выгорание

В ядерной энергетики технологии выгорание (также известное как использование топлива ) является мерой того, сколько энергии извлекается из первичного источника ядерного топлива . Он измеряется как доля атомов топлива, подвергшихся делению, в %FIMA (делений на исходный атом металла). ^[1] или %FIFA (деление на начальный делящийся атом) ^[2] а также, предпочтительно, фактическую энергию, выделяемую на массу исходного топлива в гигаватт -днях/ метрическую тонну тяжелого металла (ГВт/тТМ) или аналогичных единицах.

Меры выгорания

Выражается в процентах: если 5% исходных атомов тяжелого металла подверглись делению, выгорание составляет 5%FIMA. Если бы эти 5% были суммой ²³⁵У тех, что были в топливе в начале, выгорание 100%ФИФА (т.к. ²³⁵U является делящимся веществом, а остальные 95% тяжелых металлов, таких как ²³⁸А ты нет). При работе реакторов этот процент трудно измерить, поэтому предпочтительнее альтернативное определение. Это можно рассчитать, умножив тепловую мощность установки на время работы и разделив на массу начальной загрузки топлива. Например, если тепловая установка мощностью 3000 МВт (что эквивалентно электрической мощности 1000 МВт с КПД 30%, что типично для американских LWR) использует 24 тонны ( обогащенного урана тУ) и работает на полной мощности в течение 1 года, среднее выгорание топливо составляет (3000 МВт·365 д)/24 метрических тонны = 45,63 ГВт-сут/т или 45 625 МВт-сут/тТМ (где ТМ означает тяжелый металл, то есть актиниды, такие как торий, уран, плутоний и т. д.).

Преобразование процентов в энергию/массу требует знания κ, тепловой энергии, выделяемой при каждом акте деления. Типичное значение составляет 193,7 МэВ ( 3,1 × 10 ⁻¹¹ Дж ) тепловой энергии на одно деление (см. Деление ядер ). При этом значении максимальное выгорание 100% FIMA, которое включает в себя деление не только делящегося содержимого, но и других делящихся нуклидов, эквивалентно примерно 909 ГВтсут/т. Инженеры-атомщики часто используют это, чтобы примерно оценить выгорание 10% как чуть менее 100 ГВт-сут/т.

Фактическим топливом может быть любой актинид, способный поддерживать цепную реакцию (то есть делящийся), включая уран, плутоний и более экзотические трансурановые виды топлива. Это содержание топлива часто называют тяжелым металлом, чтобы отличить его от других металлов, присутствующих в топливе, например, тех, которые используются для оболочки . Тяжелый металл обычно присутствует в виде металла или оксида, но возможны и другие соединения, такие как карбиды или другие соли.

История

Реакторы второго поколения обычно проектировались для достижения около 40 ГВт-сут/т урана. Благодаря новым топливным технологиям и, в частности, использованию ядерных поглотителей , эти же самые реакторы теперь способны достигать мощности до 60 ГВтсут/т урана. После того, как произошло такое большое количество делений, накопление продуктов деления отравляет цепную реакцию, и реактор необходимо остановить и дозаправить.

Ожидается, что некоторые более совершенные конструкции легководных реакторов позволят достичь более 90 ГВт-сут/т высокообогащенного топлива. ^[3]

Быстрые реакторы более невосприимчивы к отравлению продуктами деления и по своей сути могут достигать более высоких выгораний за один цикл. В 1985 году реактор EBR-II в Аргоннской национальной лаборатории работал на металлическом топливе с выгоранием до 19,9%, или чуть менее 200 ГВтсут/т. ^[4]

Модульный гелиевый реактор глубокого сжигания (DB-MHR) может достичь мощности 500 ГВт/т трансурановых элементов . ^[5]

На электростанции высокое выгорание топлива желательно для:

Сокращение времени простоя при дозаправке
Сокращение количества необходимых свежих ядерных топливных элементов и образующихся отработанных ядерных топливных элементов при производстве заданного количества энергии.
Снижение возможности переключения плутония из отработавшего топлива для использования в ядерном оружии.

Желательно также, чтобы выгорание было максимально равномерным как внутри отдельных твэлов, так и от одного элемента к другому в пределах топливного заряда. Для достижения этой цели в реакторах с онлайн-дозагрузкой топливные элементы можно перемещать во время работы. В реакторах без этой установки можно использовать точное позиционирование стержней управления для балансировки реактивности внутри активной зоны и перемещение оставшегося топлива во время остановов, при которых заменяется только часть топливной загрузки.

С другой стороны, есть признаки того, что увеличение выгорания выше 50 или 60 ГВт-сут/т урана приводит к серьезным инженерным проблемам. ^[6] и что это не обязательно приводит к экономическим выгодам. Топливо с более высоким выгоранием требует более высокого начального обогащения для поддержания реакционной способности. Поскольку количество единиц работы разделения (ЕРР) не является линейной функцией обогащения, достижение более высокого обогащения обходится дороже. Существуют также эксплуатационные аспекты топлива с высоким выгоранием. ^[7] которые связаны прежде всего с надежностью такого топлива. Основными проблемами, связанными с топливом с высоким выгоранием, являются:

Повышенное выгорание предъявляет дополнительные требования к оболочке твэла, которая должна выдерживать воздействие среды реактора в течение более длительного времени.
Более длительное пребывание в реакторе требует более высокой коррозионной стойкости.
Более высокое выгорание приводит к большему накоплению газообразных продуктов деления внутри твэла, что приводит к значительному увеличению внутреннего давления.
Более высокое выгорание приводит к усилению радиационного роста, что может привести к нежелательным изменениям геометрии активной зоны (дуга ТВС или дуги твэла). Дуга топливной сборки может привести к увеличению времени падения стержней управления из-за трения между стержнями управления и изогнутыми направляющими трубками.
Хотя топливо с высоким выгоранием дает меньший объем топлива для переработки, оно имеет более высокую удельную активность.

Требования к топливу

В прямоточных ядерных топливных циклах, которые в настоящее время используются во многих странах мира, отработанные топливные элементы утилизируются целиком как высокоактивные ядерные отходы, а оставшееся содержание урана и плутония теряется. Более высокое выгорание позволяет получить больше делящегося вещества. ²³⁵U и плутония, полученного из ²³⁸U будет утилизирован, что снизит потребность в уране в топливном цикле.

Напрасно тратить

В прямоточных ядерных топливных циклах более высокое выгорание уменьшает количество элементов, которые необходимо захоронить. Однако кратковременное тепловыделение, один из факторов, ограничивающих глубокие геологические хранилища , происходит преимущественно от среднеживущих продуктов деления , особенно ¹³⁷Cs (период полураспада 30,08 года) и ⁹⁰Sr (период полураспада 28,9 года). Поскольку в топливе с высоким выгоранием их пропорционально больше, тепло, выделяемое отработавшим топливом, примерно постоянно для данного количества вырабатываемой энергии.

Аналогичным образом, в топливных циклах с ядерной переработкой количество высокоактивных отходов на данное количество вырабатываемой энергии не связано тесно с выгоранием. Топливо высокого выгорания дает меньший объем топлива для переработки, но с более высокой удельной активностью .

Необработанное отработанное топливо нынешних легководных реакторов состоит на 5% из продуктов деления и на 95% из актинидов (большая часть из урана) и является опасно радиотоксичным, требующим особого хранения в течение 300 000 лет. Большинство долговременных радиотоксичных элементов являются трансурановыми и поэтому могут быть переработаны в качестве топлива. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Еще шесть процентов( ¹²⁹я и ⁹⁹Tc ) можно превратить в элементы с чрезвычайно коротким периодом полураспада ( ¹³⁰Я : 12,36 часов; ¹⁰⁰Тс : 15,46 секунды). ⁹³Zr , имеющий очень длительный период полураспада, составляет 5% продуктов деления, но может быть легирован с ураном и трансурановыми соединениями во время переработки топлива или использован в оболочке из циркаллоя , где его радиоактивность не имеет значения. Остальные 20% продуктов деления, или 1% непереработанного топлива, для которых наиболее долгоживущие изотопы являются ¹³⁷Cs и ⁹⁰Сэр , потребуется особая опека всего на 300 лет. ^[8] Таким образом, масса материала, нуждающегося в особом хранении, составляет 1% от массы непереработанного отработанного топлива. В случае ¹³⁷
Cs или ⁹⁰
Такое «специальное хранение» может также принимать форму использования для облучения пищевых продуктов или в качестве топлива в радиоизотопном термоэлектрическом генераторе . Поскольку как самородные элементы, стронций и цезий, так и их оксиды (химические формы, в которых они могут находиться в оксидном или металлическом топливе), при реакции с водой образуют растворимые гидроксиды, их можно относительно легко извлечь из отработанного топлива и осаждать в твердую форму для использование или утилизация на следующем этапе, если это необходимо. Если тритий не был удален из топлива на этапе, предшествующем водной экстракции, вода, используемая в этом процессе, будет загрязнена, что потребует дорогостоящего разделения изотопов или позволит тритию распасться до безопасного уровня, прежде чем вода сможет быть выброшена в биосферу. .

Распространение

Выгорание является одним из ключевых факторов, определяющих изотопный состав отработавшего ядерного топлива , другими являются его исходный состав и нейтронный спектр реактора. Очень низкое выгорание топлива необходимо для производства оружейного плутония для ядерного оружия , чтобы производить плутоний, который преимущественно ²³⁹Pu с минимально возможной долей ²⁴⁰Пу и ²⁴²Мог .

Плутоний и другие трансурановые изотопы производятся из урана путем поглощения нейтронов во время работы реактора. Хотя в принципе возможно удалить плутоний из отработанного топлива и направить его на использование в оружии, на практике этому препятствуют огромные препятствия. Во-первых, необходимо удалить продукты деления. Во-вторых, плутоний необходимо отделить от других актинидов. В-третьих, делящиеся изотопы плутония необходимо отделить от неделящихся изотопов, что сложнее, чем разделение делящихся изотопов урана от неделящихся, не в последнюю очередь потому, что разница масс составляет одну атомную единицу вместо трех. Все процессы требуют работы на сильно радиоактивных материалах. Поскольку существует множество более простых способов изготовления ядерного оружия, никто не создавал оружие из использованного топлива гражданских электроэнергетических реакторов, и вполне вероятно, что никто никогда этого не сделает. Кроме того, большая часть плутония, производимого во время эксплуатации, расщепляется. В той степени, в которой топливо перерабатывается на месте, как это предлагается для Интегральный быстрый реактор , возможности для отвлечения внимания еще больше ограничены. Поэтому производство плутония при эксплуатации гражданских электроэнергетических реакторов не является серьезной проблемой.

Расходы

В одной из тезисов аспиранта Массачусетского технологического института в 2003 году делается вывод, что «стоимость топливного цикла, связанная с уровнем выгорания 100 ГВт/тТМ, выше, чем при выгорании 50 ГВт/тТМ. Кроме того, потребуются затраты на разработку топлива, способного поддерживать такие высокие уровни облучения. В нынешних условиях преимущества высокого выгорания (более низкие темпы выбросов отработавшего топлива и плутония, деградированные изотопы плутония) не вознаграждаются, следовательно, у операторов атомных электростанций нет стимула инвестировать в топливо с высоким выгоранием». ^[9]

Исследование, спонсируемое программами Университета ядерной энергетики, изучало экономическую и техническую осуществимость в долгосрочной перспективе более высокого выгорания. ^[10]

Ссылки

^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 августа 2009 г. Проверено 12 апреля 2009 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )
^ Рапсает X, Дамиан Ф, Ленейн Р, Лекомт М (2001). «Параметрическое исследование, связанное с топливным циклом, с учетом долгоживущего производства актинидов, остаточного тепла и характеристик топливного цикла (№ IAEA-TECDOC--1210)» . www.osti.gov . Проверено 15 ноября 2020 г.
^ «Перспективные ядерные энергетические реакторы» . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация . Июль 2008 г. Архивировано из оригинала 15 июня 2010 г. Проверено 2 августа 2008 г.
^ LC Уолтерс (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1–2). Эльзевир: 39–48. Бибкод : 1999JNuM..270...39W . дои : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 .
^ «Малые атомные энергетические реакторы» . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация. Июль 2008 г. Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 г. Проверено 2 августа 2008 г.
^ Этьен Пэрент. Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века , Массачусетский технологический институт, 2003.
^ «Выгорание топлива – определение и расчеты» . www.nuclear-power.net . Проверено 19 сентября 2017 г.
^ Янне Валлениус (2007). «Повторное использование долгоживущих отходов и замкнутый топливный цикл возможны в новых типах реакторов» (PDF) . Ядро. стр. 15. Архивировано из оригинала (PDF) 19 мая 2014 г.
^ Этьен Пэрент (2003). «Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века» (PDF) . Массачусетский технологический институт. п. 81. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 г.
^ Эхуд Гринспен; и др. (2012). «Максимальное использование топлива в реакторах на быстрых нейтронах без химической переработки» (PDF) . Калифорнийский университет в Беркли.

Внешние ссылки

Основные требования к топливу с высоким выгоранием в LWR

[1] «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 августа 2009 г. Проверено 12 апреля 2009 г. {{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )

[Raepsaet2001-2] Рапсает X, Дамиан Ф, Ленейн Р, Лекомт М (2001). «Параметрическое исследование, связанное с топливным циклом, с учетом долгоживущего производства актинидов, остаточного тепла и характеристик топливного цикла (№ IAEA-TECDOC--1210)» . www.osti.gov . Проверено 15 ноября 2020 г.

[3] «Перспективные ядерные энергетические реакторы» . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация . Июль 2008 г. Архивировано из оригинала 15 июня 2010 г. Проверено 2 августа 2008 г.

[4] LC Уолтерс (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1–2). Эльзевир: 39–48. Бибкод : 1999JNuM..270...39W . дои : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 .

[5] «Малые атомные энергетические реакторы» . Информационные документы . Всемирная ядерная ассоциация. Июль 2008 г. Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 г. Проверено 2 августа 2008 г.

[6] Этьен Пэрент. Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века , Массачусетский технологический институт, 2003.

[7] «Выгорание топлива – определение и расчеты» . www.nuclear-power.net . Проверено 19 сентября 2017 г.

[8] Янне Валлениус (2007). «Повторное использование долгоживущих отходов и замкнутый топливный цикл возможны в новых типах реакторов» (PDF) . Ядро. стр. 15. Архивировано из оригинала (PDF) 19 мая 2014 г.

[9] Этьен Пэрент (2003). «Ядерные топливные циклы для развертывания в середине века» (PDF) . Массачусетский технологический институт. п. 81. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 г.

[10] Эхуд Гринспен; и др. (2012). «Максимальное использование топлива в реакторах на быстрых нейтронах без химической переработки» (PDF) . Калифорнийский университет в Беркли.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]