Большая техническая энциклопедия
1 2 3 4 6
C J W Z
А Б В Г Д Е Ж З И Й К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Э Ю Я
ТА ТВ ТЕ ТИ ТО ТР ТУ ТЩ ТЯ

Топливный цикл

 
Основные топливные циклы PWR и BWR почти идентичны и различаются только степенью обогащения и детальной разработкой тепловыделяющих элементов.
Простейшим топливным циклом является цикл с однократным сжиганием, когда загрузка топлива сжигается в реакторе только один раз, после чего топливо либо полностью удаляется из реактора, либо перерабатывается с отделением или без отделения делящегося вещества для возможного использования в другой загрузке.
Хотя топливный цикл термоядерной энергетики ясен, практическая задача создания термоядерной электростанции настолько сложна, что в 20 в.
Замыкание топливного цикла при использовании реакторов на тепловых нейтронах не решает проблемы принципиального улучшения эффективности использования топлива даже в случае жидкосолевых ториевых бридеров и конверторов с внешним источником нейтронов - по причине неудовлетворительного баланса нейтронов при делении ядерного топлива в тепловом спектре нейтронов.
Схема равновесного реактора с оборотом топлива. Значение топливных циклов этого типа состоит в увеличении степени эффективного использования ядерного топлива.
Параметры реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и тепловых реакторов2. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания.
Завершение топливного цикла также связано с рядом факторов, влияющих на окружающую среду, а именно транспортировкой и.
В равновесном топливном цикле 30 % активной зоны реактора занято МОХ-топливом. Накопленный опыт говорит о возможности замены МОХ-топливом и всей активной зоны. В этом случае содержание плутония должно быть повышено до 9 5 % масс. Ри. Высокое содержание плутония вызывает смещение спектра нейтронов в сторону более высоких энергий, что снижает эффективность работы регулирующих стержней и требует соответствующих мероприятий по ее повышению.
Оценка скорости сжигания МА ( Np, Am, Cm, выгружаемых из PWR для различных реакторов-выжигателей ( тепловые твердотвэльные и жидкосолевые при использовании различных источников нейтронов. U-235, Pu-239, внешний источник. В топливном цикле твердотвэльного реактора циркулирует намного больше топлива, чем в топливном цикле жидкотопливного реактора. Это связано как с ограниченной глубиной выгорания ( на каждый килограмм сгоревшего топлива будет выгружаться в 5 - 10 раз больше несгоревшего топлива), так и с большей длительностью внешнего топливного цикла. Следовательно, нейтронный баланс твердотопливного реактора хуже за счет большего количества естественных распадов актинидов ( особенно 241Ри) и увеличения потерь актинидов в топливном цикле, которые при прочих равных условиях пропорциональны количеству нуклидов в топливном цикле.
Важной характеристикой топливного цикла является энергонапряженность активной зоны. Увеличение энергонапряженности при постоянном ядерном соотношении рс / рм и продолжительности приводит к уменьшению количества ежегодно перерабатываемого ядерного топлива, а также размеров активной зоны и капитальных затрат, но повышает температуру ядерного топлива и затраты энергии на прокачку теплоносителя.
Ядерный топливный цикл ( источник. Stockholm Institute of Peace Research, 1975 - The Economist, 6 December 1975, London. Различные стадии топливного цикла тесно связаны между собой, дорогостоящи и имеют достоинства и недостатки, перекрывающие друг друга на соседних стадиях. На рис. 21 они представлены в виде блок-схемы процесса преобразования окиси урана в гексафторид урана UFe, обогащения его до получения повышенной концентрации делящихся изотопов, изготовления топливных стержней, переработки использованного топлива и размещения отходов. Заметное влияние на потребность в уране может оказать технологический процесс обогащения. В настоящее время большинство существующих реакторов использует уран, обогащенный в результате диффузии газов. При диффузии газов некоторое количество U2ss попадает в отходы, хвосты.

Регенерируемый в замкнутом топливном цикле уран при многократном использовании накапливает в заметных кол-вах изотопы 234U, 23eU ( балласт), снижающие ядерные характеристики топлива, и 232U, ухудшающий его радиац.
Количество различных трансурановых нуклидов [ т / ГВт ( э ] в равновесном замкнутом топливном цикле для. ТР - теплового реактора. БР - быстрого реактора. В случае замыкания топливного цикла по МА как в тепловых, так и в быстрых реакторах с твердотвэльной композицией и, соответственно, средней по всему топливному циклу плотностью потока нейтронов порядка 1014 н / см-с для ТР и 1015 н / см-с для БР, равновесные количества МА в топливном цикле будут примерно около 1 т / ГВтэл.
Капиталовложения в предприятия топливного цикла на 1 кет мощности АЭС, благодаря высокой теплотворной способности ядерного горючего, значительно меньше удельных капиталовложений в добычу угля и транспорт для тепловой энергетики.
БН развивать предприятия топливного цикла, достичь этого будет нелегко. С чисто экономической точки зрения стимулов может оказаться недостаточно, чтобы немедленно начать программу промышленного освоения. Если в какой-либо стране реакторы БН рассматриваются как желательный компонент долгосрочной энергетической перспективы, необходимо твердо проводить соответствующую национальную энергетическую политику для того, чтобы обеспечить их использование в будущем. Дополнительным средством для укрепления позиций ядерной энергетики в будущем могут стать усовершенствованные тепловые высокотемпературные газовые и тяжеловодные реакторы с использованием ториевого топливного цикла. Такая стратегия сохраняет возможности для непрерывного повышения эффективности топливного цикла с поэтапным вводов реакторных систем и предприятий топливного цикла и постепенным увеличением коэффициента использования ядерного горючего.
Российское ядерное топливо и топливные циклы для энергетических реакторов базируются на современных инженерно-физических принципах проектирования топлива и активных зон, предусматривающих, в частности, применение введенного в топливо выгорающего поглотителя ( гадолиния и эрбия), повышения глубины выгорания топлива.
На рис. 2.1 показан топливный цикл для реакторов с охлаждением обычной водой.
Для программы химико-технологического изучения топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах чехословацкими специалистами была разработана и изготовлена в полном комплексе установка Фрегат-2, которая была установлена в камерах НИИАР. Совместно с ИАЭ, НИИАР, ВНИ-ИНМ, ВНИПИЭТ, ИЯИ ( Фонтене-о - Роз, Франция), ИЯИ ( Ржеж, ЧССР) был разработан также проект радиохимического завода на основе газофторидной технологии для регенерации тепловыделяющих элементов реакторов БН-350 и Рапсодия на производительность 300 т / год. В него вошли аппаратур-но-технологические решения по процессу, прошедшие ранее апробацию на экспериментальном уровне.
Глубина выгорания ядерного топлива любого топливного цикла зависит от ядерной концентрации топлива и замедлителя, степени гетерогенности топлива в ячейке и энергонапряженности активной зоны. Для выбранного расположения топлива в расчетной ячейке и заданной энергонапряженности имеет место экстремальная зависимость глубины выгорания от изменения соотношения ядер рс / рм замедлителя и тяжелого металла. Значение соотношения рс / рм, при котором достигается максимум глубины выгорания и, следовательно, минимальное значение топливной составляющей стоимости электроэнергии, считают оптимальным. При использовании уранового топлива расположение топливной зоны в расчетной ячейке сильнее влияет на глубину выгорания, чем при уран-ториевом топливе в основном за счет большей вероятности резонансного поглощения нейтронов ядрами урана.
Проблему взаимоотношения затрат в топливном цикле можно попытаться разрешить, игнорируя ынешние завышенные цены на делящиеся материалы и определив их стоимость по действительным производственным затратам для определенного топливного цикла. На первый взгляд этот подход кажется нереалистичным, но в действительности он ближе всего подходит к тем условиям, когда ядерное топливо будет более доступно.
Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в электроядерных реакторах-размножителях.
Наиболее важные характеристики реактора - топливный цикл, относительная ядерная концентрация топлива и замедлителя, взаимное их расположение в ячейке и энергонапряжен - ЛЕЮСТЬ активной зоны.
В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообо-гащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы.
В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообогащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы.
Принципиальная схема цепи преобразования природных энергоресурсов в электроэнергию и теплоту.
Для АЭС капиталовложения в предприятия внешнего топливного цикла существенно ниже [2], так как удельный расход ядерного топлива на АЭС мал.
Предстоит освоение в широких масштабах топливных циклов U - Th и U - Ри, обеспечивающих превращение неделящихся изотопов тория и 238U ( из отвалов) в делящиеся изотопы урана и плутония в реакторах на быстрых нейтронах. Ведутся разработки так называемого электроядерного бридинга, где с помощью сильноточных ускорителей при бомбардировке специальных мишеней протонами или дейтронами высоких энергий генерируются нейтроны, облучающие топливные элементы из обедненного урана или тория, в которых осуществляется накопление делящихся нуклидов Ри и 233U и частичное их деление. Аналогичная задача может быть решена также с помощью гибридного ( синтез - деление) термоядерного реактора ( ГТЯР), работающего как мощный генератор нейтронов.
Реакторы деления неизбежно высокорадиоактивны, их топливный цикл радиационно опасен, и значительная часть радиоактивных отходов ( активностью - 1 ГКи в момент перегрузки топлива в реакторах тепловой мощностью 1 ГВт) требует глубинного захоронения на тысячи лет.
Исследования сферического реактора ( объем 800 л с плутониевыми топлипами.. металлическим, окисным и карбидным1.| Спектры нейтронов для различных комбинаций топливо-замедлитель. Общее количество топлива, вовлеченного в топливный цикл, включает топливные элементы, загруженные в реактор Мр, топливо, находящееся в стадии изготовления и регенерации отработавшего топлива.
Стоит отметить, что в рамках имеющегося топливного цикла ( окисное топливо и PUREX процесс для переработки облученного топлива) замкнуть топливный цикл по МА невозможно. И сейчас для сжигания актинидов, а именно, излишков Pu и МА предлагаются различные специальные реакторы-выжигатели. Эти реакторы необходимо рассматривать как часть системы ЯЭ, поскольку количество и состав МА, которые предстоит в них сжигать, определяются структурой, мощностью и историей ЯЭ.
По-видимому, для ТР имеет смысл замыкать топливный цикл по U и Ри.
Следует также отметить, что при замыкании топливного цикла по всем актинидам времена выхода на равновесные количества для различных нуклидов различны, и реакторам в течение длительного времени придется работать с изменяющимся нуклидным составом топлива, что весьма сложно для твердотопливных реакторов, конструкции которых существенным образом зависят от эффектов реактивности, которые в свою очередь определяются нуклидным составом топлива.
Предложенная США политика в отношении дальнейшего развития топливного цикла ядерной энергетики не встретила поддержки со стороны других индустриальных стран и подвергалась критике в самих США. Спустя 5 лет ( в 1982 г.) запрет на химическую переработку отработавшего топлива АЭС в США был отменен, но, как видно из табл. 5.2, и в 1995 г. ввод мощностей радиохимических заводов в США не предвидится.
Почти все действующие или строящиеся реактор ы используют уран-плутониевый топливный цикл и начальная загрузка состоит в основном из обогащенного урана, хотя существуют предложения по использованию уранового топлива, обогащенного плутонием.
Сравнительные характеристики некоторых технологий производства электроэнергии. Площадь земли включает постройки для электростанции и установок топливного цикла и не включает дороги длт подвоза тотива и линий электропередачи. Размеры ЭС приведены в соответствие с коэффициентами нагрузки, и годовое производство электроэнергии всеми типами ЭС принято, таким образом, одинаковым.
В табл. 3 делается попытка классифицировать основные типы топливных циклов.
Недостаточно глубоко еще осознается преимущество, которое развитие замкнутого топливного цикла дает для решения проблемы отработавшего ядерного горючего.
Напротив, реактор CANDU использует природный уран, имеет простой топливный цикл от добычи руды к захоронению топлива, который не включает обогащения и переработки.

Кроме того, сейчас трудно определить область использования каждого топливного цикла в связи с изложенными выше соображениями.
России отстает от потребности в этом экологически необходимом этапе топливного цикла. Как итог старые атомные блоки в неутилизированном состоянии хранятся под Екатеринбургом и Воронежем. Ждут своей очереди утилизации и 150 атомных подводных лодок, которые стоят у причалов Баренцева и Белого морей и на Камчатке. В местах хранения и захоронения РАО проводится постоянный дозиметрический контроль радиационной обстановки, который координируется МАГАТЭ.
Справочная энергосистема, 1979 год. Сравнительная оценка строится вокруг идеи справочной энергосистемы, которая описывает топливные циклы шаг за шагом: от добычи, через обработку, до сжигания и окончательного удаления отходов. Справочная энергосистема предоставляет общую, упрощенную структуру для определения потоков энергии и других данных, используемых для оценки риска.
Обеспечение химической переработки ядерного горючего является основным вопросом для создания топливных циклов и важной темой исследования в странах, заинтересованных в использовании атомной энергии.
Реакторы деления потребляют и производят расщепляющиеся материалы, а предприятия топливного цикла позволяют получать их в чистом виде, пригодном для изготовления ядерного оружия. Поэтому высказываются опасения, что атомная энергетика деления будет способствовать распространению ядерного оружия, тогда как создание его на основе только термоядерного топлива - задача несравненно более сложная.
За исключением Канады, где ядерная энергетическая программа базируется иа топливном цикле с использованием природного урана, увеличение ядерных мощностей во всех других странах практически полностью основано на легководных реакторах, использующих обогащенный уран. До 2000 г. ролью реакторов на быстрых нейтронах можно практически пренебречь.
Если отработавшее топливо не перерабатывается и делящиеся материалы не возвращаются в топливный цикл, то Я.
Различные уровни совокупной потребности в природном уране при варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с однократным использованием ядерного горючего ( а, разведанные запасы и ресурсы ( б. Этот эффект больше скажется в странах, которые раньше начнут развивать замкнутый топливный цикл. В некоторых странах часть хранилищ отработавшего топлива к 2020 г. может быть вообще ликвидирована.
 
Loading
на заглавную 10 самыхСловариО сайтеОбратная связь к началу страницы

© 2008 - 2014
словарь online
словарь
одноклассники
XHTML | CSS
Лицензиар ngpedia.ru
1.8.11