Видео в тему вчерашнего отредактированного поста о муфлонах. И как в тему видео, так и в тему поста - интересные ссылки.
http://sosny.bas-net.by/wp-content/uploads/2012/09/bul_2011_6_7.pdf
https://sites.google.com/site/alexianon/chtivo/nuclear/aktivnaa-zona-reaktora-vver-1000
Это по поводу реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Что мы видим? Разница в тепловыделении весьма существенная. При этом размер активной зоны увеличился весьма незначительно. Реализация увеличенной генерации достигнута следующими методами:
1. Повышение входной и конечной температур теплоносителя.
2. Повышение давления.
3. Повышение количества топлива в топливной сборке путем изменений в ТВС.
Вот цитата из документа по первой ссылке:
При проектировании ядерного топлива для РУ АЭС-2006 решаются следующие задачи:
разработка и обоснование использования в ТВС интенсификаторов теплообмена для повышения запаса до кризиса теплоотдачи и снижения паросодержания в теплоносителе;
обоснование коррозионной и радиационной стойкости оболочек твэлов в условиях повышенных (в сравнении с ВВЭР-1000) температур, давления и паросодержания;
разработка и обоснование модифицированных циркониевых сплавов, постановка их на производство; расчетно-экспериментальное обоснование маневренных характеристик топлива.
Что мы видим?
Мы видим, что энергетическая эффективность реактора обеспечивается путем использования в активной зоне, при том же ее объеме, нового конструктива топлива, при повышении интенсивности процессов. Вопрос заключается не только в степени обогащения топлива, но и в таких моментах, как содержание и состав выгорающего поглотителя, наличие отверстия в топливных таблетках, сплавы, используемые для ТВС и разделяющих решеток, их расположение и количество, наличие или отсутствие бланкета и так далее. Это говорит о том, что достижение заданных энергетических характеристик ядерного реактора в процессе кампании есть процесс комплексный, зависящий не только от количества урана, но также и от массы тонких конструктивных особенностей реализации всех компонент, и топливных сборок в том числе. Также на примере второй ссылки мы видим, там в табличке, что при изготовлении ТВС различными изготовителями используются разные сплавы. В условиях происходящих в активной зоне напряженных процессов преобразования и обмена энергией радиационная и химическая стойкость сплавов, а также устойчивость их механических характеристик, и кроме того - неизменность ключевых параметров активной зоны при условии тепловых нагрузок и теплового расширения, оказывают значительное влияние на безопасность и энергетическую эффективность реактора в плане достижения расчетных показателей.
Выводы по первой ссылке могут оставить впечатление, что между топливом ТВЭЛ и топливом Вестингауз разницы нет. Однако это не так. В статье проанализированы КОНЕЧНЫЕ характеристики изотопного состава топлива после успешной топливной сессии. Фактически - речь идет о золе, которая остается от костра, после того как дрова и угли прогорели. При этом тот факт, что зола от вишни и от сосны получается одинаковая, вовсе не говорит об идентичности этих видов древесины.
Меньшее обогащение топлива Вестингауз с начале топливной сессии приводит к уменьшенному тепловыделению, в результате чего в конструкции реактора могут образовываться местные термические напряжения. Кроме того, наличие разницы в обогащении приводит к разной интенсивности распада в объема активной зоны, что создает условия для неравномерного радиационного старение конструкции в реакторах, работающих на смеси топлив. При работе же реактора ВВЭР на чистом топливе Вестингауз из-за различия в степени обогащения топлива меняются параметры запуска реакции. Кроме того, в силу меньшего количество сгораемого топлива (U-135), снижается общий выход энергии в процессе топливной сессии...
А теперь немножко пикантного. Вот ссылка:
https://core.ac.uk/download/pdf/53067513.pdf
Читаем в конце:
в условиях замкнутого топливного цикла добавление к обогащенному урану всего набора изотопов нептуния, америция, кюрия, нарабатываемых в энергетических реакторах любого типа, позволяет поддерживать постоянный уровень радиотоксичности, определяемой долгоживущими α-излучающими нуклидами, которые в противном случае накапливаются в долговременных хранилищах отработавшего топлива ядерных реакторов.
Иными словами, обогащение низкоактивных исходных топливных смесей (которые можно брать руками) высокоактивными изотопами, образующимися при работе топлива в реакторе, не влияя на топливный цикл вв процессе работы реактора, позволяет их "выжигать". Существует технологическая разница между операциями с новым (низкоактивным) топливом в составе сборок, приходящих с завода, и отработавшими сессию сборками, извлекаемыми из реактора. Эта разница существует везде, на всех АЭС, на всех реакторах. Унификация технологических операций не является хорошим решением, так как это усложняет работу с новыми топливными сборками в цикле - "производство топлива - производство ТВС и сборок - транспортировка - загрузка в реактор". Гораздо интереснее было бы изготавливать отдельные специальные стержни для реактора, содержащие высокоактивные изотопы, которые загружались бы в него отдельным образом. Малое количество высокоактивных изотопов по сравнению с количеством загружаемого топлива, изоляция технологических операций с ними позволили бы гораздо меньшими усилиями организовать сжигание их в уже существующих реакторах.
Все, я пошел, пока...
.
Journal information