40. Коэффициент воспроизводства и коэффициент накопления топлива, их определение и отличие. Время удвоения топлива, способы его уменьшения.

Воспроизвдсто ядерного топлива – это процесс образования в ЯР вторичных делящихся нуклидов (Pu239 или U233) из сырого сырья (u238 или Th232).

Накопление вторичного топлива характеризуют коэффициентон воспроизводства, представляющим собой отношение количесва образовавшихся ядер вторичного топлива Nвт к числу сгоревших ядер Nвыг:

КВ=Nвт/Nвыг

При КВ больше 1 воспроизводство является расширенным и общее количество делящихся нуклидов в ЯР возрастает со временем. Такой ЯР называют размножителем. ЯР – размножители дают возможность осуществить замкнутый топливынй цикл с дополнительной подпиткой только ядерным сырьем.

Для энергетических ЯР на природном уране или обогащенном уране КВ меньше 1 (для ВВЭР он равен 0,5-0,6 для тяделоводных и уран-графитовых 0,7 – 0,8)

Чем больше нейтронов поглощпется в u238 и меньше в u235, чем меньше обогащение x, т.е. чем больше в топливе u238, тем больше КВ. Кроме того, КВ растет с увеличением резонансного захвата в U238 (уменьшение φ), увеличением размножения на быстрый нейтронах (увеличение μ) и еменьшением утечки нейтронов в процессе замедления.

40. Реактор бн-600: нейтронная и биологическая защита, перегрузка топлива, схема наведения, поворотные пробки, их уплотнение.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора обеспечивает измерение уровня и скорости изменения нейтронной мощности во всех диапазонах работы реактора, дистанционный контролируемый вывод реактора на заданный уровень мощности и устойчивое автоматическое поддерживание мощности на заданном уровне, автоматическое надежное прекращение цепной реакции деления при возникновении аварийного состояния в реакторе или других системах, компенсацию изменения реактивности реактора.    СУЗ реактора БН-600 включает в себя 27 органов управления реактивностью, в том числе 19 стержней компенсации изменения реактивности (компенсация выгорания, температурных и мощностных эффектов), расположенных двумя кольцами, 2 стержня автоматического регулирования, расположенные в двух ячейках центральной части зоны малого обогащения, 6 стержней аварийной защиты, расположенные между первым и вторым кольцами компенсирующих стержней.     Система перегрузки топлива обеспечивает загрузку свежих ТВС и элементов СУЗ в реактор, выгрузку ТВС и элементов СУЗ из реактора, перестановку и разворот ТВС в реакторе.    Комплекс механизмов и устройств системы перегрузки топлива включает в себя следующие устройства: две поворотные пробки (большая и эксцентрически на ней установленная малая), два механизма перегрузки (эксцентрически расположенные на малой поворотной пробке на разных расстояниях от центра), систему наведения, два элеватора транспортировки ТВС и элементов СУЗ (загрузки и выгрузки), механизм передачи сборок, барабан свежих и барабан отработавших сборок, устройства управления комплексом механизмов перегрузки. С помощью механизма перегрузки кассета устанавливается в гнездо каретки элеватора и перемещением каретки по наклонной направляющей поднимается из внутреннего хранилища к механизму передачи кассет и обратно. Механизм передачи кассет расположен в герметичном перегрузочном боксе. Он осуществляет транспортировку кассет из гнёзд каретки элеваторов в передаточные барабаны и обратно.    Система очистки натрия предназначена для очистки натрия от растворимых и нерастворимых примесей и индикации содержания этих примесей. Очистка осуществляется с применением холодных фильтров-ловушек.    Помещения, где возможно истечение и возгорание натрия, оборудованы системами пожаротушнеия натрия, предусматривающими следующие способы тушения натрия: порошковым составом; в специальных поддонах с гидрорастворами; сливом натрия в аварийные емкости с самотушением натрия в них; самотушителями в относительно герметичных помещениях без подачи азота; подачей азота в помещения с натриевым оборудованием.    Система электроснабжения. Выдача электрической мощности в энергосистему осуществляется через три блочных повышающих трансформатора 1575/242 кВ мощностью 250 МВА каждый и далее через типовое открытое распределительное устройство 220 кВ, выполненное с двумя основными и одной обходной системой шин.    Важнейшие потребители электроэнергии систем безопасности имеют резервное питание от систем с автономными надежными источниками - автоматически запускаемыми дизель-генераторами и аккумуляторными батареями

42 Способы оптимизации топливного цикла

Обоснование и оптимизация топливного цикла реактора является важной задачей, от решения которой зависят как экономические показатели, так и уровень безопасности в целом. Для рассматриваемого реактора ВРТТ необходимо найти такие параметры топливной загрузки активной зоны, которые обеспечивали бы не только достаточно высокую глубину выгорания топлива при минимальном расходе делящегося материала, но и позволили реализовать одно из важнейших свойств реактора – самозащищенность, в том числе при аварии с полной потерей теплоносителя. Помимо автоматического самозаглушения реактора при потере теплоносителя это означает пассивное расхолаживание гелием, заполняющим корпус реактора. В результате было найдено, что в случае использования UO2 топлива наиболее близким к оптимальному является следующий вариант: шаг решетки твэлов 4 см, загрузка микротвэлов в компакт 25% по объему, радиус керна микротвэлов 300 мкм, обогащение топлива 15%; при этом максимальная глубина выгорания за 4 года кампании составляет 167 ГВт*сут/т. Для компенсации избыточного начального запаса реактивности требуется добавление в топливо 1% эрбия. Температурные коэффициенты реактивности отрицательны на протяжении всего времени облучения топлива в реакторе. Эффект полной потери теплоносителя для горячего и холодного состояний переводит реактор в подкритическое состояние как в начале, так и в конце кампании. Экономические оценки показали, что параметры топливной загрузки реактора ВРТТ позволяют иметь расход урана на единицу выработанной электроэнергии на 50% меньше, по сравнению с реактором ВВЭР-1000 (в основном благодаря более высокому термическому КПД).

Рассмотрена также возможность использования активной зоны реактора ВРТТ для утилизации оружейного плутония. При этом рассмотрены различные варианты микротвэлов, в том числе с использованием геттеров и инертных разбавителей, с учетом последних достижений в этой области.

43 Жидкосолевые реакторы: конструктивная схема, топливная композиция, достоинства и проблемы освоения

Реа́ктор на расплавах солей (жидкосолевой реактор, ЖСР, MSR) — является одним из видов ядерных реакторов деления, в которых основой охлаждающей жидкости является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах (выше температура — лучше для термодинамической эффективности), оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность.

В некоторых вариантах ядерное топливо тоже жидкое, и является теплоносителем, что упрощает конструкцию реактора, уравнивает выгорание топлива, а также позволяет заменять горючее, не останавливая реактор.

MSR могут использовать в качестве топлива обогащенный уран (U235 и U238), либо смесь фторидов тория-232 и урана-233 (в реакторах LFTR).

Во многих конструкциях ядерное топливо растворяется в расплавленном фториде теплоносителя — в соли тетрафторида. В расплав также добавлены литий (высокообогащенный по изотопу лития-7 — около 99,995 %^[1]) и бериллий. Реакторы могут быть основаны на ториевом или на урановом топливном цикле.

При ториевом топливном цикле цепная ядерная реакция возможна только при захвате торием-232 медленных нейтронов, что требует наличия замедлителя нейтронов. Замедлителем является графит, расположенный непосредственно в самом реакторе, с регулирующими стержнями. При аварийной ситуации, когда регулирующие стержни не работают, реактор начинает перегреваться, но жидкость под действием силы тяжести сливается в аварийно-резервное хранилище, заполненное холодным раствором соли. В качестве аварийного клапана предлагается использовать пробку из более тугоплавкой соли. Нагретая соль направляется в первый теплообменник, через который циркулирует соль второго контура, не содержащая радиоактивных веществ. Этот расплав соли направляется в следующий теплообменник, где тепло передаётся гелию или водяному пару. На горячем газе работают турбины, вращающие генераторы.

MSR-реактор работает при высокой температуре, 600—700 °C, что НЕ превышает точку кипения расплава солей. Поэтому в реакторе давление немного выше 1 кг/см², что позволяет обойтись без тяжёлого и дорогого корпуса. Еще одно преимущество MSR-реактора — небольшая активная зона, что требует меньше материалов для защиты.

MSR-реактор — использует торий-232 в качестве горючего, но в техническом смысле торий не является ядерным горючим, поскольку он не распадается и не может породить цепную реакцию. Но с помощью нейтрона со стороны торий можно расщепить. Эту роль выполняет уран-233. Ядро тория-232 захватывает нейтрон. После этого происходит бета-распад и изначальный торий-232 превращается через несколько промежуточных продуктов в уран-233. Таким образом, единственным расходуемым веществом является торий-232.

Расход ядерного горючего оценивается в 1 — 6 тонн тория ежегодно на реактор электрической мощностью 1000 мегаватт (1 ГВт·год; при КПД в 40 %).^[2][3] Высокорадиоактивных отходов производится при этом около тонны в год. Через 10 лет 83 процента из них стабилизируется, а оставшиеся 17 процентов необходимо захоронить на 300—500 лет. Плутония производится всего 30 граммов, поэтому такой реактор нельзя применить для производства оружейного плутония. Известные мировые запасы тория 2,23 миллиона тонн, приблизительные неразведанные составляют ещё 2,13 млн т.

MSR-техника не так хорошо известна даже среди инженеров ядерной энергетики, но её история начиналась ещё в 1940-х. До конца 1960-х были попытки приспособить такие реакторы, используя их малые габариты, в качестве источника энергии на самолёты. Первый такой опытный реактор действовал в 1954, бомбардировщик B-36 был оснащён им в 1955—1957. Развитие межконтинентальных ракет сделало такие самолёты, остающиеся в воздухе без дозаправки неделями, ненужными.

Главная причина того, почему MSR-реакторов сейчас нет в массовом практическом использовании, несмотря на огромные запасы сырья и малое количество отходов — торий (точнее, уран-233) не стал сырьём для изготовления ядерного оружия. Интерес к развитию электростанций, использующих торий, остывал в 1950—1960 по мере того, как была отлажена схема изготовления ядерного оружия из плутония. Массовый выпуск оружейного плутония тогда был важнее нужд энергетики. В настоящее время (2011 год) заметная часть реакторов использует в качестве ядерного горючего материал из сокращённого ядерного оружия — уран и плутоний. По состоянию на 2011 год действуют 440 реакторов, из которых 350 водо-водяных реакторов — с водой под давлением.