border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


Плутониевый рециклинг Печать
Автор Сергей   
29.01.2008 г.

Начиная с первой фазы топливного цикла PWR, т. е. после выгрузки топлива с выгоранием 33 МВт • сут/кг, отработавшая топливная композиция   содержит   плутоний.
После полного завершения первого рецикла, т. е. после повторного использования топлива первой загрузки и повторного извлечения переработанного топлива с выгоранием 33 МВт х х сут/кг, изотопный состав плутония отличается от предыдущего меньшим суммарным содержанием делящихся 239Рu и 241Рu. Последующий ре-циклинг плутония без подпитки.со стороны приводит к дальнейшему снижению содержания делящихся нуклидов. Поэтому обычно применяют некоторую модификацию самообеспечиваемого рециклинга. В этой модификации рециклируемый плутоний смешивают со "свежим" плутонием первого цикла, что приводит к некоторому повышению содержания делящихся нуклидов.
При повторном использовании плутония применяются твэлы и ТВС той же конструкции, что и при использовании обычного низкообогащенного уранового топлива. Однако топливная композиция
твэлов представляет собой так назьюаемое смешанное оксидное топливо (МОХ-топливо), т. е. таблетки из смеси диоксидов урана и плутония. При этом содержание делящегося плутония (обогащение) в (U, Pu)02-тогошве выбирается исходя из условия обеспечения того же выгорания, что при использовании низкообогащенного топлива. Для предотвращения локальных всплесков мощности в ТВС осуществляют зонное профилирование обогащения применяемого топлива. Для этого на периферии ТВС устанавливают твэлы с меньшим содержанием делящегося плутония (2%), а в центральной зоне для квазиустановившегося режима перегрузок — тэвлы с содержанием плутония примерно 3,2%.
При обычных перегрузках (1 раз в год) и трехлетнем периоде переработки выгружаемого топлива и изготовления твэлов из (U, Pu)02-топлива первый рецикл с использованием собственного плутония может начаться только спустя четыре года (с начала пятого цикла). Режим перегрузок в эти четыре года остается идентичным открытому топливному циклу. Вначале доля твэлов с (U, Pu)02 -топливом в загрузке составляет примерно 10%, в дальнейшем она увеличивается и достигает 30%. Начиная с 11-го цикла смешанное оксидное топливо попадает во второй рецикл (три года на достижение полного выгорания, три года на переработку во внешнем топливном цикле). Третий рецикл начинается с 17-го цикла и т. д. При этом происходит изменение изотопного состава плутония: содержание неделящихся нуклидов 240Рu и 242Рu растет, а делящихся 239Рu и 241Рu падает.  Увеличение в выгружаемом топливе доли неделящихся нуклидов плутония приводит к необходимости увеличивать в каждом новом рецикле начальное содержание делящегося плутония. В первом рецикле оно составляло 2,9% Pu, в четвертом 3,2% Pu.
По сравнению с открытым топливным циклом замкнутый тойливный цикл SGR в PWR имеет существенно меньший расход природного урана, который составляет 2730 т/ГВт(эл.) за 30 лет эксплуатации при условии рециклирования и плутония и урана, т. е. выигрыш составляет примерно 35%. При этом объем разделительных работ за тот же срок сокращается до 2490 т • ЕРР/ГВт (эл.), т. е. на 25%. Примерно такой же результат получается и для BWR. Рассмотренный самообеспечиваемый рециклинг плутония может быть применен и на других типах реакторов, т. е: на HWR, AGR и HTGR. 
Легководный реактор, повторно использующий плутоний и работающий только на смешанном оксидном топливе, называется сжигателем плутония. В таком реакторе все тыэлы содержат топливо, одинаково обогащенное делящимся плутонием (около 2,8% Рu). Для начальной загрузки реактора мощностью 1 ГВт(эл.) требуется примерно 2300 кг делящегося плутония. При обычных перегрузках (1/3 загрузки активной зоны в год) обеспечивается выгорание выгружаемого топлива около 33 МВт • сут/кг. Отработавшее топливо после трехлетнего периода переработки может быть снова загружено в реактор. Так как сжигатели плутония типа LWR повторно используют собс!венное топливо и делящийся плутоний, наработанный в других LWR, то их собственный расход природного урана и работа по разделению изотопов равны нулю. Они^нуж-даются только в отвальном уране. Однако стратегия, основанная на сочетании реакторов—сжигателей плутония с обычными LWR, работающими
на низкообогащенном топливе, не дает преимуществ по расходу природного урана и разделительным работам по сравнению с самообеспечиваемым рециклингом плутония в LWR.
Смешанное оксидное топливо для LWR, используемое в режиме самообеспечиваемого рециклинга плутония, было широко и успешно проверено в реакторных испытаниях. Имеется также достаточный опыт по переработке и производству повторного (U, Рu) 02-топлива.
Однако пока еще не построен и не работает ни один LWR - сжигатель плутония. Проведена нейтронно-физическая оптимизация замкнутого топливного цикла LWR для улучшения коэффициента конверсии и снижения расхода топлива. Оказалось, что усовершенствование можно осуществить главным образом за счет уменьшения шага решеки плутониевых твэлов в активной зоне, что приведет к уменьшению замедления нейтронов и сдвигу спектра в область высоких энергий. При этом коэффициент конверсии может быть увеличен до 0,9. Однако столь хорошие характеристики LWR-конвертеров пока получены только теоретически.
 

...   border border