Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя Куликов Евгений Геннадьевич

Содержание к диссертации

Введение

Глава 1. Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCLWR) 13

1.1. Особенности реактора SCLWR 18

1.2. Свойства теплоносителя в реакторе SCLWR 28

1.3. Обоснование выбора расчетного комплекса и библиотеки ядерных данных 40

1.4. Нейтронно-физические характеристики U, UH Ри в спектре нейтронов реактора SCLWR 32

1.5. Сравнение топливных композиций с точки зрения достижимого выгорания 35

1.6. Обеспечение благоприятного коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя 42

1.7. Сравнение топливных композиций с точки зрения коэффициента воспроизводства. Паразитные сечения поглощения нейтронов 52

1.8. Требования к системе компенсации избыточной реактивности 59

Выводы 61

Глава 2. Цепочки нуклидных превращений актинидов 62

2.1. Баланс нейтронов цепочек нуклидных превращений 63

2.2. Размножающие свойства цепочек нуклидных превращений 72

2.3. Сравнение традиционной (232Th -+ 233U -234U) и нетрадиционной цепочек в спектре нейтронов реактора SCLWR 74

2.4. Сравнение традиционной (238U - 239Pu -240Pu) и нетрадиционной ( Np —> Pu —> Pu) цепочек в спектре нейтронов быстрого реактора 88

2.5. Целесообразность введения Ра в топливо реактора SCLWR ("однозаходная" схема движения теплоносителя) 94

2.6. Целесообразность введения Ра в топливо реактора SCLWR ("двухзаходная" схема движения теплоносителя) 101

2.7. Сравнение топливных композиций на основе различных делящихся нуклидов в спектрей нейтронов реактора SCLWR 103

2.8. О защищенности рассматриваемого ( U - Th - U) топлива 109

Выводы 115

Глава 3. Количественная оценка защищенности делящихся материалов 116

3.1. Принципиальная схема "примитивного" ЯВУ ствольного типа 119

3.2. Расчетная модель для оценки "сверху" скорости соединения подкритических масс 121

3.3. Режим предетонации и "хлопка" 124

3.4. Изотоп 232U как мощный источник нейтронов 128

3.5. Рекомендации по обеспечению защищенности смесей (235U + 238U) и (233U + 238U) 131

3.6. О накоплении "U при облучении топлива 134

3.7. Обзор исследований, направленных на оценку защищенности плутония с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ имплозивного типа 135

3.8. Модель гипотетического ЯВУ имплозивного типа 138

3.9. Критерии, определяющие неработоспособность ЯВУ имплозивного типа 142

3.10. Обоснование необходимости рассмотрения нестационарного процесса прогрева ЯВУ имплозивного типа 145

3.11. Эффективность мер, способствующих продлению "времени жизни" ЯВУ имплозивного типа 147

3.12. Рекомендации по защищенности плутония с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ 150

3.13. Изотоп 232U как мощный источник тепла 153

3.14. Рекомендации по защищенности урана с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ 155

Выводы 161

Заключение 163

Библиографический список использованной литературы 167

Приложение. О возможности накопления 231Ра и 233U 174

• Обоснование выбора расчетного комплекса и библиотеки ядерных данных
• Сравнение традиционной (232Th -+ 233U -234U) и нетрадиционной цепочек в спектре нейтронов реактора SCLWR
• Рекомендации по обеспечению защищенности смесей (235U + 238U) и (233U + 238U)
• Рекомендации по защищенности плутония с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ

Введение к работе

Актуальность работы. Энергетические ядерные реакторы нового поколения, охлаждаемые легкой водой со сверхкритическими параметрами (Super Critical Light Water Reactor – SCLWR), имеют большие перспективы благодаря высокому коэффициенту полезного действия, простоте и компактности конструкции реакторной установки, что, как следствие, должно привести к снижению себестоимости вырабатываемой электроэнергии. Разработка этого типа реактора, как одного из шести наиболее перспективных, ведется в рамках проекта “International Forum Generation-IV”, в котором участвует также и Россия. Учитывая, что строительство ЯЭУ на основе данного перспективного типа реактора ожидается через несколько десятилетий, актуальность диссертационной работы обусловлена необходимостью обоснования выбора топливного цикла с учетом перспективы, в частности, с учетом возможности введения тория в топливный цикл. В работе показано, что с точки зрения достижимого выгорания данный тип реактора наиболее перспективен при использовании в совместном уран-ториевом топливном цикле.

Поиск путей увеличения выгорания топлива является одним из наиболее приоритетных направлений исследований в ядерной энергетике. В этой связи актуальными являются исследования, демонстрирующие, что введение в топливо легководного реактора (а также реактора SCLWR) элемента ²³¹Pa открывает возможность для существенного увеличения кампании топлива и достижения сверхглубокого выгорания (более
30% т.а.).

Разработка предпочтительного нуклидного состава топлива для концепций перспективных реакторов должна учитывать обоснование защищенности топлива от распространения. Неучет этого может повлиять на экспортный потенциал российских ядерных энергетических реакторов. В связи с этим важной является оценка защищенности предлагаемого для реактора SCLWR ядерного топлива на основе совместного использования урана и тория по отношению к угрозе распространения.

Целью работы является обоснование выбора топливного цикла для перспективных легководных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя, повышение безопасности этих реакторов, а также обеспечение защищенности топлива от распространения.

Для достижения поставленной цели в работе решены следующие задачи.

1. 1. Определена топливная композиция для реактора типа SCLWR, обеспечивающая наибольшее выгорание (при фиксированном начальном запасе реактивности) и благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя.

   2. Определены размножающие свойства цепочек нуклидных превращений, позволяющие выбрать нуклиды, введение которых в состав топливной композиции способно существенно увеличить кампанию топлива и достигнуть сверхглубокого выгорания.

   3. Развиты расчетно-теоретические модели, направленные на количественную оценку защищенности делящихся материалов (в том числе, ядерного топлива, предлагаемого для реактора типа SCLWR).

   Научная новизна работы.

   1. Впервые выполнено нейтронно-физическое обоснование использования ²³¹Pa в качестве выгорающего поглотителя, который позволяет существенно экономить нейтроны в тепловом и резонансном спектрах и повысить выгорание топлива.

   2. Впервые предложено многонуклидное (²³¹Pa – ²³³U – ²³²Th – ²³⁸U)O₂ топливо со стабилизированными размножающими свойствами в процессе кампании, которое перспективно с точки зрения обеспечения повышенного выгорания применительно к спектру активной зоны реактора типа SCLWR.

   3. Впервые продемонстрирована возможность обеспечения благоприятных эффектов реактивности в реакторе типа SCLWR путем введения в состав топлива небольших количеств америциевой фракции.

   4. Развиты расчетно-теоретические модели, используемые для оценки защищенности делящихся материалов от распространения, и выполнена оценка защищенности применительно к нуклидному составу топлива реактора типа SCLWR.

   Практическая значимость.

   4. 4. Использование полученных результатов, касающихся обеспечения повышенного выгорания и благоприятных эффектов реактивности, при разработке проекта перспективного реактора четвертого поколения типа SCLWR.

      5. Исследования, демонстрирующие возможность существенного увеличения выгорания топлива за счет введения протактиния, могут найти применение в энергетических и транспортных реакторах на тепловых и резонансных нейтронах.

      6. Расчетно-теоретические модели могут быть использованы для оценки защищенности от распространения различных делящихся материалов и выработки требований по снижению их привлекательности с точки зрения возможного несанкционированного использования.

      7. Использование полученных результатов в научно-исследовательских институтах и на предприятиях атомной отрасли (РНЦ “Курчатовский институт”, ГНЦ РФ – ФЭИ, ВНИИЭФ, ОКБ “Гидропресс”).

      Основные положения, выносимые на защиту.

      1. Обоснование использования в тепловом и резонансном спектрах в качестве выгорающего поглотителя ²³¹Pa, который позволяет повысить выгорание топлива.

      2. Обоснование достижения повышенного выгорания в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя многонуклидного (²³¹Pa – ²³³U – ²³²Th – ²³⁸U)O₂ топлива.

      3. Рекомендации по формированию нуклидного состава топлива, обеспечивающего благоприятные эффекты реактивности в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

      4. Развитые расчетно-теоретические модели для количественной оценки защищенности делящихся материалов.

      Достоверность научных положений, результатов и выводов базируется на использовании сертифицированного расчетного комплекса SCALE-4.3, библиотеки ядерных данных ENDF/B-V, хорошо зарекомендовавшего себя расчетного комплекса
      GETERA, а также согласовании результатов расчетов, выполненных для тестовых случаев, с опубликованными ранее данными.

      Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и приложения. Работа изложена на 177 страницах, содержит 63 рисунка и список цитируемой литературы из 67 наименований.

      Апробация работы. Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных конференциях и совещаниях: Международная студенческая научная конференция “Полярное сияние – 2005” (31 января – 5 февраля 2005, Санкт-Петербург, Россия); XIV семинар по проблемам физики реакторов “Волга-2006” (4-8 сентября 2006, Москва, Россия); 10-ая международная конференция “Nuclear Power Safety and Nuclear Education” (1-5 октября 2007, Обнинск, Россия); Всероссийская конференция “Молодежь ЯТЦ: наука и производство” (14-17 ноября 2007, Северск, Россия); XV семинар по проблемам физики реакторов “Волга-2008” (2-6 сентября 2008, Москва, Россия); Международная конференция PHYSOR-2008 (14-19 сентября 2008, Интерлакен, Швейцария); Международное совещание по проблемам нераспространения ядерных материалов (29 сентября – 3 октября 2008, Обнинск, Россия); Всероссийская IX Баксанская молодежная школа экспериментальной и теоретической физики (19-26 октября 2008, Кабардино-Балкария, Россия); Международная конференция GLOBAL-2009 (6-11 сентября 2009, Париж, Франция); 11-ая международная конференция “Nuclear Power Safety and Nuclear Education” (29 сентября - 2 октября 2009, Обнинск, Россия); VII Курчатовская молодежная научная школа (10-12 ноября 2009, Москва, Россия).

      Публикации. По теме диссертационной работы опубликовано 14 работ в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций, в том числе, 2 статьи в журналах, рекомендуемых ВАК.

      Обоснование выбора расчетного комплекса и библиотеки ядерных данных

      Преимущество такого смешанного уран-ториевого топлива по сравнению с топливом на основе только тория или только урана демонстрируется на рис. 1.11 и 1.12. Как и ранее, доля делящегося нуклида (233U) подобрана таким образом, что рассматриваемые топливные композиции имеют одинаковый начальный запас реактивности, что обуславливает корректность их сопоставления.

      На рис. 1.7, 1.9 и 1.10 помимо зависимости коэффициента размножения нейтронов, представлена также зависимость коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя от доли U в топливе. Отметим, что данные зависимости получены с помощью расчетного комплекса SCALE-4.3 на начало кампании топлива. Можно видеть, что в нижней и верхней частях активной зоны (рис. 1.7 и 1.10 соответственно) коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя принимает небольшие отрицательные значения, сопоставимые с теми, которые характерны для реактора типа ВВЭР-1000 [30].

      В то же время, резкое изменение плотности теплоносителя в центральной части активной зоны приводит к значительному по величине коэффициенту чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя (рис. 1.9), т.е. даже небольшое изменение температуры теплоносителя способно вызвать значительное изменение размножающих свойств топливной композиции, что ухудшает безопасность реактора.

      Это является серьезной проблемой легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя [31]. В настоящей диссертационной работе осуществляется поиск путей ее решения за счет изменения нуклидного состава топлива. Отметим, что в работе [32] высказано мнение, что данную проблему можно решить за счет выбора шага решетки, обогащения топлива и прокачки теплоносителя в различных направлениях. Однако соответсвующих исследований не проведено.

      Как отмечено выше, из-за резкого изменения плотности теплоносителя в центральной части активной зоны SCLWR наблюдается значительный по величине коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя, в дальнейшем именуемый как температурный коэффициент чувствительности (ТКЧ). Однако рассмотреним ТКЧ постепенно для всех выделенных частей активной зоны по высоте, начиная с нижней.

      Во всех последующих расчетах ТКЧ вычисляется следующим образом: определяется уменьшение коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде, отвечающее 10%-ому уменьшению плотности теплоносителя, и используется формула вида: коэффициент размножения нейтронов при температуре теплоносителя Т , соответствующей 10%-ному уменьшению его плотности. Следует отметить, что в настоящей диссертационной работе вместо традиционного понятия "коэффициент реактивности" используется понятие "коэффициент чувствительности". Это связано с тем обстоятельством, что, "коэффициент реактивности" определяется на основе эффективного коэффициента размножения нейтронов. В то же время, в настоящей работе утечка не учитывается, т.е. используется понятие коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде. ТКЧ в нижней части активной зоны (у = 0,72 г/см3). Как видно из рис. ТКЧ зависит от доли U в смешанном уран-ториевом топливе. Так, при использовании топлива на основе тория, ТКЧ достаточно заметно уменьшается по модулю. Таким образом, вводимая доля U может являться одним из механизмов воздействия на величину ТКЧ. Из рис. 1.13 следует, что ТКЧ в нижней части активной зоны по мере выгорания топлива уменьшается по модулю, оставаясь при этом отрицательным. По величине он сопоставим с этим коэффициентом для традиционных легководных реакторов [30]. ТКЧ в центральной части активной зоны (Утм = 0,4 г/см3). Существенный перепад плотности теплоносителя в центральной части активной зоны при небольшом изменении его температуры приводит к значительным величинам ТКЧ (см. рис. 1.9). Если в нижней части активной зоны 10%-ное изменение плотности теплоносителя происходит при изменении его температуры на 30 С, то в центральной части активной зоны изменение температуры теплоносителя всего на 1 С способно вызвать такое же 10%-ное изменение его плотности. Поэтому, как видно при сравнении рис. 1.7 и 1.9, ТКЧ по величине в центральной части активной зоны ( - 1500Т0"5 1/С) примерно в 30 раз превосходит ТКЧ в нижней части активной зоны (— 50Т0"5 1/С). Ранее показано, что для достижения наибольшего выгорания в центральной части активной зоны целесообразно использовать следующую топливную композицию: 7% " U + ( Th : U = 2 : 1). Изменение ТКЧ в процессе выгорания для данной топливной композиции представлено на рис. 1.14. На начало кампании ТКЧ составляет (— 1600Т0" 1/С). Как видно, по мере выгорания ТКЧ по модулю постепенно снижается. Тем не менее, даже на конец кампании его величина на порядок превосходит значения, характерные для нижней части активной зоны реактора. Уменьшение ТКЧ по модулю в центральной части активной зоны реактора может достигаться посредством коррекции нуклидного состава смешанного уран-ториевого топлива путем введения специально выбранных нуклидов. На рис. 1.15 приведены результаты расчетов по влиянию на ТКЧ добавления в состав топлива 1% т.а. ряда актинидов. В этих расчетах плотность теплоносителя составляла 0,4 г/см , а исходное топливо имело следующий состав: 7% 233U + (232Th : 238U - 2 : 1). Добавление в топливо именно актинидов рассматривалось по двум причинам: во-первых, это тяжелые ядра, способные в конечном итоге разделиться и привести тем самым к выделению энергии; а во-вторых, они могут сыграть роль денатурирующих элементов.

      Сравнение традиционной (232Th -+ 233U -234U) и нетрадиционной цепочек в спектре нейтронов реактора SCLWR

      Еще одно высказанное ранее предположение относительно топлива на основе смеси тория и урана заключается в том, что более плотная структура резонансов, при которой большее число нейтронов испытывает захват на сырьевых нуклидах, может способствовать уменьшению паразитных сечений поглощения нейтронов. С помощью расчетного комплекса SCALE-4.3 на середину кампании топлива получены усредненные по спектру нейтронов сечения поглощения теплоносителя и конструкционных материалов (табл. 1.6).

      Поскольку теплоносителем выступает легкая вода (Н20), то сечением поглощения кислорода, которое много меньше сечения поглощения водорода [4], можно пренебречь. Напомним, что в качестве конструкционного материала (а именно, оболочки тепловыделяющих элементов) выступает сталь МА956, имеющая следующий состав: 74,5% Fe + 20% Сг + 4,5% А1 + 0,5% Ті + 0,5% Y2O3. Определены сечения поглощения всех компонент данной стали, кроме оксида иттрия (Y2O3). Это связано с тем, что в комплексе SCALE-4.3 отсутствуют константы для иттрия. Однако поскольку доля данной составляющей в стали МА956 невелика, то тот факт, что она не была учтена, не способен оказать существенного влияния на сечение поглощения конструкционных материалов.

      Другим паразитным поглощением нейтронов является поглощение продуктами деления. В связи с тем, что анализ сечений поглощения всех продуктов деления представляется чрезвычайно трудоемким процессом, были рассчитаны сечения поглощения "эффективных" продуктов деления 235U с помощью программы GETERA [29]. Таким образом, сделано допущение: вместо продуктов деления U рассматривались продукты деления U. Сечения поглощения продуктов деления на середину кампании также приведены в табл. 1.6.

      На основании данных табл. 1.6 можно заключить, что при всех рабочих плотностях теплоносителя в реакторе SCLWR паразитные сечения поглощения нейтронов (теплоносителем, конструкционными материалами, продуктами деления) в случае использования топлива на основе смеси тория и урана меньше, чем в случае использования топлива на основе только тория или только урана.

      При помощи расчетного комплекса SCALE-4.3 рассмотрен гипотетический случай, когда конструкционным материалом оболочки тепловыделяющих элементов является сплав на основе циркония (99% Zr + 1% Nb), используемый в реакторе типа ВВЭР-1000. Выяснено, что сечение поглощения данного конструкционного материала практически не зависит от плотности теплоносителя и составляет около 0,04 б. Таким образом, можно констатировать, что сталь МА956 обладает умеренным сечением поглощения нейтронов: хотя оно заметно превышает сечение поглощения сплава на основе циркония в тепловом спектре нейтронов (ут/н = 0,72 г/см3), в более жестком спектре нейтронов сечение поглощение данной стали оказывается сопоставимым и даже несколько меньшим по сравнению с сечением поглощения сплава на основе циркония (табл. 1.6).

      Итак, в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя предполагается использовать топливо трех различных составов (для нижней, центральной и верхней частей активной зоны). Для наглядности обобщим рассмотренные характеристики топлива: выгорание, начальный запас реактивности и коэффициент воспроизводства (табл. 1.7). Если предположить, что три выделенные части активной зоны имеют равный объем, то среднее выгорание топлива составит 5,5% т.а. Отметим, что это больше 4,5%о т.а. - величины, которой характеризуется исследуемый в настоящее время реактор SCLWR, работающий на урановом топливе (5% 235U + 95%) 238U) [10]. Кроме того, рассматриваемая в настоящей работе компоновка активной зоны характеризуется более высокой удельной энергонапряженностью: 110 кВт/л против 70 кВт/л в проекте SCLWR [10, 13]. Следует обратить внимание, что выбранные для центральной и верхней частей активной зоны топливные композиции имеют низкий начальный запас реактивности: всего 0,10 и 0,13 соответственно (табл. 1.7), что также следует отнести к преимуществам данного топлива. Что касается коэффициента воспроизводства, то в нижней и центральной части активной зоны он составляет величину около 0,5, в то время как в верхней части активной зоны данный показатель близок к единице, т.е. в верхней части активной зоны SCLWR может быть осуществлено практически полное воспроизводство ядерного топлива.

      Выше указывалось, что предлагаемая для нижней части активной зоны SCLWR топливная композиция характеризуется начальным запасом реактивности, который по величине соответствует данному показателю реактора типа ВВЭР-1000 (К - 1 = 0,38); при этом выбранные для центральной и верхней частей активной зоны топливные композиции имеют низкий начальный запас реактивности (К - 1 = 0,10 - - 0,13). Таким образом, с этой точки зрения на систему компенсации избыточной реактивности, которая служит для приведения реактора в критическое состояние, не накладывается каких-либо особых требований.

      Однако система компенсации избыточной реактивности также должна быть способна подавить реактивность, возникающую при переводе реактора из горячего состояния в холодное (например, с целью осуществления перегрузки топлива). Под холодным состоянием понимается состояние, когда ядерная реакций заглушена и температура теплоносителя ниже 100 С [34].

      При переводе реактора из горячего состояния в холодное плотность теплоносителя увеличивается, т.е. смягчается спектр нейтронов, что приводит к увеличению коэффициента размножения нейтронов топливной композиции, содержащей хорошо делящиеся в тепловой области нуклиды. Изменение коэффициента размножения нейтронов при переводе реактора из горячего состояния в холодное оценено с помощью расчетного комплекса SCALE-4.3 на начало и конец кампании (табл. 1.8). В данных расчетах под холодным состоянием реактора понимается состояние, когда температура всех компонент активной зоны составляет 20 С, а плотность теплоносителя ухол = 1,0 г/см .

      Рекомендации по обеспечению защищенности смесей (235U + 238U) и (233U + 238U)

      Одной из особенностей ядерных энергетических установок является необходимость осуществления регулярных перегрузок топлива. Это обусловлено тем, что, во-первых, при работе реактора в топливе выгорает делящийся материал и накапливаются продукты деления, а, во-вторых, может нарушиться целостность тепловыделяющих элементов и произойти выход радиоактивности. Как известно, наиболее распространенный тип реакторов -легководные реакторы - требуют перегрузку топлива каждые 1- -2 года и имеют выгорание на уровне 4 +- 6% т.а. [35]. Предлагаемое для реактора типа SCLWR топливо характеризуется выгоранием порядка 5,5% т.а.

      В настоящей главе исследованы размножающие свойства цепочек нуклидных превращений с целью определения нуклидов, введение которых в состав топливной композиции позволило бы существенно увеличить кампанию топлива и достичь сверхглубокого выгорания. Увеличение кампании топлива до значительных времен (несколько десятков лет) позволит снизить число перегрузок или исключить их вообще (реактор "BLACK BOX"). Это означает не только отказ от самой операции перегрузки топлива, но также уменьшение потребностей в свежем топливе и количества ОЯТ на единицу выработанной энергии. Реакторы, способные работать без замены топлива длительное время, могут найти применение на плавучих атомных станциях, как источник энергии в космосе (базы на Луне, Марсе), на космических аппаратах, предназначенных для дальних полетов в космос.

      Следует отметить, что вопрос о достижении сверхглубокого выгорания рассмотрен с точки зрения возможностей топливной композиции; материаловедческий аспект, связанный с выбором конструкционных материалов, не анализировался. Однако, представляется, что на практике подобное сверхглубокое выгорание может быть достигнуто путем многократного повторения следующих операций: частичное выгорание топлива (4 + 6% т.а.), применение DUPIC-технологии для удаления газообразных продуктов деления, изготовление новых топливных таблеток.

      Введем понятие баланса нейтронов, связанного с цепочкой нуклидных превращений, начинающейся со стартового нуклида. В качестве примера рассмотрим ситуацию, когда стартовым нуклидом является U. Соответствующая цепочка нуклидных превращений представлена на рис. 2.1. Здесь величины сечений деления (of) и радиационного захвата (ас), а также число нейтронов на акт деления (vf) приведены для спектра легководного реактора типа ВВЭР-1000.

      При облучении U нейтронами лишь с небольшой вероятностью наблюдается реакция деления (при этом испускается 2,56 нейтрона на акт деления), а со значительно большей вероятностью происходит реакция радиационного захвата, на которую расходуется один нейтрон. В результате реакции радиационного захвата на U образуется короткоживущий изотоп 239U, который с периодом полураспада 23,5 минуты распадается в 239Ри [23]. Реакция р-распада протекает без образования и без расходования нейтронов. У следующего изотопа в цепочке нуклидных превращений - 239Ри - деление преобладает над захватом (af ac). Опять же, в результате реакции деления испускаются нейтроны (для Pu - 2,97 нейтрона на акт деления); а на реакцию захвата расходуется один нейтрон, при этом образуется 240Ри.

      Таким образом, в процессе нуклидных превращений в цепочке происходит как генерация нейтронов (в результате реакции деления), так и расход нейтронов (в результате реакции радиационного захвата). Определим баланс нейтронов рассматриваемого нуклида как количество нейтронов, генерируемых (или расходуемых) при сжигании одного ядра данного нуклида с учетом всех его последующих нуклидных превращений. Фактически, баланс нейтронов -это вся прибыль нейтронов (в результате реакции деления) за вычетом всего расхода нейтронов (в результате реакции радиационного захвата) при сжигании одного ядра данного нуклида. Вклад в баланс нейтронов вносят все нуклиды цепочки вплоть до ее исчерпания, т.е. до превращения в продукты деления. превращений, вклад которого учитывается. Поскольку вклад в баланс нейтронов каждого последующего нуклида цепочки превращений уменьшается (т.к. существует вероятность процесса деления, в результате которого цепочка обрывается), то не имеет смысла рассматривать всю цепочку превращений вплоть до ее исчерпания, т.е. до образования продуктов деления. Представляется целесообразным обрывать цепочку нуклидных превращений примерно на пятом-седьмом нуклиде (т.е. в выражении (2.1) задавать N = 5- 7), поскольку, как показывают расчеты, вклад в баланс нейтронов всех последующих нуклидов составляет менее 1%.

      Рекомендации по защищенности плутония с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ

      Как отмечалось ранее, в "двухзаходных" установках организуется опускное движение теплоносителя в кольцевой наружной части активной зоны и подъемное движение в центральной части (рис. 2.25) [5]. "Двухзаходная" схема привлекательна тем, что фазовый переход второго рода, сопровождаемый резким изменением плотности теплоносителя, происходит в тот момент, когда теплоноситель, перемешиваясь, находится в нижнем коллекторе. Это исключает проблему локальных неоднородностей, обусловленных резким изменением плотности теплоносителя. Условно можно выделить три части активной зоны реактора SCLWR с "двухзаходной" схемой движения теплоносителя: наружная часть (со средней плотностью теплоносителя ут/п = 0,72 г/см3), нижняя центральная часть (ут/н = 0,4 г/см ) и верхняя центральная часть (ут/н = 0,1 г/см ). Таким образом, учитывая результаты исследований, приведенные в предыдущих разделах, в наружной части активной зоны с точки зрения глубокого выгорания предпочтительно использовать следующую топливную композицию, содержащую протактиний: 3,5% 231Ра + 10% 233U + 86,5% 238U; достижимое выгорание в этом случае составляет 11% т.а. (рис. 2.22).

      Как отмечалось выше, в более жестком спектре нейтронов использование топливной композиции, содержащей протактиний, приводит к положительной величине ТКЧ, для подавления которой в отрицательную область предполагается обеспечить смягченный спектр нейтронов. Итак, в центральной части активной зоны увеличим шаг твэлов таким образом, чтобы в нижней центральной части активной зоны устанавливался такой же мягкий спектр нейтронов, как и в наружной части активной зоны (т.е. спектр нейтронов, характерный для реактора типа ВВЭР-1000).

      В этом случае не только в наружной (ут/н = 0,72 г/см ), но и в нижней центральной части активной зоны (ут/„ = 0,4 г/см3) при использовании топливной композиции, содержащей протактиний (3,5% Ра + 10% U + 86,5% 238U) ТКЧ остается отрицательным на протяжении всей кампании, а достижимое выгорание составляет 11% т.а.

      Что касается верхней центральной части активной зоны (ут/н = 0,1 г/см3), то расчетным путем выяснено, что, несмотря на увеличение шага твэлов, введение в топливо протактиния по-прежнему приводит к положительной величине ТКЧ. Вместе с тем, определенное смягчение спектра нейтронов позволяет с сохранением отрицательной величины ТКЧ на протяжении всей кампании использовать топливную композицию с повышенным содержанием делящегося изотопа: 7,4% 233U + (232Th : 238U = 3 : 1) против 6,8% 233U + (232Th : 238U - 3 : 1); что обеспечивает более глубокое выгорание: 6,2% т.а. против 5% т.а. (см. табл. 1.7).

      Для предложенных выше топливных композиций для реактора SCLWR с "двухзаходной" схемой движения теплоносителя на рис. 2.26 представлен коэффициент размножения нейтронов в процессе выгорания. Если, как и ранее, предположить, что три выделенные части активной зоны имеют равный объем, то рассмотренная концепция SCLWR с "двухзаходной" схемой движения теплоносителя и топливом, содержащим протактиний, характеризуется средним по активной зоне выгоранием топлива 9,5% т.а.

      Выше рассмотрено использование уран-ториевого топливного цикла в реакторе SCLWR (первичным делящимся нуклидом является U). Напомним, что решение в пользу уран-ториевого топливного цикла обусловлено тем, что в спектре нейтронов реактора SCLWR 233U имеет преимущество перед 235U и 239Ри с точки зрения размножающих свойств (величины vef). Показано, что хотя введение протактиния в топливо легководного реактора (а также реактора SCLWR) открывает возможность для существенного повышения глубины выгорания топлива, требование обеспечить благоприятный (отрицательный) ТКЧ на протяжении всей кампании накладывает определенные ограничения на долю вводимого протактиния, а вместе с этим, и на глубину выгорания топлива. В тепловом спектре нейтронов (ут/н = 0,72 г/см ) величина ТКЧ может быть уменьшена, если в качестве делящегося нуклида использовать не 233U, a 235U или 239Ри (рис. 2.21). Таким образом, имеется основание полагать, что в тепловом спектре топливные композиции на основе U или Ри позволят ввести большее количество протактиния с сохранением благоприятного ТКЧ, что, в конечном счете, должно привести к увеличению выгорания топлива. Однако в резонансном спектре нейтронов (ут/„ = 0,1 г/см3) замена 233U на U или Ри способствует увеличению величины ТКЧ (рис. 1.18), что, в конечном счете, отрицательно скажется на выгорании топлива, если придерживаться требования обеспечить отрицательный ТКЧ на протяжении всей кампании. Рассматривая топливные композиции на основе 235U или 239Ри, выберем в качестве сырьевого нуклида U: это позволит повысить защищенность топливной композиции на основе 35U; а также будет способствовать воспроизводству " Ри. Содержание протактиния и делящегося нуклида, как и ранее, выберем таким образом, чтобы при фиксированном начальном запасе реактивности иметь максимальное выгорание и благоприятный ТКЧ на протяжении всей кампании. Для топливных композиций на основе 235U на рис. 2.27 представлен коэффициент размножения нейтронов в процессе выгорания (SCLWR с "двухзаходной" схемой движения теплоносителя). Расчетным путем установлено, что в тепловом спектре нейтронов (ут/н = 0,72 г/см ) при использовании топливной композиции на основе U величина ТКЧ слабо изменяется в течение кампании. Такое поведение ТКЧ крайне благоприятно, в отличие от постоянного увеличения ТКЧ в течение кампании, свойственного для топливной композиции на основе U (рис. 1.13). Таким образом, благоприятное поведение ТКЧ в течение кампании, а также упомянутое выше общее уменьшение величины ТКЧ при переходе от 233U к 235U открывают возможность введения достаточно большого содержания протактиния, что позволяет достичь глубокого выгорания (31% т.а., рис. 2.27). Вместе с тем, в резонансном спектре нейтронов (ут/н = 0,1 г/см3) переход от топливной композиции на основе 233U к топливной композиции на основе 235U сопровождается общим увеличением величины ТКЧ, что не только исключает введение протактиния, но и накладывает определенные ограничения на содержание 235U.

      Похожие диссертации на Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя

      

      Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем Ашурко Юрий Михайлович

      Мезокаталитический гибридный реактор с топливом на основе урана и торияАртисюк, Владимир Васильевич

      Влияние топлива быстрых реакторов на эффективность использования урана-238 в развивающейся системе атомной энергетикиБландинский, Виктор Юрьевич

      

      Разработка и обоснование способов оптимизации нейтронно-физических и гидравлических характеристик реакторов РБМК-1000 с уран-эрбиевым топливомИванов Владимир Игоревич

      

      Влияние облучения на материалы твэлов с урановым и уран-плутониевым оксидным топливом при эксплуатации в реакторе БН-600Кинёв Евгений Александрович

      Разработка быстродействующих алгоритмов для контроля и прогнозирования трехмерных распределений параметров безопасности при перегрузках ядерного топлива в реакторах типа РБМКЗонов, Игорь Владимирович

      

      Моделирование теплогидравлических процессов в элементах оборудования реакторных установок при низких параметрах теплоносителяВербицкий, Юрий Григорьевич

      

      Разработка расчетной модели для определения локальных параметров теплоносителя в тройниковых соединениях трубопроводов реакторных установок ВВЭРКурносов Максим Михайлович

      

      Расчетно-экспериментальное обоснование акустических моделей теплоносителя в оборудовании АЭС с ВВЭР и PWR Голампур Моджтаба

      

      Обоснование безопасности быстрого реактора с натриевым теплоносителем при аварийных процессах, связанных с повреждением или разрушением активной зоныВолков Андрей Викентьевич