Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Обращение с топливом - Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Оглавление
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей
Физические принципы воспроизводства
Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Программы исследования быстрых реакторов
Принципы конструирования
Механическая конструкция и система теплопередачи
Выбор материалов и параметров активной зоны
Экономический анализ
Обращение с топливом
Выгорание топлива
Уравнения выгорания
Время удвоения
Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Конструкции твэла и сборки
Перестройка топлива
Выделение газа из топлива и длина газовой полости
Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
Конструкция тепловыделяющей сборки
Другие сборки
Поведение совокупности сборок
Факторы перегрева
Материалы активной зоны
Топливо на основе урана
Топливо, содержащее торий
Общее сравнение топлива
Оболочка и чехол
Материалы оболочки
Теплоноситель
Совместимость с оболочкой
Сравнение различных теплоносителей
Органы управления
Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов
Регулирование параметров технологической схемы АЭС
Основное оборудование натриевых контуров
Натриевые насосы
Парогенераторы
Нейтронная защита
Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа
Система транспортировки тепловыделяющих сборок
Измерительные системы
Контроль герметичности оболочек твэлов, течей
Вспомогательные системы
Общие вопросы безопасности реакторов БН
Многоступенчатая защита как концепция безопасности
Развитие методов исследования аварийных режимов
Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
Контролируемые переходные процессы
ффективность системы аварийной защиты АЭС
Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах
Вопросы надежности
Надежность системы аварийного расхолаживания реактора
Распространение локальных повреждений твэлов
Переходные процессы в объеме активной зоны
Другие аварийные режимы
Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнения сохранения
Аварийные режимы с повышением мощности реактора
Разрушение твэлов
Прочие факторы
Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя
Нарушение герметичности трубопроводов
Переходная стадия
Переходная стадия - расчет
Разрушение активной зоны
Защитная оболочка
Процесс расширения топлива
Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
Взрыв паров
Деформация элементов конструкции реактора
Охлаждение реактора после аварии
Аварийная разгерметизация бака реактора
Натриевые пожары
Конструкции защитных оболочек и локализующих систем
Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением
Системы реактора
Конструкция активной зоны
Конструкция твэла
Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов
Контролируемые аварии
Неконтролируемые аварии
Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением
Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP
Ядерная энергетика и быстрые реакторы

Глава 7
ОБРАЩЕНИЕ С ТОПЛИВОМ

ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Обращение с топливом включает в себя этапы облучения и переработки. В связи с этим возникает перечень вопросов, являющихся предметом анализа топливного цикла: начальный состав топлива, частота перегрузки, изменение плотности энерговыделения по мере выгорания, изменение реактивности, наконец, цена топлива. Подобная информация необходима для выяснения требований эксплуатации и экономики БР.
Как известно, топливная составляющая стоимости атомной электроэнергии зависит от типа реактора. В реакторах типа БН в отличие от ЛВР она мало чувствительна к цене на U3O8. Поэтому можно ожидать, что с ростом цены на U3O8 топливная составляющая электроэнергии АЭС с реакторами БН будет ниже, чем с ЛВР. Благодаря расширенному воспроизводству в реакторах БН будет сжигаться такое топливо, как обедненный уран. Он накоплен в столь больших количествах, что его хватит на длительный период без дополнительной добычи урановой руды.
В данной главе описываются методы расчета нуклидного состава загружаемого и облученного топлива. Такие данные необходимы для определения стоимости топлива. Рассматриваются также методы расчета коэффициента воспроизводства и времени удвоения. Хотя параметры воспроизводства не требуются непосредственно для определения стоимости топлива, они являются удобными критериями сравнения различных концепций и проектов БР.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ЦИКЛА ОБЛУЧЕНИЯ

Возможны различные схемы загрузки и выгрузки топлива. Рассмотрим понятие равновесного цикла, связанного с циклом первой загрузки. Первоначально реактор загружается необлученным, или, как говорят, свежим, топливом. Его облучение в реакторе составляет цикл первой загрузки. После определенного периода облучения часть облученного топлива выгружается и заменяется более свежим. Через несколько лет таких перегрузок возникает композиция (нуклидный состав) равновесного топливного цикла. Равновесный цикл считается установившимся, если после очередной перегрузки композиция топлива в реакторе такая же, как и в начале предыдущего цикла облучения. Процесс перехода к равновесному циклу достаточно сложный и здесь не рассматривается. Вместо этого обратимся к анализу равновесного цикла как такового.
В процессе облучения топлива количество тяжелых нуклидов уменьшается из-за процесса деления, т. е. происходит выгорание топлива. Термин выгорание употребляется для описания меры произведенной энергии и одновременно доли топлива, претерпевшего деление (т. е. выгоревшего). Единицы выгорания определяются в § 7.3.
В данной главе термин топливный цикл будет иметь специфический смысл. Он будет относиться к процессу облучения, начинающемуся с пуска реактора после перегрузки. В более широком смысле этот термин используется для описания всех процессов обращения с топливом, начиная от добычи урановой руды и кончая изготовлением топлива, его облучением, переработкой и хранением (см. гл. 3). Длительность цикла, т. е. время между очередными перегрузками, будем называть перегрузочным интервалом.
Процесс подпитки ядерного реактора можно представить как непрерывный либо в форме частичной перегрузки, т. е. перегрузки долями (партиями). В последнем случае определенная партия облученного топлива периодически заменяется новой. Этот способ всегда используется в практике БР и ЛВР. Например, если при перегрузке обновляется 1/3 активной зоны, то полное обновление произойдет после трех частичных перегрузок, причем каждая партия топлива будет име!ъ свою собственную историю облучения. Обычно перегрузочный интервал в коммерческих быстрых реакторах-размножителях выбирается равным 1 году, что удобно для перерабатывающих предприятий. Однако для прототипов БР этот интервал делается, как правило, короче. Типичное время облучения топлива в реакторе БН в зонах с наибольшей плотностью энерговыделения — 2 года. Таким образом, загрузка реактора осуществляется двумя партиями.
Помимо выбора партии перегружаемого топлива предоставляется возможность выбора схемы частичной перегрузки, которая может быть рассеянной или зонной. В первой схеме обновление топлива производится каждый раз по всему пространству активной зоны. В другой схеме выгрузка облученных сборок производится только из одной области активной зоны, тогда как свежие сборки размещаются по всей активной зоне. Но для этого необходимо перед загрузкой свежих сборок провести необходимые перестановки облученных сборок в реакторе, с тем чтобы реализовать необходимый план загрузки. В ЛВР используют комбинацию обеих схем перегрузок, тогда как в реакторах БН обычно планируется схема рассеянной перегрузки. Последняя имеет тот недостаток, что облученная сборка с выгоревшим топливом и потому с пониженным энерговыделением оказывается рядом со свежей сборкой с повышенным энерговыделением. Следовательно, возникает неравномерность поля энерговыделения. Зато перегрузка занимает меньше времени, так как не требуется перестановки сборок по реактору.
Свежее топливо может поступать в быстрый реактор-размножитель после переработки топлива, облученного в ЛВР или другом БР. На первых стадиях двухкомпонентной ядерной энергетики (ЛВР плюс БР) может оказаться, что произведенный в ЛВР плутоний (или 233 U) экономически более выгодно использовать для подпитки БР, а не возвращать в цикл ЛВР. Далее мы увидим (§ 7.8), что за 1 год 12—15 тепловых реакторов вырабатывают количество плутония, достаточное для пуска одного быстрого реактора сравнимой электрической мощности. С внедрением коммерческих быстрых реакторов-размножителей можно ожидать, что в результате расширенного воспроизводства плутония будет реализовано их самообеспечение и развитие в соответствии с достигнутым временем удвоения или потребностями в электроэнергии. Можно предположить и такую ситуацию, когда быстрого реактора производят плутоний в количествах, превышающих их собственные нужды. Тогда этот сверхизбыточный плутоний можно использовать для пуска дополнительных ЛВР. Строительство последних, по-видимому, всегда будет дешевле. Следовательно, может оказаться экономически целесообразным продолжать эксплуатацию тепловых реакторов на топливе от
БР в течение длительного времени даже после того, как добыча природного урана станет слишком дорогой.
Легко представить себе равновесный топливный цикл БР, когда избыточное топливо из одного быстрого реактора идет на загрузку другого идентичного БР, так что образуются одинаковые циклы. Имеющиеся программы позволяют провести соответствующие расчеты такого цикла. Для этого используется итерационная процедура поиска равновесных нуклидных составов загружаемого и выгружаемого топлива. Данная задача неоднозначна, так как можно по-разному распорядиться плутонием, который накапливается в зонах воспроизводства. Его можно употребить для пуска новых реакторов либо перемешивать в неких пропорциях с плутонием из активной зоны для поддержания цикла. Множество логических возможностей усложняет расчетный алгоритм. Примерами используемых в США программ расчета циклов БР являются FUMBLE [1], REBUS [2], 2 DB [3] и 3 DB [4].
Мы ограничимся описанием сравнительно простой модели расчета топливного цикла. Предположим, нуклидный состав загружаемого топлива известен. Тогда можно развить методику расчета доли плутония, необходимой для работы реактора в течение перегрузочного интервала. Мы не будем рассматривать схему расчета накопления плутония в зонах воспроизводства, хотя ее нетрудно представить в рамках расчетного метода, дающего пространственное описание нейтронных потоков. Наша цель — показать основные звенья анализа топливного цикла и дать примеры приближенного расчета нуклидного состава облученною топлива. Простота модели облегчает понимание физического явления и дает возможность студентам выполнить соответствующие упражнения с помощью ЭВМ.
Остаются в стороне важные аспекты топливного цикла, касающиеся обращения с облученным топливом. После извлечения отработавших сборок из активной зоны и зоны воспроизводства необходимо выждать некоторое время, пока не спадет активность за счет распада короткоживущих нуклидов. С этой целью облученные сборки выдерживаются в баке реактора, после чего они перемещаются в хранилище (специальный бассейн) для дальнейшей выдержки перед отправкой на перерабатывающий завод. Время, затрачиваемое на хранение, транспортировку, переработку облученного топлива и изготовление свежего топлива, влияет на экономические характеристики и время удвоения. Неизбежные, хотя и малые, потери делящегося материала во внешнем топливном цикле (т. е. вне реактора) также влияют на время удвоения. Поэтому точный расчет количества делящегося материала, находящегося в обращении, оказывается затруднительным.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Режим системы охлаждения генераторов на теплофикационных энергоблоках 250 МВт »
электрические сети