Воспроизводство ядерного топлива.

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, кроме этого, происходит образование трансурановых элементов, главным образом, изотопов Pu. В ядерном реакторе, работающем на уране, часть нейтронов поглощается ядрами урана-238, которые, как следует из уравнения (2.9), после нескольких радиоактивных распадов, превращаются в ядра Pu-239, являющимся вторичным ядерным топливом.

(2.9)

Другой делящийся изотоп можно получить, располагая в нейтронном потоке мишени из тория-232.

(2.10)

В начале работы реактора происходит линейное накопление ²³⁹Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация ²³⁹Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸U и ²³⁹Pu (см.рис. 2.2). Радиоактивные цепочки образования и превращений в ядерном реакторе искусственных делящихся изотопов показаны на рис. 2.3.

Рис. 2.2. Динамика накопления изотопов плутония в реакторе

Имеется критерий эффективности наработки вторичного топлива – коэффициент воспроизводства - К_в, представляющий отношение количества образовавшихся ядер вторичного топлива к числу сгоревших ядер первичного топлива. Для реакторов на тепловых нейтронах К_в равен 0,5-0,6. Для реакторов на быстрых нейтронах К_в может быть больше 1. Это означает, что в ядерном энергетическом реакторе будет образовываться больше топлива, чем сгорать. Природные запасы урана-238 и ториия-232 очень велики, поэтому развитие атомной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах может обеспечить человечество неисчерпаемыми энергоресурсами. Такое свойство ядерной энергетики – самообеспечение ресурсами, делает ее наиболее привлекательным способом получения энергии относительно органических источников.

Рис. 2.3. Радиоактивные цепочки образования и превращений исскуственных делящихся элементов.

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов».

1.9 Остаточное энерговыделение после останова реактора.

Отличительной особенностью ядерного реактора от других энергопроизводящих систем является процесс генерации энергии после останова реактора. В заглушенном реакторе, как и прежде, будет происходить распад ядер продуктов деления, сопровождающийся выделением энергии гамма и бета излучения. При торможении гамма-квантов и β-частиц выделяется энергия, вызывающая нагрев твэлов и всей активной зоны. Выделение тепла в активной зоне остановленного реактора называют остаточным тепловыделением, а процесс снятия остаточных тепловыделений —расхолаживанием реактора.

Сразу после останова реактора доля остаточного энерговыделения составляет около 6%. Затем, по мере распада β и γ источников, эта доля снижается (рис. 2.4). Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или стабильное состояние.

Рис. 2.4. График изменения мощности реактора после его остановки

Выделяемая после остановки энергия (мощность) зависит от количества накопленных продуктов деления, для её расчёта используются различные формулы. Наибольшее распространение получила формула Вэя—Вигнера, исходя из которой, мощность остаточного тепловыделения уменьшается по закону

, где: (2.11)

— мощность остаточного тепловыделения реактора через время τ_с после его останова;

— мощность реактора до останова, на которой он работал в течение времени (сек)

На начальном этапе после останова, когда τ_с T , можно использовать упрощённую зависимость:

(2.12)

Таким образом, после останова реактора остаточное энерговыделение составит, примерно:

Время	1 с	10 с	100 с	1000 с	1 ч	10 ч	100 ч	1000 ч	1 год
Мощность, %	6,5	5,1	3,2	1,9	1,4	0,75	0,33	0,11	0,023

Как показывает эта таблица, мощность остаточного тепловыделения спадает достаточно быстро до малых величин, относительно стационарного уровня, но она довольно значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его останова. Такая особенность ядерной энергоустановки приводит к необходимости учитывать эти процессы и не оставлять ЯЭУ, а также ОЯТ без принудительного охлаждения в течение весьма продолжительного времени. Например, для выгруженного из реактора отработанного топлива необходима выдержка в бассейне охлаждения не менее 3-4-х лет.

Для отвода остаточных тепловыделений в реакторных установках предусмотрены специальные системы расхолаживания, работа которых необходима как при нормальном останове реактора, так и в аварийных ситуациях. На случай тяжёлых аварий, когда теплоотвод нарушен, предусматриваются аварийные системы охлаждения активной зоны. Для надёжного электроснабжения всех этих систем энергоблоки оснащаются резервными электростанциями и аккумуляторными батареями.

Постоянный теплоотвод необходим и для отработавшего топлива, поэтому его хранят 3-4 года в специальных хранилищах — бассейнах выдержки с определённым температурным режимом. Когда мощность остаточных тепловыделений спадает настолько, что топливо не требует принудительного охлаждения, то ЯОТ может быть отправлено на «сухое» хранение или на переработку.

На случай аварий с потерей теплоносителя (разрывы крупных трубопроводов и др.), в реакторных установках предусматриваются аварийные системы, обеспечивающие охлаждение активной зоны. При нормальном функционировании этих систем последствия аварии для установки будут небольшими. В случае же их неисправностей или ошибок персонала, может произойти перегрев активной зоны вплоть до её расплавления. Примером аварии с потерей теплоносителя, развившейся в очень тяжёлую из-за сочетаний неисправностей оборудования и ошибок персонала, может послужить авария на АЭС Три-Майл-Айленд (1973 г.) Примером тяжёлой аварии из-за полного обесточивания является авария на АЭС Фукусима I (2011 г).