потока нейтронов и времени облучения и сильно зависит от нейтронного спектра в реакторе (или энергетического распределения нейтронов). Реакция неупругого рассеяния (л, 2л) может происходить только на быстрых нейтронах, имеющих энергию более 6,37 МэВ. Эффективное сечение (л, 2л)-реакции, усредненное по спектру нейтронов теплового реактора, составляет около 10"2 б. После многократной рециркуляции облученного смешанного оксидного топлива (Th, U)O2 содержание 232U в уране-233 может достичь 0,08—0,1%. На рис. 9.23 и 9.24 показано изменение массового содержания 232U в наработанном уране-233 с увеличением флюенса нейтронов (интегрального потока нейтронов). Концентрация 232U и содержание его в горючем (233U) увеличивается с ростом флюенса нейтронов во время облучения в энергетическом реакторе [1 ].
Во время работы реактора и после переработки присутствующий в топливе 2 3 2 U претерпевает цепь распадов, которые приводят к накоплению (а, n)-активных нуклидов и эмиссии быстрых нейтронов в (а, n)-реакции (1.28):
(9.8)
Нейтронный фон возрастает, так как большая часть а-частиц имеет энергию, достаточную для выбивания нейтронов, присутствующих в керамическом топливе. Гамма-фон растет из-за накопления по цепочке (9.8) нуклидов 212Bi и 208Т1, являющихся эмиттерами коротковолнового гамма-излучения.

  1. Содержание продуктов деления в регенерированном торий-урановом топливе. Химическое раздевшие в торекс-процессе облученного торий-уранового топлива не позволяет разделить 232U и 238Th от 233U и 232Th соответственно. Продукты деления, присутствующие в переработанном топливе, загрязняют регенерированный уран и торий, и количество их нарастает при последовательных циклах.

Рассмотрим сначала содержание 232U в наработанном горючем 233 U. Нарастание уровня нейтронной и гамма-активности дочерних продуктов распада 232U, присутствующего в переработанном торий-урановом топливе, в основном определяется темпом радиоактивного распада 238Th (период полураспада 1,91 года). Гамма-активность топлива определяется в основном коротковолновым гамма-излучением от 208Т1 (Е = 2,6 МэВ) и от 212 Bi (E = 0,8-2,2 МэВ). Поэтому более высокий уровень гамма-активности приходится на конец этапа фабрикации топливных элементов из рециркулированного топлива.
Помимо активности продуктов распада 232U следует учитывать дополнительный уровень гамма-активности, определяемый гамма-излучением самого 233U и оставшихся после химической переработки продуктов деления. Энергия гамма-квантов, излучаемых 233U, составляет 40-96 кэВ. Средняя энергия гамма-квантов продуктов деления составляет около 1 МэВ. В табл. 9.6 приведены требования, предъявляемые к толщине свинцовой или бетонной защиты устройств дистанционного манипулирования, переработки и фабрикации облученного торий-уранового топлива от радиации содержащихся в нем примесей. В табл. 9.6 приведены дозы излучения от 1 кг 233U, измеренной на расстоянии 1 м от топлива.
Анализ радиоактивности облученного торий-уранового топлива включает учет активности продуктов распада 232U и 228Th и остаточных продуктов деления. При этом следует учитывать активность остаточного 228Th и его дочерних продуктов в переработанной урановой фракции, активность остаточного 228Th в ториевой фракции и активность продуктов деления в переработанной ториевой и урановой фракциях. Из рис. 9.25 видно, что концентрация 228Th растет с ростом флюенса нейтронов в торий-урановом рециркулирующем топливе.

Таблица 9.6. Толщина свинцовой или бетонной защиты устройств
дли дистанционного обращения, переработки и фабрикации топлива из 233U,
содержащего 232U

Рис. 9.25. Влияние флюенса на содержание 228Th

  1. Пирофорность, радиологическая безопасность и охрана здоровья.

Мелко размолотый порошок металлического тория и гидрата тория является пирофорным. В период подготовки, размола, спекания и фабрикации тория и его гидридов следует принимать меры для предотвращения возможного воспламенения.
Соблюдение мер радиологической безопасности при обращении с ториевыми металлическими сплавами и его керамическими соединениями очень важно для защиты здоровья персонала. Радиологическая опасность связана в основном с радиоактивными продуктами распада (232U, 228Th, 224Ra, 220Rn, 218Po, 214Pb, 212Bi, 208T1). Эти радиоактивные нуклиды и их дочерние продукты распада являются источниками а-, бета-, у- и нейтронного излучения. В период химического разделения все радиоактивные продукты отделяются от топлива, однако за короткий отрезок времени в урановой и ториевой компонентах снова происходит накопление радиоактивных продуктов. В торий-урановом топливном цикле (или рециркулированном топливе) продукты распада нуклидов урана (232U и 233U), содержащиеся в урановой фракции торекс-процесса, могут излучать о- и бета-частицы, гамма-кванты и быстрые нейтроны [1,27,28].
С точки зрения пирофорности, радиоактивности и интенсивной радиации для осуществления дистанционной манипуляции, переработки и фабрикации смешанного торий-уранового или торий-плутониевого топлива необходима тяжелая защита, обеспечивающая радиационную безопасность и охрану здоровья персонала [29, 30].



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