4 4 Выгорание и накопление нуклидов в энергетическом

4. 4. Выгорание и накопление нуклидов в энергетическом реакторе. Особенности ядерного топлива при его энергетическом использовании: 1. Чрезвычайно высокая теплотворная способность (1 г 235 U эквивалентен 3∙ 106 г условного органического топлива). 2. Невозможность полного сжигания всех делящихся нуклидов за один цикл, используется только та часть, которая создаёт надкритичность реактора. 3. Воспроизводство новых делящихся нуклидов (233 U, 235 U, 239 Pu, 241 Pu) из воспроизводящих изотопов (238 U и 232 Th). 4. Ядерное топливо не требует окислителя, и выделение энергии не сопровождается выбросами парниковых газов. 5. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) имеет высокое остаточное тепловыделение и высокую радиоактивность, что создаёт особые трудности в обращении с ним. 6. В процессе работы реактора нейтроны создают наведённую радиоактивность в теплоносителе, замедлителе и конструкционных материалах реактора, усложняет эксплуатацию, требуя применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. 7. Радиационное воздействие быстрых нейтронов в конструкционных материалах активной зоны реактора вызывает существенные радиационные повреждения.

Динамика нуклидного состава ядерного топлива. В процессе работы реактора состав ядерного топлива меняется вследствие деления, радиационного захвата нейтронов и последующих распадов. Основные цепочки превращений топливных изотопов следующие: Концентрация тяжёлых нуклидов в реакторе описывается системой уравнений выгорания и накопления ядерного топлива. Ниже приведена эта система уравнений, используя две цифры для идентификации изотопов, первая из которых обозначает вторую цифру атомного номера и вторая является последней цифрой массового числа изотопа (например, 241 Pu – 41). Для простоты уравнения написаны для одной энергетической группы. Сечение реакции обозначено как σγ, сечение - сечение поглощения нейтрона, - плотность потока нейтронов, которая в тепловых реакторах равна около (5 -10)∙ 1013 н/(см 2∙с), λ – постоянная распада, λec – постоянная для электронного захвата.

Ядерные реакции и распады в реакторе для U – Pu цикла. Среднее сечение в тепловом реакторе при En=0, 025 э. В 245 Cm ИП – изомерный переход

Происходят следующие изменения в составе ядерного топлива: • 235 U выгорает экспоненциально путём деления и радиационного захвата; • 10% нарабатываемого 236 U превращается в 237 Np; • 20% нарабатываемого 237 Np превращается в 238 Pu; • выгорание 238 U происходит путём деления быстрыми нейтронами (7%) и путём радиационного захвата (93%); • 239 Pu выгорает путём деления (71%) и путём радиационного захвата (29%); • к концу кампании относительное содержание делящихся изотопов следующее: 235 U – 32%, 239 Pu - 57%, 241 Pu - 11%. В среднем АЭС с легководяным реактором электрической мощностью 1 ГВт (к. п. д. = 33%) расходует в сутки 2, 12 кг 235 U и 2, 0 кг 238 U. Одновременно образуется около 3, 1 кг продуктов деления. Использование топлива характеризуют величиной выгорания и выражается двумя способами: 1. Процентная массовая доля использованного топлива. Например, выгорание, равное 1%, означает, что на 1 т тяжёлых ядер топлива расходуется 10 кг делящихся и сырьевых ядер за счёт деления и радиационного захвата. 2. Количество энергии (МВт(тепл. )∙сут/т U), выделяющееся на 1 т топлива (тяжёлых металлов). Для тепловых реакторов в среднем выполняется соотношение 1% выгорания соответствует 7765 МВт(тепл. )∙сут/т U.

Использование нейтронов в тепловом и быстром реакторах.

Баланс ядерных материалов в водо-водяном энергетическом реакторе.

Масса , грамм-атом / т топлива Зависимость содержания изотопов тяжёлых элементов от времени облучения в работающем водо-водяном энергетическом реакторе при начальном обогащении 3, 3%. Время, дни

Каждый радиационный захват нейтрона сырьевым изотопом приводит к образованию ядра топлива, т. е. к акту воспроизводства. Эффективность этого процесса определяется коэффициентом воспроизводства (КВ) Здесь и - число делений и радиационного захвата ядрами топлива, - число радиационного захвата ядрами сырья. Эти величины связаны уравнением баланса нейтронов - число делений сырьевых ядер, - число захватов ядрами, отличными от топливных. - число нейтронов утечки из активной зоны. При - эффективная множественность нейтронов при делении ядер топлива. При КВ > 1 воспроизводство ядерного топлива является расширенным. Деление сырьевых ядер быстрыми нейтронами способствует увеличению КВ.

Значения для делящихся ядер ядро , тепловые нейтроны 1, 28 1, 07 1, 09 , быстрые нейтроны 1, 45 1, 3 1, 7 В настоящее время самым крупным роботающим быстрым реакторов является БН -600, работающий на Белоярской АЭС с 1980 года. Активная зона состоит из трех типов ТВС, содержащих топливо разного обогащения с массовой долей урана-235 - 17%, 21%, 26%. внутри которой установлен пучок ТВЭЛ, состоящий из 127 элементов. ТВЭЛ снаряжены топливными таблетками из диоксида урана, обогащенного ураном-235 в центральной части, и таблетками из обедненного диоксида урана в торцевых частях. ТВС зоны воспроизводства предназначены для обеспечения надежного теплосъема и наработки вторичного ядерного топлива. В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя, что резко уменьшает объём активной зоны. Нет нужды также создавать высокое давление, как в ВВЭР, чтобы предотвратить парообразование в первом контуре. Реактор работает по трёхконтурной схеме теплосъёма: Жидкий натрий первого контура нагревает жидкий натрий второго контура, в третьем контуре жидкий натрий отдаёт тепловую энергию перегретому пару. Достигнуто выгорание топлива около 11%.

Сравнение коэффициента воспроизводства ядерного топлива для различных типов реакторов Топливный цикл Реактор Топливо Кипящий водяной реактор 2 -4 % 235 U 238 U – 239 Pu 0. 6 Типа ВВЭР 2 -4 % 235 U 238 U – 239 Pu 0. 6 Реактор на тяжёлой воде Природный U 238 U – 239 Pu 0. 8 Высоко температурный газовый реактор ~ 5 % 235 U Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем 10 -20 % 235 U 232 Th 238 U КВ – 233 U 0. 8 – 239 Pu 1. 0 - 1. 6

Накопление продуктов деления. При делении ядер в реакторе образуются нейтронно-избыточные продукты деления с периодами полураспада от тысячной доли секунды до миллионов лет. Эти продукты деления также поглощают нейтроны с сечениями радиационного захвата от десятых до миллионов барн. Изменение концентрации продуктов деления в реакторе во времени описывается системой линейных дифференциальных уравнений - независимые выходы продуктов деления, - макроскопическое сечение деления , - постоянная распада (β-распад, α-распад, эмиссия запаздывающих нейтронов), - сечение перехода путём захвата нейтрона, - поток нейтронов. Полное число ядер продуктов деления и их дочерних ядер возрастает со временем при работе реактора как.

При образовании 1 т продуктов деления (1 т ПД) в реакторе выделяется тепловая энергия 1 т ПД: Q = 106 Ef NA/Ar, ПД = 6, 022· 1029 Ef / Ar, ПД, Дж (тепла), где NA = 6, 022· 1023 частиц/моль есть число Авогадро, Ar, ПД = Ar, f – νf - молярная массa продуктов деления, Ar, f – молярная масса делящихся нуклидов, νf - среднее число нейтронов деления, Ef – энергия деления, принимающая значения: Ef = 3, 15· 10 -11 Дж для 235 U в ВВЭР и Ef = 3, 27· 10 -11 Дж для 239 Pu в БН. При работе в штатном режиме в реакторе ВВЭР-1000 при выработке ГВт·год (эл. ) накапливается 928 кг ПД, а в реакторе БН-600 при той же выработке электрической энергии производится 755 кг ПД. При этом только примерно Δm ≈ 1 кг массы топлива превращается в энергию согласно соотношению Эйнштейна - Q= Δm·c 2.

Наиболее радиотоксичные продукты деления с периодом полураспада более 1 года Нуклид Т 1/2, год Группа – I: 1 – 10 лет 106 Ru (106 Rh) 1, 02 125 Sb 2, 76 134 Cs 2, 04 147 Pm 2, 62 154 Eu 8, 59 155 Eu 4, 76 Группа – III: 10 – 100 лет 85 Kr 10, 77 90 Sr 28, 79 113 m. Cd 14, 1 121 m. Sn 55 137 Cs 30, 07 151 Sm 90 152 Eu 13, 52 Группа – III: 100 – 108 лет 79 Se 1, 1· 106 93 Zr 1, 53· 106 99 Tc 2, 111· 105 107 Pd 6, 5· 106 126 Sn 1, 0 · 105 129 I 1, 57· 107 135 Cs 2, 3· 106 166 m. Ho 1, 2· 103 % 0, 51 0, 022 0, 47 0, 25 0. 10 0, 013 0, 11 2, 0 0, 0001 10 -7 3, 0 0, 10 0, 0001 0, 01 2, 7 2, 9 0, 74 0, 05 0, 61 0, 81 10 -6

Независимые выходы продукты изобарных цепочек с А = 90, 99 и 106 при делении 235 U и 239 Pu тепловыми нейтронами. - 235 U + nт - 239 Pu + nт

Материальный баланс на входе открытого топливного цикла в. -в. теплового реактора: Мощность – 1000 МВт(эл), кпд = 33%, обогащение – 4, 51% 18 -месячеый цикл перезагрузки, 1/3 полной загрузки, выгорание – 50000 МВт ∙сут/т U. Конверсия 29, 8 т U 4. 51% 235 U 1 % потери 1000 МВт(эл) КИУМ=0, 9 кпд=33% ОЯТ Выгорание 50000 МВт∙сут/т U 30, 1 т U = 29, 8/0, 99 34, 15 т UO 2 =30, 1*(270/238) Конверсия UF 6 обогащение, Х=4, 51% 0, 5% потери X 0=0, 711% ест. UF 6 Конверсия 0, 5% потери отвал UF 6, Хотв = 0, 3% 458, 3 – 44, 74 = 413, 6 т U 3 O 8 Шахта Отвал завода Урановая руда Молярный вес U 3 O 8 842 UF 6 352 UO 2 270 U 238

Материальный баланс в результате работы лёгководяного энергетического реактора. 2, 44% U-235 использовано 0, 42% U-235 превр. в U-236 2, 02% U-235 раделились 1, 23% Pu разделилось 2, 22% U-238 превр. в Pu Обогащённый уран 0, 99% Pu в транс- Pu эл. Превращения в реакторе Выгорание 33 МВт∙сут/кг U

Методы расчёта выгорания и накопления нуклидов в реакторе. Для проектировании энергетических реакторов, их эксплуатации и исследования проектных и запроектных аварий в реакторах в мире были разработаны методы и программные средства для расчётов характеристик ядерного топлива в процессе работы реактора и после выгрузки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ): • нуклидного состава топлива и массовых характеристик отдельных нуклидов в зависимости от выгорания; • радиационных характеристик топлива (активность, энерговыделение ) с учётом выгорания топлива; • изменения массовых и радиационных характеристик нуклидов в зависимости от времени выдержки топлива после окончания облучения; • источника нейтронов спонтанного деления и из реакции (α, n) в топливе из диоксида урана; • выхода и интенсивности гамма-квантов. В программные средства включены достоверные теоретические методы описания физических процессов, происходящих в ядерном реакторе, переноса нейтронов. Необходимы также сечения ядерных реакций и спектры гамма переходов в возбуждённых ядрах для большого количества нуклидов: около 700 нуклидов лёгких элементов, около 130 актинидов и около 800 нуклидов продуктов деления. В мире сейчас существуют три библиотеки ядерных данных: ENDFB-7 (США), JENDL (Япония) и JEFF (Европа), которые разработаны и совершенствуются с целью увеличения точности и надёжности расчётов реакторов.

Нуклидный состав актинидов ОЯТ после 4 лет облучения в ВВЭР-1200