В ядерной энергетике выгорание (также известное как утилизация топлива ) является мерой того, сколько энергии извлекается из первичного источника ядерного топлива . Оно измеряется как доля атомов топлива, подвергшихся делению в %FIMA (деления на начальный атом металла) [1] или %FIFA (деления на начальный делящийся атом) [2] , а также, предпочтительно, фактическая энергия, выделившаяся на массу начального топлива в гигаватт -днях/ метрическая тонна тяжелого металла (ГВт-д/тТМ) или аналогичных единицах.
Выражается в процентах: если 5% исходных атомов тяжелых металлов подверглись делению, выгорание составляет 5%FIMA. Если эти 5% были общим количеством 235 U, которые были в топливе в начале, выгорание составляет 100%FIFA (поскольку 235 U является делящимся, а остальные 95% тяжелых металлов, таких как 238 U, — нет). В работе реактора этот процент трудно измерить, поэтому предпочтительнее альтернативное определение. Его можно вычислить, умножив тепловую мощность установки на время работы и разделив на массу начальной загрузки топлива. Например, если тепловая установка мощностью 3000 МВт (эквивалентная 1000 МВт электрической при КПД 30%, что типично для американских легководных реакторов) использует 24 тонны обогащенного урана ( тU) и работает на полной мощности в течение 1 года, среднее выгорание топлива составляет (3000 МВт·365 сут)/24 метрических тонны = 45,63 ГВт·сут/т, или 45 625 МВт·сут/тТМ (где ТМ обозначает тяжелый металл, то есть актиниды, такие как торий, уран, плутоний и т. д.).
Для преобразования процентов в энергию/массу необходимо знать κ — тепловую энергию, выделяемую при делении. Типичное значение — 193,7 МэВ (3,1 × 10−11 Дж ) тепловой энергии на деление (см. Ядерное деление ). При таком значении максимальное выгорание 100% FIMA, включающее деление не только делящегося содержимого, но и других делящихся нуклидов, эквивалентно примерно 909 ГВт⋅д/т. Инженеры - атомщики часто используют это для приблизительного определения 10% выгорания как чуть менее 100 ГВт⋅д/т.
Фактическим топливом может быть любой актинид , который может поддерживать цепную реакцию (то есть он является расщепляющимся), включая уран, плутоний и более экзотические трансурановые виды топлива. Это топливо часто называют тяжелым металлом , чтобы отличить его от других металлов, присутствующих в топливе, например, тех, которые используются для оболочки . Тяжелый металл обычно присутствует либо в виде металла, либо в виде оксида, но возможны и другие соединения, такие как карбиды или другие соли.
Реакторы поколения II обычно проектировались для достижения около 40 ГВт-д/тU. С новыми топливными технологиями, и в частности с использованием ядерных ядов , эти же реакторы теперь способны достигать до 60 ГВт-д/тU. После того, как произошло так много делений, накопление продуктов деления отравляет цепную реакцию, и реактор необходимо остановить и перезаправить.
Ожидается, что некоторые более совершенные конструкции легководных реакторов смогут достичь более 90 ГВт·сут/т высокообогащенного топлива. [3]
Быстрые реакторы более устойчивы к отравлению продуктами деления и могут по своей природе достигать более высоких выгораний за один цикл. В 1985 году реактор EBR-II в Аргоннской национальной лаборатории довел выгорание металлического топлива до 19,9%, или чуть менее 200 ГВт·д/т. [4]
Модульный гелиевый реактор Deep Burn (DB-MHR) может достигать 500 ГВт·д/т трансурановых элементов . [5]
На электростанции высокая степень выгорания топлива желательна для:
Также желательно, чтобы выгорание было максимально равномерным как в отдельных топливных элементах, так и от одного элемента к другому в пределах топливной загрузки. В реакторах с оперативной дозаправкой топливные элементы могут быть перемещены во время работы, чтобы помочь достичь этого. В реакторах без этой возможности может использоваться точное позиционирование регулирующих стержней для балансировки реактивности в активной зоне и перемещение оставшегося топлива во время остановок, при которых заменяется только часть топливной загрузки.
С другой стороны, есть признаки того, что увеличение выгорания выше 50 или 60 ГВт·д/тU приводит к значительным инженерным проблемам [6] и что это не обязательно приводит к экономическим выгодам. Топливо с более высоким выгоранием требует более высокого начального обогащения для поддержания реактивности. Поскольку количество единиц разделительной работы (ЕРР) не является линейной функцией обогащения, достижение более высокого обогащения обходится дороже. Существуют также эксплуатационные аспекты топлива с высоким выгоранием [7] , которые особенно связаны с надежностью такого топлива. Основные проблемы, связанные с топливом с высоким выгоранием, следующие:
В однократных циклах ядерного топлива , которые в настоящее время используются во многих странах мира, отработанные топливные элементы утилизируются целиком как высокоактивные ядерные отходы, а оставшееся содержание урана и плутония теряется. Более высокое выгорание позволяет использовать больше делящегося 235 U и плутония, полученного из 238 U , что снижает потребность в уране для топливного цикла.
В однократных циклах ядерного топлива более высокое выгорание уменьшает количество элементов, которые необходимо захоронить. Однако кратковременное выделение тепла, один из ограничивающих факторов глубокого геологического хранилища , в основном происходит от среднеживущих продуктов деления , в частности 137 Cs (период полураспада 30,08 года) и 90 Sr (период полураспада 28,9 года). Поскольку их пропорционально больше в топливе с высоким выгоранием, тепло, выделяемое отработанным топливом, примерно постоянно для заданного количества вырабатываемой энергии.
Аналогично, в топливных циклах с ядерной переработкой , количество высокоактивных отходов для данного количества вырабатываемой энергии не тесно связано с выгоранием. Высоковыгорающее топливо генерирует меньший объем топлива для переработки, но с более высокой удельной активностью .
Необработанное отработанное топливо из современных легководных реакторов состоит из 5% продуктов деления и 95% актинидов (в основном из урана) и является опасно радиотоксичным, требуя особого хранения в течение 300 000 лет. Большинство долгоживущих радиотоксичных элементов являются трансурановыми, и поэтому могут быть переработаны в качестве топлива. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Еще шесть процентов ( 129 I и 99 Tc ) могут быть преобразованы в элементы с чрезвычайно коротким периодом полураспада ( 130 I : 12,36 часов; 100 Tc : 15,46 секунд). 93 Zr , имеющий очень длительный период полураспада, составляет 5% продуктов деления, но может быть легирован ураном и трансурановыми элементами во время переработки топлива или использован в оболочке из цирколоя , где его радиоактивность не имеет значения. Оставшиеся 20% продуктов деления или 1% необработанного топлива, для которых наиболее долгоживущими изотопами являются 137 Cs и 90 Sr , требуют особого хранения в течение всего 300 лет. [8] Таким образом, масса материала, требующего особого хранения, составляет 1% от массы необработанного отработанного топлива. В случае137
Cs или90
Sr это «особое хранение» может также принимать форму использования для облучения пищевых продуктов или в качестве топлива в радиоизотопном термоэлектрическом генераторе . Поскольку как природные элементы стронций и цезий, так и их оксиды — химические формы, в которых они могут быть обнаружены в оксидном или металлическом топливе — образуют растворимые гидроксиды при реакции с водой, их можно сравнительно легко извлечь из отработанного топлива и осадить в твердую форму для использования или утилизации на следующем этапе, если это необходимо. Если тритий не был удален из топлива на этапе, предшествующем этой водной экстракции, вода, используемая в этом процессе, будет загрязнена, что потребует дорогостоящего разделения изотопов или позволит тритию распасться до безопасных уровней, прежде чем вода может быть выпущена в биосферу.
Выгорание является одним из ключевых факторов, определяющих изотопный состав отработанного ядерного топлива , другими являются его начальный состав и нейтронный спектр реактора. Очень низкое выгорание топлива необходимо для производства оружейного плутония для ядерного оружия , чтобы производить плутоний, который в основном состоит из 239 Pu с минимально возможной пропорцией 240 Pu и 242 Pu .
Плутоний и другие трансурановые изотопы производятся из урана путем поглощения нейтронов во время работы реактора. Хотя в принципе возможно удалить плутоний из отработанного топлива и направить его на оружейное использование, на практике существуют серьезные препятствия для этого. Во-первых, необходимо удалить продукты деления. Во-вторых, плутоний необходимо отделить от других актинидов. В-третьих, необходимо отделить делящиеся изотопы плутония от неделящихся изотопов, что сложнее, чем отделить делящиеся от неделящихся изотопов урана, не в последнюю очередь потому, что разница масс составляет одну атомную единицу вместо трех. Все процессы требуют работы с сильно радиоактивными материалами. Поскольку существует множество более простых способов создания ядерного оружия, никто не создавал оружие из отработанного топлива гражданских электроэнергетических реакторов, и, вероятно, никто никогда этого не сделает. Кроме того, большая часть плутония, производимого во время работы, делится. В той степени, в которой топливо перерабатывается на месте, как это предлагается для интегрального быстрого реактора , возможности для диверсии еще больше ограничиваются. Таким образом, производство плутония во время эксплуатации гражданского электроэнергетического реактора не является существенной проблемой.
В одной из диссертаций аспиранта Массачусетского технологического института 2003 года сделан вывод о том, что «стоимость топливного цикла, связанная с уровнем выгорания 100 ГВт⋅д/тТМ, выше, чем при выгорании 50 ГВт⋅д/тТМ. Кроме того, потребуются расходы на разработку топлива, способного выдерживать такие высокие уровни облучения. В текущих условиях преимущества высокого выгорания (более низкие скорости выгрузки отработанного топлива и плутония, деградированные изотопы плутония) не вознаграждаются. Следовательно, у операторов атомных электростанций нет стимула инвестировать в топливо с высоким выгоранием». [9]
Исследование, спонсируемое Программой университета ядерной энергетики, изучало экономическую и техническую осуществимость в долгосрочной перспективе более высокого выгорания. [10]
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )