Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения

Воспроизводство ядерного топлива. При делении одного тяжелого ядра образуется в среднем n нейтронов. Для разных делящихся нуклидов n меняется в интервале 2,4 – 3,1. Из n нейтронов для поддержания цепной реакции один нейтрон должен быть затрачен на деление следующего в цепочке ядра, а остальные нейтроны (n - 1)могут захватываться ядрами различных материалов или уходить из активной зоны. Часть из этих нейтронов поглотится ядрами ²³⁸U, что приведет к превращению последних в делящиеся тепловыми нейтронами ядра ²³⁹Pu, накопление которых будет компенсировать исчезновение ²³⁵U. Количественно этот процесс описывается с помощью коэффициента воспроизводства (КВ), который определяется как отношение числа накопившихся в реакторе атомов нового ядерного топлива к числу израсходованных атомов первичного топлива.

В широко распространенных реакторах на тепловых нейтронах, т.е. реакторах с замедлителем в активной зоне, КВ не превышает 0,8. Это означает, что плутония в них образуется на 20 % меньше, чем сгорает первоначального топлива.

В реакторах на быстрых нейтронах, в активной зоне которых нет замедлителя, а в качестве топлива применен сильно обогащенный уран или плутоний, КВ может заметно превышать единицу. Превышение КВ над единицей означает, что в быстром реакторе может образовываться больше нового топлива, чем сгорает старого. Тем самым открываются возможности переработки ²³⁸U в ²³⁹Pu, что позволяет в сотню раз увеличить топливные ресурсы ядерной энергетики.

Количество загруженного делящегося топлива в реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выгоранием топлива. Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью. Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер U²³⁵ за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N, т.е. при энерговыработке Q = N•t, равна m_дел⁵= 1,05•N_t = =1,05•Q, где 1,05 - масса U²³⁵ в граммах, разделившегося при энерговыработке 1МВт•сут.

В связи с выгоранием U²³⁵ уменьшается Кэф., а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания - длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.

Одним из важнейших показателей экономичности РУ (и АЭС в целом) является глубина выгорания топлива. Чаще всего среднюю глубину выгорания `В определяют как количество энергии, полученной с единицы массы топлива, загруженного в реактор, за время его пребывания в активной зоне:

В = Q_k/m_топ, Мвт•сут/кг (3.8.)

Фактически эта величина характеризует накопление про­дуктов деления в граммах на тонну урана, так как деление 1 г урана (т.е. накопление 1 г продуктов деления) сопровож­дается освобождением энергии примерно 1 МВт•сут. Для ВВЭР-440 при кампании в три года, с использованием частич­ных перегрузок один раз в год, средняя глубина выгорания составляет:

В = 28 ¸ 30 МВт•сут/кг.

При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди последних делящиеся ядра Pu²³⁹ и Pu²⁴¹. Процесс накопления новых делящихся ядер называется воспроизводством делящегося материала.

Накопление вторичного топлива характеризуется коэффициентом воспроизводства, представляющим собой отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива N_вт к числу выгоревших ядер N_выг:

КВ = N_вт / N_выг.

Для реакторов ВВЭР КВ = 0,5 - 0,6.

Дата добавления: 2015-06-04