Начало здесь:
Ядерный ликбез. Атомная энергетика. Урановый цикл. Ториевый цикл.
Сегодня большинство реакторов в мире − водные реакторы на тепловых нейтронах, в которых используется однократный топливный цикл. У таких реакторов цикл состоит из семи ступеней.
Рис. 1. Схема однократного топливного цикла с реактором на медленных нейтронах
1. Добыча урана. Для работы одного водного реактора на тепловых нейтронах с электрической мощностью 1000 МВт требуется около 200 т натурального урана.
2. Конверсия урана. Измельченный уран в форме U3O8 химически очищается и переводится в форму UF6 для операций по его обогащению.
3. Обогащение. Доля 235U в топливе повышается с 0.7% (естественная смесь) до 3-5% − это обычная концентрация 235U в реакторах на медленных нейтронах. (Реакторы на медленных нейтронах, в которых вместо воды H2O используется тяжелая вода D2O могут работать и на естественной смеси)
4. Производство топлива. Ядерное топливо используется в ядерных реакторах обычно в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС). В реакторах на медленных нейтронах чаще всего применяют UO2. Её температура плавления равна 2800°C
5. Реактор на медленных нейтронах. При делении 235U под действием медленных нейтронов образуется тепло, которое преобразуется в электричество. В топливе содержится также 238U, который не делится под действием тепловых нейтронов, а поглощает их, превращаясь в плутоний, а также и другие трансурановые изотопы. Около половины образовавшегося 239Pu делится под действием нейтронов. В течение всего цикла доля энергии, выделяющейся при делении 239Pu составляет приблизительно четверть всей выделившейся энергии.
Твэлы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (обычно до 6 лет) пока не выгорит приблизительно около 3% урана (достичь большего выгорания очень трудно, так как уже при этой степени выгорания стенки твэлов (их толщина 0,5-0,6 мм) значительно повреждены коррозией и радиацией - Прим. ВИВас). Затем их вынимают и помещают во временное хранилище.
6. Временное хранение облученного топлива представляет собой водяные ванны. Облученное топливо сильно радиоактивно и выделяет большое количество тепла за счет распада продуктов деления (около 6% энерговыделения реактора. Однако, тепловыделение быстро спадает (на ~0.5% в неделю). После выгрузки в облученном топливе (ОЯТ) содержится ~0.8-1 % 235U,
1% плутония*,
~3-5% продуктов деления и минорных актинидов**. Остальное − 238U. Облученное топливо содержится во временных хранилищах от нескольких месяцев до 5 лет.
7. Если не предполагается использования плутония и 238U, облученное топливо может квалифицироваться как отходы и помещается для длительного хранения.
Однократный цикл на водных реакторах на тепловых нейтронах позволяет использовать только 1% энергии добытого урана. В то же время в ОЯТ при однократном цикле содержится 235U с обогащением выше природного и ~0.6% нечетных изотопов Pu, которые тоже делятся под действием тепловых нейтронов. Это позволяет использовать ОЯТ, после соответствующей переработки в качестве топлива для реакторов на тепловых нейтронах.
_____________________________________________________
* ~0.6% ОЯТ приходится на делящиеся под действием тепловых нейтронов 239Pu+241Pu, остальной плутоний 240Pu+242Pu − "нейтронные яды", они под действием тепловых нейтронов не делятся, а активно их поглощают. 241Pu быстро распадается (T1/2 = 14.29 л), превращаясь в 241Am.
** Актиниды — семейство радиоактивных химических элементов III группы 7-го периода периодической системы − Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es, Fm, Md, No, Lr.
Минорные актиниды − так называются актиниды в используемом ядерном топливе, кроме урана и плутония. Наибольшее значение из них имеют Np, Am и Cm.
Продолжение следует ...
Источник: http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne...
Оценили 12 человек
17 кармы