Глубина выгорания ядерного топлива

Расчетная глубина выгорания ядерного топлива, МВт-сут/т [c.28]

Достигнутая максимальная глубина выгорания ядерного топлива, МВт-сут/т [c.28]

Статистика показывает, что на реакторы с водным теплоносителем падает около 80% мощностей всех АЭС мира, причем корпусные реакторы с водой под давлением преобладают над реакторами с кипящей водой. Такое распространение реакторов типа ВВЭР обусловлено их определенными преимуществами, особенно на данной стадии развития энергетики, когда ставится задача получения наибольшей глубины выгорания ядерного топлива. АЭС с реакторами ВВЭР играют основную роль и в развитии атомной энергетики СССР. [c.90]

Средняя глубина выгорания ядерного топлива варьируется в различных типах реакторов в зависимости от вида топлива, конструкции твэлов, физических характеристик активной зоны, системы теплоотвода и т. п. Со средней глубиной выгорания тесно связано и начальное обогащение топлива (табл. 4.2). [c.99]

Этот цикл перспективен, поскольку позволяет получить параметры пара, соответствующие параметрам выпускаемых отечественными заводами паровых турбин перегретого пара, повысить тепловую экономичность, сократить удельный расход пара и расход воды на конденсацию пара. Основные трудности его реализации связаны с проблемой создания надежной зоны ядерного перегрева, устойчиво работающей при высоких температурах, больших тепловых нагрузках и глубинах выгорания ядерного топлива. Этот цикл применен для второго блока Белоярской АЭС с начальными параметрами 8,0 МПа и 500 °С, а также на АЭС за рубежом. [c.121]

В гл. 4 была показана взаимосвязь между средней глубиной выгорания уранового топлива В и необходимым его обогаш,ением X. При всех расчетах, оценках и прогнозах удельного расхода природного урана и суммарных потребностей в нем принимается (как нечто стабильное) содержание в отвале у, равное 0,2 % и даже 0,3 %. Это означает соответственно, что 28 % и 42 % драгоценного природного делящегося изотопа урана не извлекается при обогащении урана, а остается в хвостах. Такая ситуация в ядерной энергетике до сих пор была обусловлена чрезвычайно высокой ценой за услуги по обогащению урана (за разделительную работу ), которую установили США, длительные годы (до последнего времени) сохранявшие в капиталистическом мире монополию на обогащение урана. [c.464]

В процессе работы реактора ТВС выгорают неравномерно, и в каждый момент времени в ячейках реактора находятся ТВС с разной глубиной (степенью) выгорания ядерного топлива. Это происходит потому, что нейтронный поток в разных точках реактора неодинаков, ТВС при перегрузке извлекаются из реактора не одновременно, а частично. Используется так называемый метод частичных перегрузок, когда с определенной периодичностью из реактора выгружается только часть топлива. В освободившиеся места устанавливаются либо свежие ТВС, либо частично выгоревшие из других ячеек реактора, а в последние устанавливаются свежие ТВС. Возможно, при необходимости, повторное использование отработавших ТВС, которые уже находились в хранилище отработавшего топлива. [c.348]

Процесс непрерывной замены отработавшего топлива свежим увеличивает глубину выгорания примерно в 1,5 раза по сравнению с глубиной выгорания топлива в неподвижной зоне. Повышается при этом и радиационная безопасность ядерного реактора, поскольку отпадает необходимость в компенсации начальной избыточной реактивности стержнями СУЗ. Реализация принципа одноразового прохождения активной зоны значительно уменьшает удельный расход урана, а также удельную загрузку ядерного горючего. [c.7]

Глубина выгорания и неравномерность энерговыделения в активной зоне. Из-за неравномерности нейтронного потока и несовершенства регулирования в активных зонах ядерных реакторов имеет место значительная неравномерность энерговыделения по высоте и диаметру зоны и по отдельным ТВС и твэлам. Поэтому локальные значения глубины выгорания топлива различаются между собой в несколько раз. Предельные (максимальные) значения а акс, на которые должна быть рассчитана работоспособность твэлов и ТВС, определяются с учетом неравномерности энерговыделения по активной зоне в целом. Отличие Омакс от а в выгружаемом топливе зависит также от размера одновременно выгружаемой партии. Если будет выгружаться одновременно вся активная зона, тогда коэффициент неравномерности выгорания топлива в чей будет максимальным. Но практически перегружается лишь часть активной зоны (например, в реакторах ВВЭР-440 1/3 зоны в год). В реакторах канального типа одновременно перегружается только несколько каналов. В этом случае неравномерность выгорания топлива в выгружаемых ТВС будет минимальной ( 1,1—1,2) и величина Омакс будет определяться в основном неравномерностью выгорания по высоте ТВС. В ТВС мощных реакторов типа PWR или ВВЭР, содержащих большое число твэлов (свыше 200), в отдельных группах твэлов проявляется не только осевая, но и радиальная неравномерность выгорания топлива, связанная с их расположением в сборке. Таким образом, средняя глубина выгорания является расчетной величиной, характеризующей энергетическую эффективность использования топлива в данном реакторе. Она может существенно отличаться от фактического максимального (минимального) значения а. Максимальная глубина выгорания Омакс — это величина, определяющая требования к надежности и работоспособности твэлов и ТВС. [c.102]

Принимая т1" =0,32 для различных значений средней глубины выгорания, получаем при незамкнутом ЯТЦ удельный расход ядерного топлива, приведенный в табл. 5.7. [c.133]

Производственные процессы радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива чрезвычайно осложнены из-за высокой радиоактивности подлежащих переработке твэлов и ТВС и требуют строжайшего обеспечения ядерной и радиационной безопасности, Эта радиоактивность в основном складывается из радиоактивности накопленных в твэлах продуктов деления, а также из радиоактивности продуктов их распада (в твэлах концентрируется более 99,5 % всех радиоактивных нуклидов, возникающих на АЭС). Чем больше разделилось ядер, чем больше достигнутая глубина выгорания топлива, тем больше накапливается в топливе радиоактивных веществ , [c.337]

Для оптимизации процессов и усовершенствования технологии переработки в Центре ядерных исследований в Карлсруэ создана специальная научно-исследовательская группа по переработке топлива и удалению отходов, которая в тесном сотрудничестве с фирмой DWK проводит научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы. Однако основой для проекта нового завода остаются опытный завод WAK и практика его эксплуатации. С 1971 г. на этом заводе переработано свыше 100 т топлива, в том числе около б т топлива с глубиной выгорания более 16 000 МВт-сут/т. Специалисты ФРГ считают, что для строительства крупного завода мощностью 1400 т/год этого опыта переработки недостаточно. Опыт эксплуатации WAK свидетельствует также о том, что к моменту ввода завода в эксплуатацию все установки по обработке радиоактивных отходов должны быть полностью отработаны и поставлены на завод в готовом для эксплуатации состоянии. [c.369]

Внутри активной зоны помещают регулирующие стержни с использованием материалов, хорошо поглощающих нейтроны (кадмий, бор и др.). При подъеме стержня скорость цепной реакции увеличивается, поэтому возрастает и мощность реактора изменением глубины погружения регулируют интенсивность цепной реакции в активной зоне, а следовательно , и ее тепловыделение. В процессе выгорания топлива стержни автоматически устанавливаются на определенной глубине. С этой целью в специальных каналах реактора размещают ионизационные камеры, связанные через электронную схему с кинематической системой, которая автоматически перемещает стержни и устанавливает их в новое положение, отвечающее заданной мощности. В аварийном режиме для прекращения цепного процесса специальные аварийные стержни мгновенно погружаются в каналы реактора. С течением времени ядерное топливо выгорает, и [c.351]

МВт сут затрачивается 1,3 г урана-235. В действительности на АЭС общий расход урана во много раз превышает количество выгоревших делящихся изотопов. Это объясняется тем, что входящие в ядерное топливо делящиеся изотопы составляют только 1, —6% для АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, причем часть из делящихся изотопов не сгорает и остается в ТВС, выгружаемых при перегрузках реактора. Поэтому общий расход ядерного топлива определяется глубиной его выгорания. Чем выше глубина выгорания, тем ниже удельный и годовой расход ядерного топлива [c.359]

В современных энергетических реакторах глубина выгорания равна 8000... 40000 МВт сут/т. Существует рад других технических характеристик ядерного топлива, таких, как радиационная стойкость, максимально допустимая температура топлива, совместимость материала топлива с другими материалами и т. д. [c.523]

Радиационные исследования микротвэлов показали, что вег роятность разрушения защитного покрытия увеличивается с повышением температуры, увеличением интегрального потока быстрых нейтронов и глубины выгорания ядерного топлива. Разрушение плотного пироуглеродного двухслойного покрытия происходит в результате образования трещин, либо из-за увеличения давления газообразных продуктов деления и распухания сердечника, причем в этом случае трещина начинает образовываться на внутренней поверхности защитного слоя, либо из-за упадки наружного слоя плотного пироуглерода в результате воздействия значительного интегрального потока быстрых нейтронов, и тогда трещина образуется на наружной поверхности микротвэла. Анализ более 100 радиационных исследований микротвэлов в США и ФРГ подтвердил справедливость предложенной расчетной модели [16]. [c.16]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

Глааиые трубоароводы ТЭС 12, 197 Глубина выгорания ядерного топлива 22 Годовая потребность реактора в ядерном топливе 22 Годовое время использования максимальной отопительной нагрузки 11 [c.321]

Следовательно, глубина выгорания ядерного топлива может быть выражена в килограммах условного топлива на килограмм ядерного горючего К = 785а 2950 = 2,3-10 -а (1 кг ядерного горючего эквивалентен по теплоте сгорания 2,3-10 -а кг условного топлива). [c.272]

Выделение тепловой энергии в ядерном реакторе происходит в результате деления ядер изотопов урана или плутония и поэтому Momef быть выражено количественно как масса ядер, подвергшихся делению, отнесенная к единице массы топлива а, т. е. в виде [а]=кг/т или [а]=г/кг. Величина а также обозначает количество накопленных в твэлах продуктов деления и продуктов их радиоактивного распада . Продукты деления иногда называют осколками разделившихся нуклидов . Величина а выражает также глубину выгорания ядерного топлива (в долях или процентах) по отношению к первоначальному его количеству, включая как первичные, так и вторичные делящиеся нуклиды. Таким образом, удельная энерговыработка и глубина выгорания [c.96]

Удельная энерговыработка эквивалентна количеству разделившихся нуклидов в единице массы топлива, загруженного в активную зону реактора. Она характеризует глубину выгорания ядерного топлива в реакторе и является мерой фактически реализуемого в данном реакторе теплосодержания ядерного топлива, так как 1 МВт-сут/т=24 кВт-ч/кг=20640 ккал г=86,4 МДж/кг= ==2,95 кг у, т. [c.307]

Это очень усложняет активную зону и конструкцию парогенератора. Проблема изоляции в этом случае стоит даже более остро, чем в AGR. Однако высокая рабочая температура увеличивает тепловой к. п. д. и, следовательно, уменьшает капиталовлол ения благодаря высокой плотности энерговыделения. Применяемое дисперсионное топливо позволяет получить высокую глубину выгорания, но требует высокого обогащения. Для высокотемпературного газового реактора очень подходит ториевый топливный цикл, в котором накапливается ядерное горючее ззи, [c.23]

Здесь Qp —тепловая мощность реактора, МВт К — средняя удельная энерговыработка (глубина выгорания) обогащенного ядерного топлива, МВт-сут/т. Для различных типов реакторов можно принимать /(=28Х ХЮ (ВВЭР-440) К=40-10 (ВВЭР-1000) /С=100-10 (натриевые реакторы на быстрых нейтронах) > Т уст — число часов использования установленной мощности АЭС (Густ = = 6-ь7 тыс. ч/год). [c.22]

Энергетической характеристикой любого топлива является его теплотворная способность, т. е. максимально возможное тепловыделение, отнесенное к единице массы. Энергетической характеристикой ядерного топлива является удельная энерговыработка, т. е. тепловая энергия, которая может быть выделена единицей массы ядерного топлива при данном его изотопном составе за весь период использования в реакторе. Удельную энерговыработку ядерного топлива (обозначим ее В) принято измерять в мегаватт сутках на тонну (МВт-сут/т) или киловатт-сутках на килограмм (кВт-сут/кг) . Величина В характеризует глубину выгорания топлива, выраженную в энергетических единицах. [c.96]

Темп выжигания топлива. Выше было показано, какое значение для эффективного и экономичного использования ядерного топлива на АЭС имеет глубина выгорания, которая определяет энерговыработку топлива. Однако вряд ли можно считать эффективным и экономичным использование ядерного топлива, если эта энерговыработка будет достигаться за крайне длительный промежуток времени, вследствие низкого среднего коэффициента нагрузки ф или же из-за малой (допустимой по условиям тепло-съема) фактической энергонапряженности J топлива в реакторе, существенно отличающейся от проектной. [c.106]

Обогащение урана — получение концентрированного высококалорийного топлива. Современной ядерной энергетике, развивающейся в основном на реакторах на тепловых нейтронах, для достижения большой глубины выгорания топлива, т. е. для получения высокой удельной энерговыработки, требуется ядерное топливо с большим, чем у природного урана, содержанием т. е. обогащенный уран. Таким образом, практически весь добыты для использования в энергетике природный уран должен поступить обогащения изотопом на разделительный завод (газодиффузионный или центрифужный) после предварительного фторирования, т. е. в виде UFe. На разделительном заводе в отвалы (хвосты) обедненного (по содержанию U) урана перейдет основная масса природного урана. [c.114]

В Процессе выгорания ядерного (уранового) топлива (в результате ядерных реакций) происходят значительные изменения его нуклидного состава. На рис. 5.7 приведен типичный график этого процесса применительно к проектным условиям активной зоны реактора ВВЭР-1000 при начальном обогащении л =4,4% (44 кг/т) и средней проектной глубине выгорания топлива В= = 40-103 МВт-сут/т (или а=42 кг/т), а на рис. 5.8 — расчетный график изменения нуклидного состава топлива при х=2 % и В=20-10з МВт-сут/т в активной зоне реактора РБМК-ЮОО Видно, что по мере выгорания в результате радиационного захвата нейтронов ядрами 11 возникают и накапливаются делящиеся изотопы плутония 3 Pu, Фи и неделящиеся изотопы [c.129]

В 4.3 приведена расчетная оценка вклада делящихся изотопов плутония (23 Pu и 2 Фи) в суммарную энерговыработку ядерного реактора ВВЭР-1000, составившая более 33%- Этот про <гесс имеет место и в других реакторах на тепловых нейтронах. Вклад плутония в деление и в энерговыработку тем больше, чем выше коэффициент воспроизводства (КВ) плутония и чем больше средняя глубина выгорания топлива. [c.130]

Таблица 5.7. Удельный расход ядерного топлива иа АЭС с реакторами иа тепловых иейтрвиах при разлитой средней глубине выгорания, отнесенный иа 1 кВт-ч электроэнергии, отпущенной в сеть

Из таблицы видно, что удельный расход на единицу производимой энергии у обогащенного урана тем ниже, чем выше средняя глубина выгорания, тем самым и производственных мощностей по изготовлению свежего, топлива, транспортированию и переработке отработавшего ядерного топлива потребуется соответственно меньше, чем при низкой глубине выгорания. Увеличивается лишь разделительная работа Лерр, поскольку возрастает обогащение урана. Что касается некоторого увеличения расхода природного урана на 1 кВт-ч, то положение становится иным, если учесть рецикл урана, извлеченного из отработавшего топлива при его химической переработке. Для топлива реактора ВВЭР с В=40-10 МВт-сут/т регенерированный уран будет содержать 1,2% В переводе на природный уран при рецикле это будет означать (с учетом потерь) снижение расхода пр ирод-ного урана на 20—24%. Таким образом, при увеличении В расход природного урана в системе ядерного топливоснабжения не увеличивается, а уменьшается. [c.134]

Существенное повышение эффективности использования ядер-ного топлива уже в ближайшее время возможно путем увеличения его средней глубины выгорания. В капиталистических странах, развивающих ядерную энергетику, предполагается достичь в реакторах LWR значения В= (404-50) 10 МВт-сут/т и . Проведенный фирмой APaS по заданию Министерства энергетики США экономический анализ такого увеличения средней глубины выгорания на АЭС с реакторами LWR показал (рис. 5.11) значительную экономию затрат в ЯТЦ при увеличении глубины выгорания до приведенных выше значений, что может быть выполнено при условии обеспечения достигнутого к настоящему времени уровня надежности твэлов. [c.135]

Конструкция активной зоны выполняется разборной, с фиксированным размещением ТВС. Любая ТВС может быть установлена в активную зону, извлечена из нее и заменена новой. Состав топливной загрузки и конструкция активной зоны должны обеспечивать заданные требования к эксплуатации реактора по тепловой мощности, удельной энергонапряженности, кампании топлива, способу перегрузки, достижимой глубине выгорания, обеспечению надежного теплоотвода при всех режимах работы, регулированию н поддержанию равномерности нейтронного потока по радиусу и высоте зоны. Активная зона вместе с системой управления и защиты (СУЗ) реактора должна удовлетворять требованиям ядерной и радиационной безопасности, аварийной защиты, требованиям по прочности, коррозионной стойкости, размерной стабильности твэ-лов и т. п., т. е. удовлетворять всем требованиям к надежности ра-296 [c.296]

В начальный период развития ядерной энергетики в реакторах на тепловых нейтронах двухцелевого назначения (например, в английских магноксовых и французских реакторах на природном уране), имевших невысокую энергонапряженность и малую глубину выгорания, широко использовалось и продолжает использоваться металлическое урановое топливо. Ныне на всех строящихся и эксплуатируемых АЭС с легководными и тяжеловодными реакторами применяется преимущественно керамическое (оксидное) топливо. Причины этого перехода — несовместимость металлического урана с водой, что будет иметь место в случае разгерметизации твэлов, и нестабильность размеров уранового топлива при облучении, особенно в услввиях большой глубины выгорания топлива, высоких флюенсов нейтронов и температур. [c.314]

Поскольку в будущем предстоит перерабатывать топливо с большой глубиной выгорания (40 000 МВт-сут/т), подвергаются изменениям и усовершенствованиям существующие пьюрекс-процессы. Ставится задача — преодолеть трудности, связанные с образованием трития в растворах, увеличить пропускную способность оборудования, ограниченную требованиями ядерной безопасности, а также обеспечить высокую пропускную способност технологической линии превращения нитрата плутония в диоксид. Для выполнения значительно более высоких требований ядерной безопасности и охраны окружающей среды в некоторых случаях используются новые технологические процессы для улавливания 85j r, и зн, а также для отверждения или фиксации всех жидких радиоактивных отходов. [c.365]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...