Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Решениями XXV — XXVII съездов КПСС определено опережающее развитие ядерной энергетики именно в районах европейской части СССР. В качестве генерального направления развития базисных мощностей в европейском регионе СССР принято строительство АЭС, не только обеспечивающих экономичное замещение дальнепривозного (транспортированного) органического топлива, но и практически снимающих проблемы транспортирования топлива для производства на атомных установках электрической или тепловой энергии.
Признано целесообразным также сооружение ACT, которые превосходят по своим экономическим показателям ТЭЦ и котельные на донецком угле и особенно на мазуте. В качестве главных надравлений перспективного развития централизованного теплоснабжения районов страны, расположенных западнее Урала, признано целесообразным сооружение ACT, а также котельных на природном газе и на кузнецком угле, так как в существующих условиях работа ТЭЦ на кузнецком угле менее эффективна, чем сочетание котельной на угле и АЭС, ACT, пиковой котельной на угле и газе и АЭС.
Часть вторая
ОСНОВЫ ТЕХНОЛОГИИ ПРОИЗВОДСТВА И ЭКОНОМИКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
ГЛАВА 4
ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО. ОСОБЕННОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ. ПОТРЕБНОСТИ АЭС В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ
4.1. ПОНЯТИЕ О ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ
Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами* являются находящиеся в природном уране изотопы урана, изотопы плутония, искусственно получаемые в ходе ядерных реакций из урана, искусственный 233U, получаемый при облучении нейтронами природного тория. Изотопы урана и плутония могут делиться под воздействием нейтронов различны*, энергий (тепловых, быстрых, промежуточных).
Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся нуклиды, называется первичным, а топливо, содержащее нуклиды, полученные искусственным путем, — вторичным. Основная масса природного урана (238U) и весь находящийся в природе торий (232Th) представляют собой природный ядерный материал, пригодный для воспроизводства, т. е. для получения искусственных делящихся нуклидов, или вторичного ядерного топлива **.
На современном этапе развитие ядерной энергетики базируется на природном уране. Природный уран состоит из трех изотопов. Основной его изотоп — 238U имеет период полураспада, соизмеримый с возрастом нашей планеты. Поэтому, где бы ни добывали природный уран, его изотопный состав всюду одинаков:
2IU — 99,2831 «/о. Ти2 = 4,51 • 109 лет;
* По определению международного стандарта (ISO-921-72) нуклид — внд атома, характеризуемый определенным массовым числом, атомным номером и энергетическим состоянием при условии, что средний срок жизни в этом состоянии достаточно продолжителен для наблюдения.
** 238U и 232Th подвергаются делению быстрыми нейтронами, а торнй — в очень малой степени и тепловыми, но вклад этого деления в получение ядерной энергии относительно невелик. В литературе воспроизводящие материалы иногда называют фертнльными (от англ. fertile — родящий, воспроизводящий).
6-6105
81
234,
92 і
235, 92і
IU-0,7113»/,, T112 =0,713-109 лет; ;U — 0,0054%. Тт = 27,0- 10е лет.
Все эти изотопы урана спонтанно (самопроизвольно) распадаются с испусканием а-частиц с энергией 4,5—4,8 МэВ, 234U является продуктом а-распада 238U, и его удельная радиоактивность высока (13 860 расп./мин в 1 мкг, что в 3270 раз выше, чем у 235U1 и в 18600 раз выше, чем у 238U).
Наряду с а-распадом все изотопы урана испытывают слабое спонтанное деление с выходом мгновенных нейтронов: 1 кг 238U испускает 13 нейтронов в 1 с, а изотопы 233U, 234U, 235U, 236U — от 0,3 до 5 нейтронов в 1 с. Выход нейтронов спонтанного деления — весьма важный фактор для возникновения самопроизвольной цепной реакции деления при соответствующей концентрации тяжелых атомов и замедлителя нейтронов.
235U является практически единственным природным материалом, ядра атомов которого могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т. е. «избыточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. К сожалению, в природном уране его содержится всего 1/140 часть. Большинство проектируемых и действующих АЭС с реакторами на тепловых нейтронах работают на уране, обогащенном 235U. В активных зонах реакторов на быстрых нейтронах в начальный период также используется обогащенный уран. Он же применяется в компактных судовых реакторах. Исследовательские реакторы, как правило, работают на уране среднего и высокого обогащения. 1
Обогащенным ураном называется полученная искусственным путем смесь природных изотопов урана, в которой содержание 235U превышает его концентрацию в природном уране (0,7115 %)*• В зависимости от массового содержания 235U различают уран сла-бообогащенный (до 5 %), среднеобогащенный (5—20 %), высоко-обогащенный (21—90%) и сверхобогащенный (90—96%).
Основная часть природного урана — изотоп 238U (992,8 кг на 1 т урана) — не делится под воздействием тепловых нейтронов. Но его ядро может захватывать эти нейтроны без последующего
