Възпроизвеждане на ядрено гориво

Възпроизвеждане на ядрено гориво Процесът на образуване на вторични делящи се нуклиди (239 Pu или 233 U) от ядрени суровини (238 U или 232 Th) в NR:

;

.

Първичните делящи се нуклиди са 235 U, както и натрупаните 239 Ru или 233 U. Запасите от 238 U и 232 Th в природата са с два порядъка по-големи от делящите се 235 U. Натрупването на вторично гориво се характеризира с скорост на възпроизводство, представляващ съотношението на броя на образуваните ядра на вторичното гориво Nw към броя на изгорелите ядра Nbw:

Където И и м - съответно масовите числа и маси на вторичното и изгорялото гориво; Nwyg взема предвид изгарянето и вторичното гориво. По-точно определение на съотношението за размножаване на ядрено гориво е написано, както следва:

(в случай на натрупване на плутоний (с изключение на изгарянето му) и изгаряне на 235-уран).

Ако вторичният делящ се нуклид се различава от изгарянето­общо, KV се наричат процент на конверсия (трансформации) и YR - конвертор. Ако вторичният нуклид е плутоний, понякога се нарича KB плутониев коефициент. При CV> 1 размножаването се удължава и общото количество делящи се нуклиди в NR се увеличава с времето. Този YAR се нарича животновъд (в литературата терминът животновъд), KB - скорост на натрупване гориво. Развъдчиците на NR правят възможно извършването на затворен горивен цикъл с допълнително хранене само с ядрени суровини (естествен или отпадъчен уран, торий).

Горивен цикъл - Това е процесът на използване на ядрено гориво, който включва извличане на уран (торий), разделяне на делящи се и суровини нуклиди, обогатяване, производство и съхранение на горивни елементи, тяхното облъчване в NR (изгаряне и възпроизвеждане), разтоварване ( пълно или частично), задържане, транспортиране, регенериране, производство на нови горивни пръти и др.

Регенерация на гориво - Това е набор от радиохимични и химико-металургични процеси за преработка на отработено гориво в кампания с цел отделяне на делящи се нуклиди за повторна употреба. Възпроизвеждането с CV> 1 е основната връзка в затворения горивен цикъл, което позволява използването на естествен уран и торий за получаване на ядрена енергия. По получените радионуклидни, плутониеви и ториеви цикли се различават. В първия случай делящият се нуклид е 235 U, 233 U или 239 Ru, суровината е 238 U, а вторичното гориво е 239 Ru; във втория случай делящ се нуклид - 235 U, 233 U или 239 Pu, суровина - 232 Th, вторично гориво - 233 U.

В момента се използва предимно цикълът 238 U - »239 Pu. 239 Pu, образуван в такъв ядрен резонанс, сам участва в деленето и освен това, абсорбирайки неутрон без делене, се превръща в 240 Pu. Последният се дели само от бързи неутрони, но при радиационно улавяне отново дава изотопа 241 Pu, делящ се от топлинни неутрони и т.н. 1 показва кривите на натрупването на изотопи Pu и изгарянето на 235 U в NR с използване на естествен уран с дълбочина на изгаряне

4500 MW ∙ ден/t = 4,5 MW ∙ ден/kg. За енергийни ядрени реактори, използващи естествен уран или обогатен уран, KB 238 U, който може да бъде преработен в 239 Ru, е не повече от 3%. При обогатяване от 3–5% и дълбочина на изгаряне (30–40) ∙ 10 3 MW ∙ ден/т, натрупването на делящ се Pu ще бъде 0,15-0,20 kg/(година ∙ MW) = 0,44–0,55 g/( MW ∙ ден).

ядрено гориво

Фигура: един. Изгаряне на 235 U ядра и натрупване на Pu изотопи

естествен уран

възпроизвеждане

възпроизвеждане

За ядрен реактор с топлинен неутрон, работещ върху обогатен уран х 235 U всяко, броят на изгорелите 235 U ядра за 1 s е N5 F.Количеството на натрупания плутоний-239 (с изключение на изтичане и поглъщане на неутрони по време на забавяне) е равно на броя на неутроните, абсорбирани с 238 U, както в термичната област N8 F, и резонансен μ (1-φ) ν5N5 F:

.

Както се вижда от формулата, колкото повече неутрони се абсорбират в 238 U (повече) и по-малко в 235 U (по-малко), толкова по-малко е обогатяването х, тези. колкото повече 238 U в горивото, толкова по-висока е CV. В допълнение, KB се увеличава с увеличаване на резонансното улавяне от 238 U (намаляване на φ), увеличаване на бързото умножение на неутрони (увеличение на μ) и намаляване на изтичането на неутрони по време на забавянето (увеличение).

Възможно е да се оцени натрупването на Рu в енергийния NR, като се използва формула (4.1), като се напише, като се вземат предвид (3.5) и (3.6), в следната форма:

mPu = 1,25 KB Nt (ден) d = 5,2 × 10 -5 KB Nt (h) kg, (4.2)

Където Н - средна мощност на ядрения реактор, MW; т - работни часове.

Ru, образуван по време на работа на ядрения реактор, е допълнително гориво, което увеличава производството на енергия на единица маса от изгорелите 235 U.

След спиране на ядрения реактор настъпва временно повишаване на концентрацията на Pu, поради разпадането на Np, натрупан в момента на спиране:

Където N0Pu = ФΣа 8/λNр - максимално увеличение на концентрацията на Pu след спиране на ядрения реактор; λNp = 0,693/TNp = 0,693/(2,3 x 24 x 3600) = 3,5 x 10 -6 s-1; F - плътност на неутронния поток, съответстваща на мощността преди спиране, неутра// cm 2 × s; Съ 8 - макроскопично напречно сечение на абсорбция от 238 U, cm -1 .

Забележка. Времето за установяване на стационарна концентрация на плутоний N0Pu може да се счита времето, когато концентрацията ще се различава от равновесието с 5–10%. Това съответства на приблизително 4-5 полуживота на Np.

Този Pu играе значителна роля в NR, захранван от естествен уран, тъй като компенсира потопа на прометия след спиране на NR.

При NR с естествен уран 1,97> CV> 0,57. VVER имат KB = NPu/(NvygU + NvygPu) 233 U → 232 Th → 233 U. Максималната KB е възможна в ядрен реактор с бързи неутрони в плутониевия цикъл 239 Pu → 238 U → 239 Pu. В експериментален ядрен реактор с метален плутоний, CV> 2. В истински бърз NR с по-мек неутронен спектър KV "1.1-1.6.

Една от най-гъвкавите технически и икономически характеристики на бързите ядрени реактори е удвояване на времето T2 количеството делящи се нуклиди, т.е. времето, през което се натрупва количество вторично гориво в работещ ядрен реактор, достатъчно за работата на нов ядрен реактор от същия тип. Плащане Т2 доста тромаво, но може да се използва една от приблизителните формули за оценка:

година,

Където = Outмут/mload относителна дълбочина на изгаряне 239 Рu за горивна кампания Ta.z.; PPu = Nnom/tzagr - плътност на мощността Рu в ядрения реактор, MW/kg; Ta.z., TP - времето, прекарано от горивото в сърцевината и във външния горивен цикъл; CMM = N/Nnom - коефициент на използване на инсталирания капацитет, обикновено Ким