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

Материал бланкета - 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

Для возвращения нейтронов утечки обратно в активную зону как в тепловых, так и быстрых реакторах используется отражатель. Для захвата покидающих активную зону нейтронов и наработки новых ядерных топлив применяется бланкет, который окружает активную зону в быстром реакторе-размножителе и в УТР. В быстром реакторе в роли бланкета выступают сырьевые материалы 238U или 232Th (см. гл. 3).
Бланкет быстрого бридерного реактора обычно состоит из торцевого и бокового бланкетов. Торцевой бланкет соединен с верхней и нижней секциями тепловыделяющих сборок (ТВС), в то время как боковой бланкет окружает ТВС по периферии активной зоны. На рис. 11.13 показаны участки верхнего и нижнего торцевых бланкетов, соединенные с топливной секцией типичных твэлов быстрого реактора-размножителя LMFBR. Для сравнения на рис. 11.14 изображены верхний и нижний торцевые отражатели в ТВС реактора HTGR. Бланкет выполняет две основные функции: захватывает покидающие активную зону нейтроны и производит большее количество делящихся ядер, чем было израсходовано в ходе ядерной реакции. Иными словами, основное назначение бланкета в ядерном реакторе — наработка большего количества ядерного топлива, чем было потреблено.
11.4.1. Коэффициент конверсии, коэффициент воспроизводства и время удвоения. В тепловом энергетическом реакторе коэффициент конверсии определяется как отношение числа образовавшихся делящихся ядер 239Pu к числу израсходованных 235U.

Рис. 11.13. Тепловыделяющая сборка быстрого реактора-размножителя LMFBR
сборка быстрого реактора-размножителя LMFBR
тепловыделяющая сборка HTGR с торцевыми отражателями
Рис. 11.14. Типичная тепловыделяющая сборка HTGR с торцевыми отражателями

В быстром реакторе-размножителе коэффициент воспроизводства (КВ) определяется аналогичным  образом*. Однако если в реакторе на тепловых нейтронах КВ всегда меньше 1 и обычно колеблется от 0,6 до 0,8, то в быстром реакторе КВ всегда больше 1 и находится между 1,2 и 1,8 в зависимости от используемых материалов топлива и бланкета и требуемого времени удвоения tp. Разность между КВ и единицей называется избыточным коэффициентом воспроизводства G, который связан с временем удвоения.

*В отечественной технической литературе применяют единый термин - коэффициент воспроизводства КВ как для тепловых, так и для быстрых реакторов - Прим. ред.

По определению избыточный коэффициент воспроизводства G описывается уравнением
G = КВ - 1.                                                                                (11.3)
Чем больше КВ, тем больше G быстрого реактора-размножителя. Время удвоения в самом простом виде определяется как время, требуемое реактору-размножителю для удвоения первоначальной топливной загрузки с учетом прохождения всего топливного цикла. Если М— первоначальная загрузка делящегося (или термоядерного) топлива, a W — количество израсходованного (или выгоревшего или термоядерного) топлива, то время удвоения tp можно выразить с использованием G:
*D( дни) = M/WG.                                                                                              (11.4)
При делении 1 г ядерного топлива 235U в сутки выделяется энергия Р (приблизительно 1 МВт; при синтезе 1 г дейтерия выделяется 4 МВт). Из W г использованного ядерного топлива только W/ (1 + а) г разделились, где а = oc/of — отношение сечения захвата нейтронов топливом к сечению деления топлива.
Таким образом, W = Р(1 + а) и из (11.4) находим время удвоения, Дни:
(11.5)
Из (11.5) видно, что для уменьшения времени удвоения (или ускорения наработки топлива) необходимо: 1) увеличить G (т.е. КВ); 2) увеличить удельный энергосъем с топлива (Р/М) быстрого реактора, что и было продемонстрировано на конструкции LMFBR.
С учетом конструкции активной зоны и бланкета быстрого реактора из (11.3) получаем общее выражение для избыточного КВ
(И.6)
где Ф - нейтронный поток; N— ядерная плотность топлива или сырьевого материала. Интегрирование проводится соответственно по всему объему топлива и сырьевого материала в реакторе; КВ, Си/д связаны с характеристиками материалов бланкета и ядерного топлива. Например, избыточный КВ карбидного топлива в быстром реакторе-размножителе обычно превосходит этот показатель для оксидного топлива.

  1. Ядерные топливные циклы и материалы бланкетов. Уран-233 и плутоний-239 — синтетические ядерные топлива — можно получить путем нейтронного облучения, в процессе которого происходит захват нейтронов и распад ядер сырьевых материалов бланкета 23 2Th и 233U. Уравнения ядерных реакций, описывающих не только образование изотопов и наработку новых топлив, но и топливные циклы энергетических реакторов, приведены выше [см. уравнения (3.1) и (3.2)]. Из этих ядерных реакций можно составить три топливных цикла: 1) уран-плутониевый топливный цикл; 2) топливный цикл с возвратом плутония в цикл; 3) уран-ториевый топливный цикл. Большинство энергетических реакторов на тепловых нейтронах, использующих в качестве топлива 235U, работают в уран-плутониевом топливном цикле, а большинство LMFBR, испоьзующих 239Pu в присутствии обогащенного 238U, - в топливном цикле с возвратом плутония в цикл.

В быстром реакторе-размножителе, работающем в топливном цикле с возвратом плутония в цикл, в качестве материала бланкета используются либо природный уран (содержащий 99,274% 235U), либо обедненный уран. Обедненный уран (содержащий около 100% 235U) обычно поступает с предприятий по переработке отработавшего топлива или с предприятий по обогащению топлива. На предприятиях по обогащению ядерного топлива 235U материал бланкета 38U является отходом процессов газовой диффузии и центрифугирования. Поэтому обедненный 238U, используемый в качестве материала бланкета быстрого реактора-размножителя, может стать крупномасштабным источником плутониевого топлива в будущем.
Что касается уран-ториевого топливного цикла, то в случае успешного решения вопросов, связанных с безопасностью и экономикой, использование в качестве материала бланкета природного 232Th также будет представлять большой интерес для развития ядерной энергетики.



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