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

Топливо, содержащее торий - 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

Как отмечалось в гл. 1, в реакторах-размножителях (быстрых или тепловых) может быть осуществлен ториевый цикл: Тh—238U, однако его характеристики воспроизводства оказываются не очень хорошими. Тем не менее возможностям использования тория в быстрых реакторах уделялось достаточно много внимания [10].
По сравнению с ураном металлический торий отличается лучшей теплопроводностью и меньшим тепловым расширением. Благодаря этому тепловые напряжения твэлов снижаются. Кроме того, торий характеризуется меньшим эффектом обратной температурной связи, обусловленной тепловым расширением, и меньшей плотностью, чем уран.
Наиболее существенным отличием тория от урана является его изотропная кристаллическая структура (гранецентрированная кубическая решетка). По этой причине изменение размеров в условиях термоциклов и облучения оказывается не столь большим, как в металлическом уране в анизотропной фазе. Радиационное распухание у тория меньше, и он более пластичен. Температура плавления у него более высокая (1700 oС). Последнее свойство затрудняет процессы плавки и литья при изготовлении. После отливки в металлическом тории образуются крупные зерна. При холодной деформации он легко растрескивается. В то же время в горячем состоянии он легко прокатывается без промежуточного отжига до толщины около 0,025 мм. В целом металлический торий более прост в обращении, чем металлический уран.

Оксиды

Чтобы торий использовать в качестве топлива, его необходимо смешать с ураном. В случае оксидного топлива удается получить необходимую смесь в одинаковом фазовом состоянии (т. е. с идентичной кристаллической структурой). Оксидное топливо можно изготовить, применяя операции уплотнения и высокотемпературного распределения пористости в атмосфере воздуха. Однако последнюю операцию лучше проводить в атмосфере водорода во избежание образования кислородного избытка.
В ThO2 наблюдается образование столбчатых зерен и соответствующих им двояковыпуклых пор, также как в UO2. Однако давление паров ThO2 меньше, поэтому рост зерен начинается при более высоких температурах (примерно на 350 °С). Рост равноосных зерен в Th02 и U02 происходит одинаково. Картина теплового растрескивания также одинакова. Теплопроводность чистого ториевого оксида примерно на 10 % выше, чем чистого уранового.
Имеющиеся данные по облучению Th02—UO2 топлива свидетельствуют о малом эффекте распухания. Его можно использовать в быстрых реакторах, по-видимому, аналогично UO2—PuO2. Однако для окончательных заключений нужны дополнительные исследования.

Карбиды

Карбид тория ThC характеризуется гранецентрированной решеткой, имеет плотность 10,65 г/см3 и температуру плавления 2625 °С. Положительным качеством ThC является возможность изменять массовое содержание углерода от 3,8 до 4,9 % без изменения кристаллической структуры. Этим он сильно отличается от UC. Информации о поведении смеси ThC—UC в настоящее время недостаточно.

Металл

Металлическое топливо из тория и урана изготовляется достаточно просто Однако следует иметь в виду, что доля урана не должна превышать определенную величину. В противном случае возникает проблема стабильности размеров. Можно допустить содержание примерно 1 % урана в твердом растворе U—Th при температурах до 1000 °С. При более высоком содержании урана последний начинает концентрироваться преимущественно на границах зерен. При содержании урана до 20 % его можно рассматривать как дисперсную примесь в гранецентрированной кристаллической решетке тория, и лишь при более высоком содержании урана может образовываться металлическая уран-ториевая смесь с однородной структурой.
Характеристики растворимости урана в тории и стабильности размеров топливного материала оказываются взаимосвязанными. Стабильность улучшается при снижении содержания урана. Этот вывод был поддержан результатами ранних внутриреакторных испытаний [11]. Были получены следующие факты:

  1. большая часть продуктов деления высаживается в металлическом тории, а не в уране;
  2. мелкодисперсная примесь урана способствует захвату газообразных продуктов деления порами;
  3. из-за более высокой температуры плавления тория скорость газовой диффузии в нем меньше, чем в уране (т. е. эффект распухания за счет накопления газа меньше). Степень удержания газообразных продуктов деления в Th—U топливе велика до тех пор, пока в нем не образуются значительные трещины.


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