Основные понятия 3 Глава Химический состав ядерного топлива 4 - davaiknam.ru o_O
Главная
Поиск по ключевым словам:
страница 1
Похожие работы
Название работы Кол-во страниц Размер
Технологии регенерации отработавшего ядерного топлива, утилизации... 1 44.37kb.
Содержание учебной дисциплины 1 186.99kb.
Оценка состояния отработавшего ядерного топлива при длительном хранении 1 21.36kb.
Состав воздуха 1 55.62kb.
Краткий обзор новых патентов на оборудование для транспортировки... 1 109.12kb.
Строение и химический состав клетки 1 179.5kb.
В оглавление ведение 6 Глава I. Систематизация разработок, сделанных... 6 429.61kb.
"Химический состав и строение клетки" 1 62.47kb.
Урок №7 «Клетка, строение, химический состав» Задачи 1 43.43kb.
Новые технологии получения энергии без использования органического... 1 101.95kb.
Определение количества воздуха, необходимого для горения топлива 1 29.24kb.
Задачи, стоящие перед реакторами размножителями и причины необходимости... 7 597.46kb.
Направления изучения представлений о справедливости 1 202.17kb.

Основные понятия 3 Глава Химический состав ядерного топлива 4 - страница №1/1

Оглавление


Оглавление 1

Введение 2

Глава 1. Основные понятия 3

Глава 2. Химический состав ядерного топлива 4

2.1 Металлический 4

2.2 Оксидный 5

2.3 Карбидный 5

2.4 Нитридный 5

2.5 Смешанный 5

Глава 3. Процесс воспроизводства ядерного горючего 6

Глава 4. Реактор-размножитель  8

4.1 Принцип работы 8

4.2 Топливный цикл 13

Глава 5. Теоретические аспекты применения 15

5.1 ТВЭЛы и ТВС 15

5.2 Особенности 15

Глава 6. Практическое применение 19

Глава 7. Реакторы 22

7.1 Исторический аспект 22

7.2 Современность 22

7.2.1 С ртутным теплоносителем 23

7.2.2 С натриевым теплоносителем 23

7.2.3. БАЭС 25

Глава 8. В России 27

Глава 9. Перспективы развития 29

9.1 С натриевым теплоносителем 29

9.2 С жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем: 30

9.3 Серия реакторов для атомных подводных лодок 34

9.4 С газовым теплоносителем: 35

Заключение 36

Список источников 37



Введение


В последние годы во всех регионах мира многие страны начинают проявлять или вновь проявляют интерес к ядерной энергетике. В контексте растущего спроса на энергию для обеспечения экономического роста и развития, проблем, связанных с изменением климата, и нестабильности цен на органическое топливо, а также улучшения показателей безопасности и работы всё больше стран выражают заинтересованность в развитии ядерной энергетики, рассматривают такую возможность либо разрабатывают конкретные планы. А в связи с недавними трагическими событиями в Японии и всемирной обеспокоенностью возможными последствиями на японских атомных станциях, в разы возрастает актуальность и острота данной темы, в том числе, и одного из наиболее важных базовых её вопросов – воспроизводство ядерного горючего.

Глава 1. Основные понятия


Горючее - вещество, служащее источником энергии при сжигании в двигательных, котельных и других энергетических установках. Различают химическое горючее (топливо) и ядерное горючее.

Ядерное горючее (топливо) в свою очередь делится на 2 вида:

Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;

Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

Воспроизводство ядерного топлива(горючего) - образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива — 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра т. н. сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при «горении» первичного ядерного топлива 235U. Осуществляется в реакторах-размножителях (бридерах).

Реактор-размножитель  — ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора.


Глава 2. Химический состав ядерного топлива

2.1 Металлический


В качестве первых тепловыделяющих элементов были применены стержни из урана (естественный уран или обогащенный уран). Металлическое ядерное топливо (уран, плутоний и их сплавы) и в настоящее время не теряет своего значения из-за его пригодности для использования в газографитовых реакторах, реакторах на быстрых нейтронах и в транспортных энергетических реакторах. Порошок урана (температура плавления 1130°С) получают электролизом фторидных расплавов, кальцие- или магниетермическим восстановлением триоксида или диоксида урана и другими методами. Порошок плутония может быть получен измельчением плавленого металла (температура плавления плутония 640 °С), например по методу гидрирование – дегидрирование (насыщение компактного плутония водородом при 150 °С и разложение  при температуре > 420 °С в высоком вакууме).

Добавляя к исходным соединениям или порошкам урана или плутония порошки легирующих элементов (кремния, железа, алюминия, молибдена, хрома, серебра, тантала, тория, вольфрама, ниобия, титана, циркония и др.) или их соединений, получают порошки соответствующих сплавов либо обеспечивают сплавообразование в процессе горячего прессования или спекании заготовок.

Прессование порошков металлического ядерного горючего затруднено по ряду причин: из-за малого размера частиц, загрязненности примесями, появления хрупких фаз в процессе сплавообразования и др. Поэтому необходимо применять смазки (например, камфору) при холодном прессовании в металлических пресс-формах, горячее прессование в вакууме или защитной атмосфере при 600 – 780 °С (уран и его сплавы) или 400 °С (плутоний и его сплавы) при давлении 150-500 МПа и выдержке 1-15 мин, спекание свободно насыпанного порошка.

Хотя достижение теоретической плотности металла или его сплава указанными выше приемами не обеспечивается свойства ТВЭЛов все же оказываются не хуже, а зачастую и лучше, чем свойства сердечников из литых материалов. Это объясняется как отсутствием у них текстуры, ухудшающей стабильность размеров изделий (в литых материалах при плавке и последующей кристаллизации зерна ориентируются определенным образом), так и удалением газообразных продуктов облучения через поры сердечника, полученного из порошка.


2.2 Оксидный


Например, UO2. Урановое оксидное топливо — ядерное топливо, состоящее из спеченных при высоком давлении и температуре таблеток диоксида урана с обогащением 2—4 % по изотопу урана-235. Используется в качестве ядерного топлива легководных реакторов.

2.3 Карбидный


Например, PuC1-x.

2.4 Нитридный


Твёрдое топливо.

2.5 Смешанный


PuO2 + UO2. Ядерное топливо, состоящее из двух или более делимых нуклидов.

Глава 3. Процесс воспроизводства ядерного горючего


Ядерное горючее - делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. К ядерному горючему относятся такие нуклиды, которые при взаимодействии с нейтронами делятся с испусканием не менее двух нейтронов и, кроме того, обладают ядерно-физическими свойствами, обеспечивающими создание критической массы в реальных геометрическими размерах активной зоны реактора. Требованиям удовлетворяют четно-нечётные ядра актиноидов (с чётным числом протонов и нечётным числом нейтронов), в т. ч. природный изотоп 235U, искусственные изотопы 233U, 239Pu, 241Pu, 243Рu, которые делятся во всём спектре энергий нейтронов, начиная с тепловых, и способны создавать цепные реакции деления. Четно-чётные ядра актиноидов (природные изотопы 238U, 232 Th, искусственные изотопы 232U, 234U, 236U, 240Pu, 242Pu и др.) могут делиться только на нейтронах с энергией 1 МэВ и более. Используя эти изотопы, невозможно создать цепную реакцию вследствие низких вероятности деления и среднего выхода нейтронов. Однако в процессе нейтронного захвата эти ядра способны превращаться в делящиеся изотопы. Таким образом, открывается реальная возможность воспроизводства Я. Г. и возвращения его в топливный цикл (замкнутый топливный цикл).

Наибольшее значение для воспроизводства Я. г. имеют природные изотопы 238U и 232Th, которые при поглощении нейтронов образуют несуществующие в природе изотопы 239Рu и 233U (оборотное Я.Г.). Природный уран в основном состоит из 238U и лишь на 0,714 % по массе из изотопа 235 U. Природный торий состоит практически полностью из 232Th. Как исходный материал для воспроизводства Я. г. изотопы 238U и 232Th получили назв. "топливного сырья".

При делении ядер актиноидов выделяется энергия 200 МэВ на один акт деления. Эта энергия распределяется между разлетающимися осколками ядра и возникающими частицами. Ок. 90% энергии (кинетическая энергия осколков и частиц) превращается в тепловую. В результате деления 1 г235U выделяется 1 МВт энергии. Энергетический эквивалент 1 г плутония соответствует 1 т нефти.

Глава 4. Реактор-размножитель 

4.1 Принцип работы


Основная характеристика — коэффициент воспроизводства (КВ). Различают реактор на тепловых нейтронах и на быстрых нейтрона.

Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах и возможна на медленных (тепловых).



Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне. Всего два вещества-замедлителя позволяют достичь самоподдерживающейся реакции на необогащённом уране: графит и тяжёлая вода D2O. При этом графит не должен содержать примеси бора более 4 миллионных долей, а тяжёлая вода - не более 1% лёгкой, обычной воды.

Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %.

В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Циклы воспроизводства основаны на двух группах ядерных реакций. В ураново-плутониевом цикле неделящееся медленными нейтронами ядро 238U превращается в делящееся ядро 239Pu:

Р.-р. характеризуется коэффициентом воспроизводства Кв — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения Kв>1 необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром 239Pu приходилось больше двух рождающихся нейтронов (n>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкционных материалах и продуктах деления необходимо n>2,2—2,3. Когда ядро 239Pu поглощает медленный нейтрон, возникает n=2,0 нейтрона; если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), n=2,7 нейтрона. Ядра 238U делятся нейтронами с энергией ?>1,5 МэВ; возникшие при этом нейтроны (n=2,5) вносят дополнит. вклад в Кв. Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом: Кв=1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в качестве горючего 239U, но в будущем в них будет сжигаться смесь 238U и 239Pu.

В ториевом цикле ядро неделящегося 232Th, захватывая нейтрон, превращается в итоге в делящееся ядро 233U:

Для Р.-р. на тепловых нейтронах и ториево-урановом цикле Kв=1,0 —1,1. Для получения необходимого кол-ва 233U реактор должен начать работу на 235U или 239Pu.

В Р.-р. активная зона окружена слоем из воспроизводящего вещества, наз. зоной воспроизводства. Через реактор прокачивается жидкий Na, который практически не замедляет быстрых нейтронов, но хорошо отводит тепло. Проектируемые Р.-р. с гелиевым теплоносителем будут обладать наивысшими Кв. Мощность Р.-р. может регулироваться перемещением стержней с 238U.

Если ядерные реакторы на тепловых нейтронах могут «сжечь» 0,5—1% урана, то использование Р.-р. увеличивает это число в десятки раз. Тем самым создаётся более надёжная сырьевая база для развития ядерной энергетики.

Особенностью Р.-р. является трёхконтурная схема: Na первичного контура передаёт тепло из реактора в теплообменнике натрию второго контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, которая превращается в пар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания воды в активную зону, что может вызвать нежелат. изменение реактивности. Исключается также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура) с последующим выходом радиоактивности наружу.

Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой и интегральный. В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интегральном варианте все элементы первичного контура (насосы, теплообменники, трубопроводы и сам реактор) помещаются в бак, заполненный Na, который также участвует в циркуляции по первичному контуру.

Первый отечественный промышленный Р.-р. БН-350 (АЭС в г. Шевченко) двухцелевого назначения (энергетика и опреснение морской воды) тепловой мощностью 750 МВт выполнен в петлевом варианте; реактор БН-600 (Свердловская обл.) электрич. мощностью 600 МВт имеет интегральную компоновку. Промышленный Р.-р. работают также во Франции и Великобритании.


4.2 Топливный цикл


Глубина выгорания топлива (отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены неск. факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате корроз. воздействия на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации ТВС при длит. воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. ва-кансионное распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных осколков.

Достигнутая средняя глубина выгорания в БН-600 порядка 4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота топлива (топливного цик-ла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива (в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения) до уровня, при к-ром не возникает особых затруднений при регенерации. Время выдержки 3 лет.

Регенерация состоит из хим. переработки, при к-рой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварит. выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанц. производства в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно из-за токсичности Рu, заметной g-активности 241 Рu и др. высших изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего направляется в новые Р. -р.

Глава 5. Теоретические аспекты применения


Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

5.1 ТВЭЛы и ТВС


Тепловыделяяющий элемент (ТВЭЛ) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В ТВЭЛах происходит деление тяжелых ядер 235U, 239Pu или 233U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. ТВЭЛы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип ТВЭЛа определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. ТВЭЛ должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.


5.2 Особенности


Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза.

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO2. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4×103 кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием.



Торий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин: запасы урана достаточно велики; извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений; образование 232U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра 212Bi, 208Tl, затрудняющие производство ТВЭЛов; переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором.

Глава 6. Практическое применение


На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

Глава 7. Реакторы

7.1 Исторический аспект


Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. В 1949 году введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран.

7.2 Современность


В настоящее время известны реакторы следующих видов.

7.2.1 С ртутным теплоносителем


Россия/СССР (БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956)

7.2.2 С натриевым теплоносителем


Россия/СССР

БР-5 ФЭИ, г.Обнинск, 1959—2002

БОР-60 НИИАР, г.Димитровград, действует с 1968 года.

БН-350 Мангистауский Атомно-Энергетический Комбинат, Казахстан, г.Шевченко, 1973—1999

БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 года.

ИБР-2, исследовательский реактор в ОИЯИ, г.Дубна. Это быстрый импульсный реактор периодического действия. Его главное отличие от других реакторов состоит в механической модуляции реактивности с помощью подвижного отражателя (ПО). Подвижный отражатель является сложной механической системой, обеспечивающей надежную работу двух частей, определяющих модуляцию реактивности: основной подвижный отражатель (ОПО) и дополнительный подвижный отражатель (ДПО).

США

EBR I (англ. Experimental Breeder Reactor I);

EBR II (англ. Experimental Breeder Reactor II);

Fermi (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station);

FFTF (англ. Fast Flux Test Facility);

SEFOR (англ. SEFOR);

Великобритания

Dounreay Fast Reactor

Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994

Франция

Rapsodie (фр. Rapsodie);

Phénix (фр. Phénix) в эксплуатации 1973—2009

Superphénix (фр. Superphénix) имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997

Германия

SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.

Япония

Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995, вновь действует с 6 мая 2010. Однако в августе 2010 года при работах по перегрузке топлива в корпус реактора сорвался узел системы перегрузки топлива — 12-метровая металлическая труба весом 3,3 тонны, которая «утонула» в натрии. Почти сразу было объявлено, что продолжение наладочных работ, а соответственно и пуск, откладывается на 1-1,5 года. В настоящее время ликвидация неполадки затягивается, японские инженеры находятся в стадии поиска решений сложной и нетривиальной технической задачи — натрий крайне пожароопасен, поэтому вскрывать крышку нельзя. Для извлечения трубы требуется полностью демонтировать всё оборудование, установленное на крышке реактора и создать специальное подъёмное устройство.


7.2.3. БАЭС


Белоярская атомная электростанция им. И. В. Курчатова - российская атомная электрическая станция, расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской), единственная в России АЭС с разными типами реакторов на одной площадке.

На станции были сооружены три энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и один с реактором на быстрых нейтронах. В настоящее время единственным действующим энергоблоком является. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Первые два энергоблока с водографитовыми канальными реакторами АМБ-100 и АМБ-200 функционировали в 1964—1981 и 1967—1989 годах и были остановлены в связи с выработкой ресурса. Топливо из реакторов выгружено и находится на длительном хранении в специальных бассейнах выдержки, расположенных в одном здании с реакторами. Все технологические системы, работа которых не требуется по условиям безопасности, остановлены. В работе находятся только вентиляционные системы для поддержания температурного режима в помещениях и система радиационного контроля, работа которых обеспечивается круглосуточно квалифицированным персоналом.

Новый 4-й энергоблок с реактором БН-800 мощностью 880 МВт находится в стадии строительства (работы ведутся под руководством ОКБМ им. И. И. Африкантова). Согласно Федеральной целевой программе развития атомной энергетики, ввод энергоблока в эксплуатацию запланирован на 2012 г. Сметная стоимость блока — $1,2 млрд. Для охлаждения реакторов Белоярской АЭС было создано Белоярское водохранилище.

Является филиалом концерна «Росэнергоатом». 100% акций принадлежит ОАО "Атомэнергопром", которое в свою очередь принадлежит ГК "Росатом".

Глава 8. В России


Особое внимание следует обратить на компанию ОАО «ТВЭЛ». Это один из мировых лидеров по производству свежего ядерного топлива. ТВЭЛ производит тепловыделяющие сборки для водо-водяных реакторов (российского дизайна — ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и западного дизайна — PWR, BWR), уран-графитовых реакторов (РБМК-1000, РБМК-1500, ЭГП-6), реакторов на быстрых нейтронах (БН-600), исследовательских и судовых реакторов. На топливе, произведенном компанией «ТВЭЛ», сегодня работает каждый шестой реактор в мире.

Компания «ТВЭЛ» была образована в 1996 году. Она объединила в единый холдинг все предприятия, производящие топливные сборки и их компоненты. В состав компании входят такие известные заводы, как ОАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь, Московская область), ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» (г. Новосибирск, Новосибирская область), ОАО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Удмуртская Республика), ОАО «Московский завод полиметаллов» (г. Москва). История этих предприятий исчисляется десятилетиями: серийное производство тепловыделяющих сборок для реакторов ВВЭР-440 началось в 1963 году, для реакторов ВВЭР-1000 — в 1978 году. 100 % акций компании принадлежит ОАО «Атомэнергопром».

Компания «ТВЭЛ» является монопольным поставщиком ядерного топлива на все российские АЭС, а также на все транспортные, промышленные и исследовательские реакторы в нашей стране. Вместе с тем продукция компании «ТВЭЛ» широко известна и за рубежом — топливо от российского производителя поставляется на 76 атомных реакторов в 14 стран мира, география которых постоянно расширяется. Так, ТВЭЛ является единственным поставщиком свежего ядерного топлива для АЭС Болгарии, Венгрии, Украины и Словакии, а также поставляет его во все страны Европы, где были построены АЭС, работающие на реакторах российского дизайна. Сегодня компания «ТВЭЛ» выходит на мировой рынок с новым видом топливных сборок, предназначенных для обслуживания АЭС западного дизайна. Ежегодный объем экспорта компании превышает $1 млрд.

Помимо готовых тепловыделяющих сборок, компания «ТВЭЛ» экспортирует также компоненты ядерного топлива — например, топливные таблетки. Кроме того, ТВЭЛ ведет работу по созданию принципиально нового вида смешанного уран-плутониевого топлива (так называемого «МОКС-топлива»), которое позволило бы значительно упростить проблему обеспечения атомной отрасли сырьем и существенно снизило бы количество отходов в атомной отрасли.


Глава 9. Перспективы развития

9.1 С натриевым теплоносителем


Россия

БН-800 Белоярская АЭС, строится, ввод в строй 4-го энергоблока с реактором БН-800 намечен на 2012 год[8].

БН-К (проект).

Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея).



Япония

В Японии возлагают особые надежды на реакторы на быстрых нейтронах, связывая их с планами налаживания выпуска собственного ураново-плутониевого МОКС-топлива и реализацией программы полного топливного ядерного цикла. Сейчас МОКС-смесь приобретается в Европе. К 2050 г намечено заменить все 53 блока японских АЭС на реакторы типа «Мондзю». Япония выступает в поддержку замыкания ядерного топливного цикла на быстрых реакторах. В 2025 году страна планирует завершить создание второго демонстрационного реактора этого типа.



Индия

Реактор PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.) строится в Калпаккаме (Индия), пуск намечен на март 2012 года[9]. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.


9.2 С жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем:


Россия

СВБР — Свинцово-висмутовый быстрый реактор.

Росатом и «En+ Group» объявили о запуске совместного амбициозного проекта, предполагающего сооружение свинцово-висмутого быстрого реактора мощностью 100 МВт. Пилотную установку планируется построить к 2019 году. Таким образом, СВБР может стать первым в мире коммерческим реактором с использованием теплоносителя на тяжелых металлах.

Это модульная АЭС, собираемая в заводских условиях, компоненты которой перевозятся по железной дороге и монтируются на месте. Из них, как из кубиков, можно собрать комплекс мощностью от 100 до 1000 МВт. Имеется возможность транспортировки реакторов к месту эксплуатации и обратно в ядерно безопасном состоянии, с «замороженным» теплоносителем. А после истечения расчетного срока эксплуатации (60 лет) модули увозятся обратно на завод-производитель, избавляя заказчика от проблем обращения с отходами

Речь идет о технологии, которая насчитывает уже 80 лет эксплуатации на подводных лодках ВМФ Советского Союза и России. На флоте создана целая серия таких реакторов, только меньшей мощности. Ни у одной другой страны мира нет аналогичной технологии столь высокой степени проработанности: какие-то страны находятся на стадии НИОКР, кто-то имеет только предварительные заделы и концепции.

Ожидается, что новый реактор будет претендовать на 10–15% рынка, который оценивается МАГАТЭ в 500–1000 энергоблоков до 2040 года. В первую очередь, это страны Африки и Азии, где по объемам потребления не нужны реакторы-тысячники, или они не подходят из-за сетевых ограничений. Как и в случае с плавучей АЭС, кроме электроэнергии СВБР может выдавать также перегретый пар, тепло, при наличии опреснительного блока – питьевую воду.

 Разработчики проекта – ОКБ «Гидропресс» и Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского.  А коммерциализацией технологии СВБР займется ОАО «АКМЭ-инжиниринг», созданное 10 декабря на паритетных началах Госкорпорацией «Росатом» и «ЕвроСибЭнерго». Госкорпорация «Росатом» планирует создать межотраслевую рабочую группу, в которую, как ожидается, войдут все ведущие технологические компании страны. Уже подтвердили свое участие Ростехнологии,  планируется привлечь также Роснано, РЖД и Газпром. В рамках группы будут выработаны предложения по совершенствованию законодательства РФ в части научно-технической и инновационной деятельности, в том числе в сфере учета в активах интеллектуальной собственности. Ожидается, что пакет соответствующих законодательных инициатив будет подготовлен уже в текущем году.

Пока особых препятствий в реализации пилотного проекта не просматривается. Проект по сооружению СВБР вошел в отраслевую ФЦП по ядерным технологиям нового поколения, принятую 21 января. Финансирование по направлению СВБР там предусмотрено. Кроме того, проект поддержан в рамках Президентской комиссии по модернизации экономики, еще в июле утвердившей проект «Новая технологическая платформа», который предусматривает сооружение реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем.

Основные сопутствующие вопросы тоже решены. В частности, для утилизации отходов планируется использовать создаваемую в России единую систему обращения с РАО и ОЯТ. Таким же образом предполагается решить и вопрос с топливом, в качестве которого поначалу будет использоваться обогащенный уран. При этом геометрия активной зоны СВБР позволяет использовать любые виды топлива, так что в дальнейшем возможен переход на уранплутониевое топливо (МОКС). Длительность топливной кампании прогнозируется на уровне 7–10 лет.

Необходимые инвестиции в сооружение первого реактора оцениваются примерно в 14–16 млрд рублей (оценка весны 2009 года, в докризисных ценах). Очевидно, что с учетом кризиса эта сумма будет корректироваться. С одной стороны, ожидается удешевление рабочей силы, а также определенного оборудования и подготовительных работ. С другой – необходимо учесть инфляцию, возможные отставания от графика и прочие факторы.

У российского проекта СВБР уже имеются зарубежные конкуренты. Одним из них может стать японский реактор свинцово-висмутовый реактор, использующий концепцию выгорания CANDLE ("СВЕЧА").



Концепция выгорания CANDLE

В Токийском технологическом институте (TIT) группа под руководством Хироси Секимото (Hiroshi Sekimoto) изучает возможность создания свинцово-висмутовых реакторов, использующих концепцию выгорания CANDLE. Эта аббревиатура расшифровывается как Constant Axial shape of Neutron flux, nuclide number densities and power shape During Life of Energy producing reactor (постоянная аксиальная форма нейтронного потока, концентраций нуклидов и профиля энерговыделения в течение срока службы энергетического реактора).

В концепции CANDLE предусматривается, что формы распределения концентраций изотопов, потока нейтронов и энерговыделения остаются неизменными в ходе работы реактора, но при этом смещаются в аксиальном направлении с постоянной скоростью. Величина избыточной реактивности в ходе кампании не меняется, а это означает, что в реакторах с CANDLE не нужно заботиться о компенсации её изменений при выгорании.

БРЕСТ — Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем. Это энергоблок с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем и мононитридным уран-плутониевым топливом с двухконтурной схемой отвода тепла к турбине с закритическими параметрами пара. Естественная радиационная безопасность при любых возможных авариях по внутренним и внешним причинам, включая диверсии, не требующая эвакуации населения; долговременная (практически неограниченная во времени) обеспеченность топливными ресурсами за счет эффективного использования природного урана; нераспространение ядерного оружия за счет исключения наработки плутония оружейного качества и пристанционной реализации технологии сухой переработки топлива без разделения урана и плутония; экологичность производства энергии и утилизации отходов за счет замыкания топливного цикла с трансмутацией и сжиганием в реакторе актиноидов, трансмутацией долгоживущих продуктов деления, очисткой РАО от актиноидов, выдержкой и захоронением РАО без нарушения природного радиационного равновесия; экономическая конкурентоспособность за счет естественной безопасности АЭС и технологий топливного цикла, отказа от сложных инженерных систем безопасности, подпитки реактора только 238U, высоких параметров свинца, обеспечивающих закритические параметры паротурбинного контура и высокий КПД термодинамического цикла, удешевления строительства. Естественная радиационная безопасность обеспечена.

Сочетание природных свойств свинцового теплоносителя, мононитридного топлива, физических характеристик быстрого реактора, конструкторских решений активной зоны и контуров охлаждения выводит БРЕСТ на качественно новый уровень естественной безопасности и обеспечивает его устойчивость без срабатывания активных средств аварийной защиты в крайне тяжелых авариях, непреодолимых ни одним из существующих и проектируемых реакторов.

Выполненные экономические оценки и сравнения подтверждают возможность снижения капитальных затрат на АЭС и стоимости производимой электроэнергии по сравнению с АЭС с реактором ВВЭР.

Практический опыт реакторов с тяжелым теплоносителем, многочисленные реакторные эксперименты по нитридному топливу и выполненные в ходе разработки концепции расчетные и экспериментальные исследования делают ее принципиальные аспекты достаточно ясными, чтобы приступить к созданию опытно-демонстрационной АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300 с пристанционным топливным циклом для площадки Белоярской АЭС.



АТЭЦ «Ангстрем» 

Это проект блочно-модульной атомной теплоэлектроцентрали. Её проект разработан ОКБ «Гидропресс» под научным руководством Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского.


9.3 Серия реакторов для атомных подводных лодок


США

MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей


9.4 С газовым теплоносителем:


Россия / СССР

ВТГР-300 — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах.

Заключение


Общеизвестный факт, что использование ресурсов является важным фактором для долгосрочной устойчивости ядерной отрасли. Атомные электростанции с реакторами-размножителями эффективнее станций с обычными реакторами: они превращают в электроэнергию больше ядерного топлива. Поэтому у них меньше тепловые потери, меньше и опасных радиоактивных отходов, которые с трудом поддаются удалению и обезвреживанию. Кроме того, реактор-размножитель работает при более низком давлении, так что уменьшается вероятность утечки радиоактивных газов в атмосферу. Реакторы быстрого спектра с рециклом топлива обеспечивают значительное повышение показателей устойчивости. Поэтому научные исследования и технологические разработки в области реакторов на быстрых нейтронах и соответствующих топливных циклов во многих странах вновь включены в повестку дня исследовательских и промышленных организаций, а также научного сообщества. Таким образом, повышение уровня и качества воспроизводства ядерного горючего и совершенствование соответствующего оборудования должно стать одним из приоритетных направлений деятельности в области ядерной энергетики в России, крайне важным здесь является поддержание соответствующего уровня спонсирования исследований и новых разработок.

Список источников


  1. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта, 2010.

  2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит, 2008.

  3. Пособие по физике реактора ВВЭР-1000.—БАЭС, ЦПП, 2003.

  4. Уолтер А., Рейнольдc А., Реакторы-размножители на быстрых нейтронах, пер. с англ., М., 1986.

  5. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

  6. http://www.belnpp.rosenergoatom.ru/wps/wcm/connect/rosenergoatom/belnpp/about/

Официальный сайт Росэнергоатом http://www.rosenergoatom.ru

  1. http://www.nuclear.ru/rus/press/nuclear_cycle/ Аналитический сайт по атомной энергетике http://www.nuclear.ru

  2. Официальный сайт Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» http://www.rosatom.ru

  3. Официальный сайт Лаборатории нейронной физики имени И.М. Франка http://flnp.jinr.ru

  4. Официальный сайт Международного агенства по атомной энергии (МАГАТЭ) http://www.iaea.org








Юмор, конечно, восстанавливает то, что разрушает пафос, но когда его очень много — он сам начинает разрушать. А от хронического юмора образуется цинизм, с которым жить очень удобно, потому что человек все недооценивает. Всему назначает низкую цену. Виктория Токарева
ещё >>