Выгорание 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]

При выгорании ядерного топлива происходит накопление продуктов деления, в том числе и газообразных, а также изменение структуры топлива за счет перекристаллизации. Оба эти явления могут приводить к распуханию материалов электрогенерирующего канала ТЭП, что сопровождается уменьщением размера и без того малого зазора между катодом и анодом ТЭП.. Это может привести к серьезному нарушению режима работы ТЭП и к его вынужденной остановке. Кроме того, создается опасность проникновения или диффузии топлива на внешнюю поверхность эмиттера и перенос вещества с катода на анод посредством транспортных реакций. Для повышения эффективности работы эмиттера применяются ориентированные молибденовые и особенно вольфрамовые покрытия (см. гл. V). Однако проникновение на наружную поверхность хотя бы небольших количеств топлива может привести к образованию слоя, который резко ухудшает адсорбционную способность эмиттирующей поверхности по отношению к цезию и тем самым сильно снижает работу выхода электронов. [c.127]

Таким образом, ни по физическим свойствам, ни по форме, ни структурно ядерное топливо не сравнимо с органическим. Тем не менее основное назначение активной зоны энергетического реактора — производить тепловую энергию. В этом отношении активная зона реактора выполняет роль обычного котла или камеры сгорания двигателя, когда в них сжигается органическое топливо. Такая аналогия с привычным процессом обычной тепловой энергетики вполне правомерно позволила называть урановую и уран-плутониевую загрузку реактора ядерным топливом, а процессы деления и расходования делящихся элементов в реакторе — сжиганием , или выгоранием ядерного топлива, хотя, разумеется, никакого горения и сжигания в традиционном понимании этих слов в реакторе не происходит. [c.86]

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]

Вторичное ядерное топливо 81 Выгорание ядерного топлива 90, 135 Выщелачивание урана из морской воды 198—200 [c.474]

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 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]

Ядерное топливо ни по физическим свойствам, ни по форме, ни по составу не сравнимо с органическим топливом. Активная зона ядерного реактора, между тем, выполняет роль топки обычного котла, т. е. основным его назначением является производство тепловой энергии. Такая аналогия с привычным процессом тепловой энергетики позволила урановую загрузку реактора называть ядерным, или неорганическим топливом, а процессы деления и расходования делящихся элементов в реакторе — сжиганием , или выгоранием , ядерного топлива. [c.528]

В процессе эксплуатации наблюдалось распухание твэлов как в радиальном, так и в осевом направлениях. В результате распухания отмечалось снижение плотности ядерного топлива, что оказывало отрицательный эффект на реактивность, а радиальное распухание вызывало разрушение стальной оболочки. Радиационные повреждения были еще более ярко выражены, когда в топливо было включено небольшое количество плутония. Отмечалось очень сильное распухание при таких незначительных выгораниях, как 1 %, и температурах до 400 С. Стало очевидным, что наиболее благоприятные условия для активной зоны реактора-размножителя — больший нейтронный поток и более высокие температуры. Это означает, что должны использоваться различные топливные материалы для достижения высоких уровней выгорания, которые требуются для получения требуемых экономических показателей по топливу. [c.177]

Т. к, скорость реакции синтеза пропорц. плотности вещества (число соударений в единицу времени), а время разлёта частиц тем больше, чем больше размер системы, выгорание термоядерного топлива зависит также от оп-тич. толщины (рЛ) и для осуществления термоядерного взрыва необходимы высокие темп-ра и плотность. В термоядерном взрывном устройстве это создаётся при помощи ядерной бомбы (деления), служащей детонатором. [c.673]

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]

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]

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]

Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходованяя делящихся нуклядов (первичных и вторичных) в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется выделенным количеством тепловой энергии или количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор (обычно к 1 т). [c.90]

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]

Воспроизводство делящихся нуклидов в ядериом реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства (КВ), который определяется как отношение количества вновь образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся. В процессе выгорания ядерного топлива значение КВ меняется, поэтому различают дифференциальный и интегральный КВ. Дифференциальный КВ—это отношение скорости образования делящихся нуклидов к скорости их убыли за определенный момент времени. Интегральный КВ — усредненный за определенный отрезок времени (например, за период эффективной кампании топлива) коэффициент воспроизводства делящихся нуклидов, учитывающий все сопровождающие этот процесс ядерные реакции, включая де- [c.130]

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]

Твэлы ВТГР представляют собой графитовую матрицу, в которой диспергированы микротвэлы. Применение микротвэлов позволяет обеспечить малую удельную активность первого контура при глубоком выгорании ядерного топлива и высоких температурах топлива и теплоносителя. Невозможность расплавления керамического топлива в виде микротвэлов, отрицательный мощностный и температурный коэффициенты реактивности, невозможность образования вторичной критической массы, самопроизвольное прекращение цепной реакции деления при тяжелой аварии с полной потерей гелиевого теплоносителя делают ВТГР наиболее безопасными из всех энергоблоков с ядерными реакторами других типов. [c.173]

Установка Ромашка проработала непрерывно с августа 1964 г. по апрель 1966 г. с незначительным изменением электрической мощности к концу этого периода. Опыт работы установки продемонстрировал работоспособность кремний-германиевого сплава в поле излучений реактора на быстрых нейтронах. Испытания установки показали также стабильность работы реактора на быстрых нейтронах и его саморегулируе-мость. Имевшийся автоматический регулятор реактора практически не использовался, если не считать компенсации потерь реактивности вследствие выгорания ядерного топлива. [c.227]

При расчётах коэффициента усиления энергии G предполагалось, что энерговложение не зависит от массы сжимаемого ядерного топлива и выгорание ядерного топлива 30%. Частота работы ускорителя-драйвера подобрана так, чтобы установка имела среднюю тепловую мощность 10 ГВт и электрическую 4 ГВт. Количество реакторов, облучаемых от одного драйвера, зависит от средней тепловой мощности поглощаемой системой охлаждения реактора. Если эта мощность составляет 2,5 ГВт, то для любого варианта из таблицы, очевидно, потребуются четыре реактора. [c.202]

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]

Сырьевой основой ядерного топлива современной ядерной энергетики является природный уран. Добыча урановой руды и извлечение из нее урана, многопередельные процессы переработки уранового сырья в готовое ядерное топливо, эффективное его использование при глубоком выгорании в ядерных реакторах, транспортирование и химическая регенерация отработавшего топлива, его очистка от радиоактивных отходов (РАО) и примесей, их безопасное хранение и захоронение, многократный возврат [c.111]

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]

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]

Таким образом, расход ядерного топлива рассчитывается как разность между загруженным в реактор и выгруженным из него количеством делящихся нуклидов. Специфика такого определения состоит в том, что учитывается величина КВ, т. е. возможно образование новых делящихся нуклидов и их частичное расходование (выгорание) в процессе работы реактора. Поэтому в ядерной энергетике показательнее было бы пользоваться обратной величиной удельного расхода, а именно удельной энергией е, кВт-ч/г, т. е. количеством выработанной электроэнергии на единицу массы израсходованных делящихся нуклидов, содержавшихся в начальной топливной залрузке. Количество выработанной энергии определяется массой разделившихся ядер. [c.134]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...