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

Топливные материалы, участвующие в U-Pu-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

Несмотря на существование трех топливных циклов, большинство ядерных энергетических тепловых реакторов работают в уран-плутониевом ЯТЦ. Среди топливных и сырьевых материалов наиболее важными как для тепловых, так и быстрых реакторов-размножителей являются 235U, 238U и 239Pu. Среди тепловых энергетических реакторов ведущую позицию занимают легководные (PWR, BWR) реакторы. На рис. 13.18 показаны ежегодные потребности в топливных материалах (в виде руды, конвертированного, обогащенного и регенерированного топлива), необходимых для нормальной эксплуатации мощностью 1000 МВт (эл.) в U-Pu ЯТЦ.
Для обеспечения эксплуатации 1000 МВт (эл.) LWR на первой стадии ЯТЦ необходимо добыть 86000 т руды с высоким содержанием урана. После стадий измельчения, очистки и концентрирования выделяют товарный продукт U3Og в количестве 165 т (см. § 13.2).
Ежегодные потребности в топливных материала
Рис.  13.18. Ежегодные потребности в топливных материалах, необходимые для нормальной эксплуатации ЛВР мощностью 1000 МВт(эл.)

Пройдя стадию обогащения, количество урана сокращается до 53-55 т (в зависимости от требуемой степени обогащения) обогащенного UF6. Обогащенный UF6 затем переводится в металлический 235U или UO2 в количестве около 36 т, которые направляются на изготовление твэлов. После 1—2 лет эксплуатации в энергетическом реакторе отработавшие твэлы выгружают из реактора и помещают в охлаждающие бассейны, где происходит интенсивный распад продуктов деления, а затем направляют на радиохимический завод. На радиохимическом заводе происходит регенерация урана и плутония и выделение полезных радионуклидов. Регенерированный уран может быть использован в трех направлениях:

  1. если уран регенерирован по газофторидному методу, то полученный UF6 направляется в качестве питания на обогащение; 2) уран может проходить цепочку от UF6 через обогащение до изготовления твэлов; 3) уран может быть прямо направлен на изготовление твэлов, если он регенерирован по методу жидкостной экстракции. Регенерированный плутоний можно использовать в качестве топлива в быстром реакторе- размножителе типа LMFBR или в составе смешанного оксидного топлива в так называемом экспериментальном легководном реакторе-размножителе [5]. Высокоактивные радиоактивные отходы, составляющие около 5 т, отверждаются и вывозятся на захоронение [4].

Для реакторов с мощностью, отличной от 1000 МВт(эл.), потребность в 235U можно рассчитать из прямой пропорциональной зависимости: 1000МВт(эл.) —36 т 235U.



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