Тепловыделяющие сборки (ТВС)

Технология переработки ОЯТ

ОЯТ содержит горючее, которое может быть использовано повторно. 90% ОЯТ – это U-238, остатки U-235 и наработанный Pu-239.

В реакторе возможно осуществление цикла с тремя типами делящегося материала:

1. Урановый ЯТЦ: делящимся материалом является U-235

²³⁸U(n,γ ) ²³⁹U→ ²³⁹Np →²³⁹Pu.

1.1 Ядерное топливо может быть природного обогащения по U-235(реакторы КАНДУ в Канаде), но при этом имеются следующие особенности:

а) громоздкость реактора;

б) нет смысла перерабатывать ОЯТ.

1.2 Реакторы на тепловых нейтронах (обогащение по U-235 составляет 3,5-5%).

1.3 Реакторы на быстрых нейтронах (обогащение по U-235 составляет 14-35%).

2. МОХ – топливо – изначально смешаны U-235 и Pu-239. При сгорании нарабатывается плутоний и его вклад составляет до 50%.

3. Уран-ториевый цикл. Делящимся материалом является U-235 (или U-233) и Th-232:

²³²Th (n,γ) → ²³³Th → ²³³Pa → ²³³U

Основное преимущество уран-ториевого цикла – запасов тория больше, чем запасов урана. Разработки данного метода велись в Индии.

Классификация реакторов

1) по нейтронам (быстрые, тепловые);

2) по замедлителю (Назначение замедлителя - замедление быстрых нейтронов из U-233, перевод их в тепловые). Используют графит и воду;

3) по охлаждающему агенту (Назначение охлаждающего агента – съем тепла). Используют воду, инертные газы, жидкие металлы (натрий).

Виды реакторов:

1. легководные (LWR);

2. водоводянные под давлением (ВВЭР, PWR);

3. водоводянные кипящего типа(BWR);

4. тяжеловодные (HWR);

5. смешанного типа: охлаждающий агент – вода (не под избыточным давлением, т. е. кипит при 100^оС), замедлитель – графит. (РБМК);

6. газоохлаждаемый(GGR, AGR) – энергетических реакторов мало;

7. на быстрых нейтронах (БН – 350, -600, -800, FBR,Суперфеникс, БОР - 60).

Химическая форма топлива:

· оксидное (для энергетических реакторов);

· металлическое;

· сплавы;

· карбидное – используется редко;

· гидридное – используется редко.

Характеристика топлива для различных видов реакторов.

Глубина выгорания – это процент выгоревшего топлива * отношение масс, или это количество энергии, вырабатываемое единицей массы ядерного топлива.

Нейтронные яды (вещества с большим сечением захвата нейтронов) снижают реактивность реактора. Это является лимитирующим фактором. Также топливо подвергается тепловым воздействиям, возможна разгерметизация твэлов. С учетом этих факторов устанавливается срок кампании.

ТВЭЛы.

Основным элементом активной зоны реактора является ТВЭЛ, в котором размещается топливо, происходит выделение тепловой энергии и передача ее теплоносителю. ТВЭЛ работает в жестких условиях (температурное воздействие, излучение, коррозия), поэтому к ТВЭЛу предъявляют следующие требования:

ü механическая прочность;

ü сохранение формы и герметичности.

Существуют различные формы ТВЭЛов. Стержневой ТВЭЛ состоит из сердечника (ядерное топливо), оболочки и концевых деталей (для закрепления ТВЭЛа в ТВС).

Параметры ТВЭЛа для ВВЭР-1000:

o диаметр = 9,1 мм;

o толщина стенки = 0,65 мм;

o длина ТВЭЛа без концевых деталей = 3500 мм;

o длина ТВЭЛа с концевыми деталями = 3860 мм.

Параметры ТВЭЛа для ВВЭР- 440:

o длина ТВЭЛа без концевых деталей = 2500 мм.

Тепловыделяющие сборки (ТВС)