Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Общее состояние существующих тяжеловодньгх канальных реакторов и их топливные циклы 13
1.1. Типичные конструкции тяжеловодных реакторов типа CANDU... 17
1.2. Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа CANDU 19
1.3. Ядерные топливные циклы тяжеловодных реакторов 21
1.3.1. Топливный цикл на природном уране 22
1.3.2. Топливный-цикл на слабо обогащенном уране 23
1.3.3. Уран-плутониевый (МОКС) топливный цикл 25
1.3.4. Ториевый топливный цикл [28,30,32] 28
Выводы к главен постановка задачи исследования 36
Глава 2. Исследование нейтронно-физических характеристик реактора при использовании слабо обогащенного урана и смешанного мокс-топлива 38
2.1. Данные для нейтронно-физического расчёта 39
2.2. Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива 42
2.3. Анализ удельного годового расхода топлива при использовании слабо обогащенного урана и смешанного МОКС-топлива 48
2.4. Сравнительный анализ коэффициента реактивности по плотности и по температуре теплоносителя при замене тяжеловодного теплоносителя на легководный 51
2.5. Анализ коэффициента реактивности по температуре топлива 57
2.6. Анализ коэффициента реактивности по мощности реактора и по расходу теплоносителя 62
2.7. Анализ возможности достижения отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя 65
Выводы к главе 2 67
Глава 3. Исследование возможности уменьшения коэффициента неравномерности энерговыделения за счёт перестановок твс по схеме «периферия-пентр-периферия» 68
Выводы к главе 3 76
Глава 4. Исследование совместного торий-уранового топливного цикла 77
4.1. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции 3:1 80
4.2. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции 86
4.3. Анализ коэффициентов реактивности совместного открытого торий-уранового топливного цикла 91
4.4. Анализ накопления урана-233 в ториевых ТВС и энерговыделений ториевых и урановых каналов в совместном открытом торий-урановом топливном цикле 92
4.5. Анализ возможностей и условий сокращения потребления природных ресурсов урана за счёт замыкания топливного цикла по торию 95
Выводы к главе 4 100
Глава 5. Анализ полученных результатов 102
Заключение 108
Список литературы 110
- Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа CANDU
- Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива
- Исследование возможности уменьшения коэффициента неравномерности энерговыделения за счёт перестановок твс по схеме «периферия-пентр-периферия»
- Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции
Введение к работе
Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей максимально эффективного и экономного использования доступных природных ресурсов ядерного топлива. Этот поиск ведётся по различным направлениям, с учётом потенциальных физических возможностей улучшения нейтронного баланса в ядерно-энергетических установках, с учётом технических и технологических возможностей реализации существующих физических резервов, с учётом возможного расширения топливной базы как за счёт увеличения разведанных запасов природного урана, так и вовлечения альтернативного сырьевого материала тория-232. Одним из критериев для оценки и выбора тех или иных вариантов является экономика, включающая все затраты на реализацию топливного цикла по той или иной схеме. О направлениях современных поисков в путях развития ядерной энергетики можно судить, в частности, по содержанию известной программы «Поколение - IV».
Важно отметить, что выбор того или иного варианта ядерной энергетики и типа ядерно-энергетических установок для конкретной страны неоднозначен и зависит от наличия альтернативных источников энергии, от перспективных планов увеличения производства энергии в данной стране, от состояния национальной сырьевой, технической и технологической базы, от возможностей получения материалов и технической помощи от других государств. По совокупности этих соображений ряд стран, начинающих внедрять ядерную энергетику, сделал выбор в пользу тяжеловодных канальных реакторов типа CANDU (CANadian Deuterium (moderated) Uranium (fueled) reactor), работающих на природном уране в условиях открытого топливного цикла и обеспечивающих в настоящее время наиболее экономичное использование природного урана. Тяжеловодные канальные реакторы типа CANDU в
8 настоящее время составляют значительную долю мировой ядерной энергетики.
Один из серьёзных недостатков реакторов типа CANDU, при использовании природного урана, состоит в том, что в этом варианте выгорание топлива не превышает 10 МВт-сут/кг, что в 5-6 раз ниже, чем в современных легководных реакторах, работающих на обогащенном топливе. Это приводит, с одной стороны, к большому объёму производства тепловыделяющих элементов (твэлов), а с другой стороны — к большому объёму хранилищ облучённого топлива, не подлежащего радиохимической переработке. Это побудило разработчиков проектов реакторов CANDU к созданию проектов модернизированных вариантов тяжеловодных канальных реакторов на слабо обогащенном уране с увеличенным выгоранием топлива. Можно заключить, что перспектива CANDU в значительной степени связана с использованием обогащенного топлива, открывающим, помимо увеличения выгорания, ряд новых возможностей.
Ядерно-энергетические установки, проектируемые и строящиеся в настоящее время, рассчитаны на период эксплуатации 50-60 лет. В течение этого времени могут произойти существенные изменения в состоянии сырьевой базы, в разработке технологии ядерного топливного цикла, в организации международного сотрудничества, неизбежно появятся новые реакторы с более совершенными техническими и экономическими показателями. В связи с этим представляются важными исследования, связанные с изучением возможностей совершенствования уже построенных реакторов в процессе их эксплуатации, совершенствования топливного цикла, внедрения новых видов ядерного топлива и др.
Судя по имеющимся оценкам и прогнозам развития мировой ядерной энергетики, значительный прирост мощностей атомных электростанций предполагается за счёт строительства новых АЭС в развивающихся странах, в том числе - в странах Юго-Восточной Азии. Многие развивающиеся страны начинают свои ядерные программы в
условиях, когда появляются* первые тревожные сигнальь о возможном исчерпании^ ресурсов сравнительно дешёвого урана в обозримом будущем.. Это обостряет для них проблему выбора стратегии развития ядерной энергетики с учётом экономного расходования природных ресурсов^ включая возможность перехода, на альтернативные варианты топливных циклов на основе тория: Тяжеловодные- канальные реакторы, имеют значительные: преимущества1! перед! другими типами ядерно-энергетических установок как в экономном; расходовании; природного . урана* так и в возможностях перехода на альтернативные варианты топливных циклов':,..
Судя по обзору литературных данных; относящихся; к перспективам?
эволюции; концепции; CANDU, можно отметить основные направлениям
научных поисковшщроектныхразработок:: :.
Г.. Повышение начального обогащения топлива; : ; '
21 Использование, смешанного (M0KG) - топлива затечёт включения!
в его»;состав.«энергетического» плутония либо* на; базе DUPIG-
технологии; , '''.'''
31.. Замена: тяжеловодного теплоносителя обычной лёгкой; водоШ в.;
сочетании с обогащенным топливом; 4. Внедрение в топливный цикл CANDU альтернативного сырьевого: материала тория-232, вплоть до реализации; режима;: самообеспечения по делящемуся изотопу урану-233.
Задача данной работы состояла в сравнительном, анализе с единой;, методическойс позиции; различных вариантов? перспективных топливных циклов, реакторов типа CANDU с учётом, возможности достижения? высокого; выгорания топлива и влияния.на натуральные показатели-: производственных этапов/ топливного цикла и основные параметры безопасности.
Цель работы
Целью диссертационной работы явилось получение количественных
данных по основным показателям перспективных топливных циклов и
параметрам безопасности реакторов CANDU, их сравнительный анализ и
рекомендации по внедрению.
Актуальность работы Реакторы типа CANDU, способные эффективно работать на природном уране в условиях открытого топливного цикла, могут быть привлекательны для стран, начинающих осваивать ядерную энергетику. К недостаткам действующих реакторов CANDU следует отнести относительно небольшую глубину выгорания ядерного топлива, что отражается на объемах производства ТВС и хранения облученного топлива. Учитывая длительный срок службы реакторов нового поколения (50-60 лет), возможные изменения на рынке ядерного топлива, прогресс в разработке ядерных реакторов других типов, создание региональных центров по производству и переработке топлива, не исключена возможность существенного совершенствования топливных циклов CANDU с целью сохранения их конкурентоспособности. Актуальность работы обусловлена необходимостью получения достаточно полной информации о возможностях эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU на этапе принятия решений по выбору направлений развития ядерной энергетики и по масштабам производственных мощностей обеспечения их топливных циклов. Результаты исследований могут представлять интерес для российского атомного комплекса с позиции его участия в международных проектах региональных центров по производству и переработке ядерного топлива и поставок ядерного топлива в страны, эксплуатирующие реакторы типа CANDU.
Научная новизна работы Научная новизна работы состоит в комплексном исследовании с единой методической позиции и физическом обосновании различных вариантов топливных циклов реакторов типа CANDU. Наряду с топливными циклами на слабо обогащенном уране рассмотрены различные варианты на базе МОКС-топлива и варианты совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория. Исследованы варианты совместных топливных циклов, которые ранее в литературе не рассматривались. Получены оценки натуральных показателей топливных циклов и коэффициентов реактивности. Обоснованы возможности профилирования энерговыделения за счёт перестановок ТВ С по схеме «периферия-центр-периферия» с учётом специфики реактора CANDU.
Автор защищает Автор выносит на защиту:
Результаты комплексного анализа перспективных топливных циклов реакторов CANDU на основе слабо обогащенного урана и МОКС-топлива.
Результаты комплексного анализа совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория.
Результаты исследований и рекомендации по организации перегрузок топлива в реакторах CANDU с целью профилирования энерговыделения и повышения безопасности.
Практическая значимость
Практическая значимость полученных результатов состоит в
формировании представлений о возможной эволюции топливных циклов
реакторов типа CANDU, полученной оценке натуральных показателей
топливных циклов, в возможном использовании результатов для
12 экономических оценок и принятия решений о реализации рассмотренных вариантов.
Достоверность результатов Достоверность полученных результатов базируется на использовании многократно проверенных вычислительных средств (Программа ГЕТЕРА), совпадении проведенных тестовых расчётов для известных вариантов топливных циклов CANDU и физической непротиворечивости результатов расчётов.
Апробация и публикации Основные положения работы докладывались и обсуждались на XV семинаре по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2008» (Москва, 2-6 сентября 2008 г.), на 6-й Курчатовской молодёжной научной школе (Москва, 17-19 ноября 2008 г.), на Научных сессиях МИФИ в 2007, 2008 и 2009 г.г.
Структура и объём диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 118 страницах, содержит 27 рисунков и список цитируемой литературы из 94 наименований.
Личное участие автора Данная работа выполнена в 2006 - 2009 г. на кафедре теоретической и экспериментальной физики реакторов МИФИ. Постановка задач исследований осуществлена диссертантом совместно с научным руководителем профессором к.ф.-м.н. В.И. Наумовым. Проведение численных расчётов и анализ полученных результатов были проведены автором самостоятельно.
Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа CANDU
Концепция тяжеловодных реакторов развивается в двух направлениях. Первое направление - это реакторы типа CANDU на природном уране, охлаждаемые некипящей тяжёлой водой. Второе направление - реакторы на слабо обогащенном топливе, охлаждаемые обычной кипящей водой. Привлекательность реакторов типа CANDU как в самой Канаде, разработавшей уникальный проект, так и в других странах, эксплуатирующих эти реакторы, состоит в возможности использования в качестве ядерного топлива природного урана в условиях открытого топливного цикла с более высокой эффективностью использования природных ресурсов урана по сравнению с корпусными легководными реакторами [3,4]. Эта возможность обусловлена, во-первых, исключительно малым сечением захвата нейтронов в тяжелой воде, а во-вторых, организацией непрерывных перегрузок, исключающих необходимость создания запаса реактивности на выгорание и связанных с этим потерь нейтронов.
В качестве топлива в реакторах типа CANDU используется диоксид урана с природным содержанием делящегося изотопа U . В работах [1,2] представлена схема перегрузки топлива в реакторе типа CANDU (рис. 1.2).
Как видно, главной особенностью реакторов CANDU является горизонтальное расположение технологических каналов (ТК), позволяющее осуществить встречное движение ТВС и достичь весьма равномерного выгорания топлива. Перегрузка топлива в этих реакторах производится на ходу путем проталкивания ТВС от одного торца к другому. На торцах реактора находятся две перегрузочные машины, которые могут подключаться к любому технологическому каналу и осуществить частичную перегрузку путем проталкивания ТВС вдоль канала. При этом с одной стороны канала загружается свежая секция, а с другой стороны выгружается выгоревшая.
При непрерывной . перегрузке: топлива возможно достижение наиболее глубокого выгорания;-примерно вдвое большего чем при одноразовой перегрузке всей активной зоны; Одним: из достоинств непрерывной: перегрузки топлива является возможность немедленного извлечения дефектного канала, что сводит, к минимуму радиоактивное загрязнение первого контура.
В работах [1,2,4,6] приводятся примеры глубины; выгорания топлива и характеристики тяжеловодных реакторов с некипящим: тяжеловодным теплоносителем и с кипящим легководным теплоносителем (табл. 1.1).
В зависимости от сочетания делящих и сырьевых изотопов в реакторах GANDU могут быть реализованы различные варианты ядерных топливных циклов (ЯТЦ): урановые, уран-ториевые и, уран-плутониевые: Урановые топливные циклы подразделяются на цикл наприродном и на обогащенном уране. Топливный цикл: в ядерной; энергетике может быть замкнутым и разомкнутым; В замкнутом цикле топливо после использования в реакторе направляется на переработку с последующим полным или частичным возвращением в цикл. В разомкнутом цикле топливо после прохождения через реактор и выдержки направляется на длительное хранение либо на захоронение. Рассмотрим кратко особенности основных топливных циклов.
Топливный цикл на природном уране - разомкнутый (рис. 1.3). Для АЭС, работающих по этому циклу, характерны относительно небольшие первоначальные затраты на топливо. Известно, что тяжеловодные реакторы работают на природном уране в условиях открытого топливного цикла. Выгружаемое из реактора CANDU топливо не требует переработки, так как содержание урана-235 в нем ниже, чем в отвалах обогатительных заводов.
При этом тяжеловодные реакторы на природном уране характеризуются относительно низкой глубиной выгорания топлива (около 7 МВт-сут/кг) и это приводит к увеличению накопления отработанного топлива и потребности в его хранилищах. В этой связи рассматриваются проекты CANDU [11,14,19] с использованием слабо обогащенного урана (до 1 - 1,2%), что позволяет увеличить глубину выгорания топлива до 15-20 МВт-сут/кг и существенно снизить интегральную потребность в природном уране за 30 лет работы АЭС несмотря на некоторый рост начальной загрузки.
За счёт использования природного урана в тяжеловодных реакторах потребность урана для таких реакторов около 30% меньше чем для легководных реакторов с использованием слабо обогащенного урана [11].
Основная отличительная особенность этого цикла - наличие предприятий по обогащению ядерного топлива изотопом урана-235 (рис. 1.4). Топливный цикл на обогащенном уране может быть и замкнутым и разомкнутым. Последнее целесообразно при низких начальных обогащениях и при больших глубинах выгорания. Повышение начального содержания делящегося изотопа в топливе существенно улучшает нейтронно-физические характеристики реактора, благодаря чему становится возможным использовать в активной зоне такие теплоносители, как обычная вода.
Использование слабо обогащенного урана в тяжеловодных реакторах исследуется в работах [11,14] в сочетании с кипящим легководным теплоносителем. Также исследуется тяжеловодный реактор с использованием слабо обогащенного урана с охлаждением водой сверхкритического давления для дальнейшей перспективы повышения КПД в тяжеловодных реакторах типа CANDU от 30% до 50% [15]. КПД энергоблоков с реакторами CANDU лежит в диапазоне 28-30% против 33-34% с реакторами PWR.
Новый усовершенствованный реактор под названием ACR-700 (ACR - Advanced CANDU Reactor) должен значительно улучшить характеристики по сравнению с семейством работающих CANDU в экономическом плане, в безопасности и в удобстве эксплуатации. Нововведения, приводящие к повышению конкурентоспособности реакторов CANDU в современных условиях, включают: использование слабо обогащенного уранового топлива; замену тяжеловодного теплоносителя на легководный; более компактную активную зону за счёт уменьшения шага решетки и содержания тяжелой воды; повышение давления и температуры теплоносителя и пара, что приводит к увеличению термического КПД. Одна из проблем при создании водоохлаждаемого реактора на сверхкритических параметрах - выбор и разработка материалов [15].
Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива
Энергетической характеристикой любого топлива является его і. теплотворная способность, т. е. максимально возможное тепловыделение, отнесенное к единице массы. Энергетической характеристикой ядерного топлива является удельная энерговыработка, т. е. тепловая энергия, которая может быть выделена единицей массы ядерного топлива при данном его изотопном составе на весь период использования в реакторе. Удельную энерговыработку ядерного топлива (В) принято измерять в мегаватт сутках на килограмм (МВт-сут/кг).
Величина В характеризует глубину выгорания топлива, выраженную в энергетических единицах. Глубина выгорания, или удельная энерговыработка, оказывает большое влияние на технико-экономические показатели не только АЭС, но и всего топливного цикла. Важная особенность реакторов на тепловых нейтронах, работающих на слабо обогащенном уране, - частичное воспроизводство в них делящихся изотопов плутония ( Ри и Ри). Часть этих изотопов наряду с 5U под действием тепловых нейтронов подвергается делению, при котором таюке выделяется энергия 200 МэВ на 1 акт деления. Таким образом, искусственно полученные делящиеся изотопы плутония вносят определенный вклад в выработку тепловой энергии в реакторе. Известно, что за время пребывания в реакторе делению подвергнется не весь образовавшийся в нем плутоний, некоторая его часть превратится в неделящиеся изотопы Ри и Ри, которые вместе с несгоревшими, т. е. не успевшими разделиться, ядрами Ри и Ри будут содержаться в выгружаемом из реактора отработавшем топливе. Каждый материал характеризуется своим пределом по накоплению продуктов деления - допустимой глубиной выгорания делящихся атомов. Двуокись урана является веществом пористым и поэтому способным накопить много больше осколков, чем металлический уран.
В настоящее время имеется значительный опыт исследований и разработки по повышению выгорания топлива и в легководных и в тяжеловодных реакторах [91]. В расчётной модели состав топлива принимался однородным, соответствующим среднему нуклидному составу при выгорании, обеспечивающем заданную величину коэффициента размножения. В данной серии расчётов величина коэффициента размножения Кт принята 1,05. При таком принятом коэффициенте размножения предварительно проведён тестовый расчёт глубины выгорания базового варианта с природным составом урана. Полученная величина средней глубины выгорания топлива для этого варианта, равная 8,2 МВт-сут/кг, хорошо коррелирует с известными данными по выгоранию топлива в существующих реакторах CANDU [1,2]. В связи с потенциальной возможностью использования в CANDU слабо обогащенного топлива, с целью экономии тяжёлой воды, рассматриваются варианты замены тяжеловодного теплоносителя лёгкой водой в конкретном зафиксированном реакторе без изменения какой-либо структуры активной зоны. Согласно данным [1], полный объём тяжеловодного теплоносителя в первом контуре реактора типа CANDU составляет около 50% от всей потребности воды. Целесообразность или нецелесообразность такой замены может диктоваться другими соображениями и критериями, как экономическими, так и исходящими из условий безопасности. При замене тяжёлой воды в качестве теплоносителя на обычную лёгкую воду уменьшается капитальные затраты на АЭС. В расчётах анализируются расходы свежего топлива, средняя глубина выгорания и изотопный состав выгружаемого топлива в двух видах теплоносителя, и полученные результаты представлены в таблицах 2.3 и 2.4.
Исследование возможности уменьшения коэффициента неравномерности энерговыделения за счёт перестановок твс по схеме «периферия-пентр-периферия»
Дополнительные ограничения на использование слабо обогащенного топлива могут быть связаны с неравномерностью полей энерговыделения в реакторе, что является предметом специальных исследований.
Увеличение обогащения неизбежно приводит к росту неравномерности энерговыделения из-за увеличения разницы между максимальным и средним макросечениями деления ядерного топлива в пределах активной зоны. Для уменьшения неравномерности энерговыделения применяют различные способы выравнивания энерговыделения: путём профилирования плотности потока нейтронов, путём профилирования обогащения ядерного топлива, путём перемещения топлива в процессе его выгорания в пределах активной зоны. Возможности и эффективность профилирования в значительной степени зависят от конструкции реактора. Специфической особенностью реакторов типа CANDU является перемещение секционированных ТВС в процессе выгорания вдоль технологических каналов от входа к. выходу, обеспечивающее равномерное выгорание топлива.
В реакторах типа CANDU, работающих на природном уране при относительно небольшом выгорании топлива, разница между максимальным и средним макросечениями по длине канала не настолько велика, чтобы применять какие-либо специальные средства по её уменьшению. Встречное движение ТВС в соседних каналах от входа к выходу и подбор скорости движения, обеспечивающий достижение одинакового выгорания во всех каналах активной зоны приводят к формированию практически однородного среднего состава активной зоны. Но при увеличении начального обогащения топлива и однократном прохождении ТВС через активную зону разница между максимальным и средним по длине канала макросечениями возрастает, что приводит к росту аксиальной неравномерности энерговыделения. При этом полная неравномерность энерговыделения по объёму активной зоны, складывающаяся из аксиальной неравномерности и неравномерности, обусловленной радиальным распределением плотности потока нейтронов, может превысить допустимые пределы.
Существует реальная возможность уменьшения как радиальной, так и аксиальной неравномерности энерговыделения за счёт радиальных перестановок топлива. Общие принципы и различные режимы перестановок топлива в активной зоне реактора были исследованы в работе [52]. Одним из эффективных способов профилирования поля энерговыделения являются перестановки типа «периферия-центр-периферия». Количественные оценки эффективности таких перестановок в приложении к реакторам канального типа (РБМК) содержатся, в частности, в работе [53]. Перестановки типа «периферия-центр-периферия» практикуются и в других типах энергетических реакторов. В соответствии со схемой, представленной на рис. 3.1, свежие ТВС поступают сначала в периферийные каналы реактора, где облучаются треть полной кампании, затем перемещаются в каналы центральной зоны, где также облучаются треть кампании, а на последок возвращаются в каналы периферийной зоны, где дожигаются за счёт избытка нейтронов, генерируемых свежими ТВС. Комбинация в периферийной зоне свежих и выгоревших ТВС формирует размножающую среду с коэффициентом размножения, близким к коэффициенту размножения центральной зоны. Поскольку свежие ТВС не попадают в каналы с максимальной плотностью нейтронов, а полное выгорание топлива достигается при трёхкратном прохождении активной зоны, радиальная и аксиальная неравномерности могут быть существенно понижены.
В данной работе рассматривается эффективность перестановок ТВС на конкретном примере реактора CANDU с параметрами, близким к варианту PHWR-750 с радиусом активной зоны 425 см. Расчётная величина выгорания топлива при использовании природного урана составляет 8,2 МВт-сут/кг. При использовании ядерного топлива с начальным обогащением 2,0% или 3,0% и тех же ограничениях на величину коэффициента размножения К выгорание достигает соответственно 42,1 или 63,2 МВт-сут/кг. На рис. 3.2 показано относительное распределение макросечения деления топлива по длине канала для трёх рассмотренных вариантов при однократном прохождении через активную зону. Как видно из приведенных данных, в случае использования природного урана макросечение деления топлива, включающее как уран-235, так и накапливаемые делящиеся изотопы плутония, слабо меняется в процессе выгорания. Изменение макросечения деления топлива составляет около 10%. Но использование слабо обогащенного топлива при существенном увеличении глубины выгорания приводит к весьма значительной зависимости макросечения деления от выгорания, а при однократном прохождении через активную зону - к заметному изменению макросечения деления от входа к выходу. В вариантах со слабо обогащенным ураном, при обогащении 2,0% и 3,0% изменение макросечения деления составляет 55% и 65% соответственно. На рис. 3.3 показана зависимость относительной плотности энерговыделения по длине канала для трёх рассмотренных вариантов при симметричном (синусоидальном) распределении плотности потока нейтронов и однократном прохождении топлива через активную зону. Видно, что по мере увеличения начального обогащения максимум плотности энерговыделения смещается ко входу в активную зону, что приводит к значительному росту аксиальной неравномерности энерговыделения.
При исследовании эффективности профилирования энерговыделения за счёт перестановок топлива предполагалось, что коэффициент размножения нейтронов Кю как в центральной, так и в периферийной зоне одинаков. При этом условии радиальное распределение плотности потока нейтронов в реакторе может быть представлено в виде функции Бесселя 70(2,405 ). Активная зона окружена боковым отражателем, обеспечивающим эффективную добавку Дот/;«50 см, так, что радиальный коэффициент неравномерности плотности потока нейтронов в активной зоне составляет kr = 1,91.
В принятой расчётной модели дискретное перемещение ТВС по длине канала заменено непрерывным движением со скоростью, обеспечивающей заданное время прохождения от входа к выходу. Предполагается, что в режиме радиальных перестановок ТВС в каждой из зон они перемещаются по длине канала с одинаковой средней скоростью. Условие непрерывности потока ТВС позволяет определить размеры центральной и периферийной зон, соотносящиеся как 1:2, и радиус центральной зоны, равный в данном случае 245 см. Соответствующие коэффициенты радиальной неравномерности плотности потока нейтронов в центральной и периферийной зонах равны 1,22 и 1,74. Величина аксиального коэффициента неравномерности энерговыделения в каждой из зон зависит от степени изменения макросечения деления ТВС по длине канала на данном этапе выгорания топлива. На рис. 3.4 приведены относительные аксиальные распределения плотности энерговыделения по длине технологического канала при перестановке ТВС из периферийной в центральную, а затем - снова в периферийную зону для случая с начальным обогащением 2,0% и 3,0%. Полная мощность самого напряжённого канала в варианте с перестановками ТВС отнесена к мощности самого напряжённого канала при использовании топлива из природного урана. Сравнивая результаты, приведенные на рис. 3.4 и на рис. 3.3 для однократного прохождения активной зоны, можно видеть эффективность перестановок. Уменьшение максимальной плотности энерговыделения свежезагружаемых ТВС для 2,0% и 3,0% вариантов за счёт перестановки ТВС составляет около 35% и 40% соответственно.
Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми ТВС в пропорции
Также рассматривается элементарная ячейка из четырёх каналов. В отличие от предыдущей части предполагается, что в полиячейке два канала загружаются топливными сборками из слабо обогащенного урана в виде UO2, а два канала загружаются топливными сборками из ТЬОг, без добавления делящегося материала (рис. 4.3). Как урановые, так и ториевые ТВС перемещаются по мере выгорания вдоль технологического канала, причём в соседних каналах ТВС перемещаются во встречных направлениях.
Урановые и ториевые ТВС могут перемещаться вдоль технологического канала как с одинаковой (v7AC,2 =vUOl), так и с различными скоростями, в частности, (уТЮі =- -). Рассмотрены два варианта.
В связи с увеличением количества ториевых каналов в ячейке рассматривается урановое топливо с большим начальным обогащением урана-235: от 3,0 до 4,0%. В таблице 4.5 представлены рассмотренные варианты топлива.
В таблице 4.6 представлены результаты расчётов состава выгружаемых урановых и ториевых ТВС для всех рассмотренных вариантов. Как и в предыдущих вариантах, концентрация делящихся материалов урана-233 и урана-235 в ториевых ТВС достигает примерно 1,3%. В вариантах с низким начальным обогащением топлива, в урановых ТВС остаётся незначительное количество урана-235.
В таблице 4.7 приведены результаты расчётов глубины выгорания урана (числитель)» и тория (знаменатель), удельного расхода природного урана и тория, удельного расхода ядерного топлива (в составе ТВС), удельного количества разделительной работы и наработки делящегося 233U+235U в ториевых ТВС для варианта, когда скорости движения ториевых и урановых ТВС равны между собой vn02 = vuc 2 (т.е. время их пребывания в активной зоне одинаково) при загрузке реактора в пропорции 2:2 в зависимости от исходного обогащения уранового топлива. В таблице 4.8 приведены результаты для варианта, когда скорость движения ториевых ТВС вдвое меньше скорости урановых ТВС vno =- . (т.е. время пребывания ториевых ТВС в активной зоне вдвое больше, чем время пребывания урановых ТВС).
Как видно из приведенных результатов табл 4.7, заметный эффект экономии природных ресурсов и топлива рабочего состава наблюдается только при дальнейшем повышении начального обогащения урана до 3,5 -4,0%. При использовании 4,0% начального уранового топлива при загрузке реактора в пропорции 2:2 при одинаковой скорости движения ториевых и урановых ТВС расход природного урана составляет 102 кг/МВт(эл)-год. При уменьшенной скорости движения ториевых ТВС расход природного урана составляет 96 кг/МВт(эл)-год.
Проведены расчёты совокупности параметров реактора, работающего в условиях совместного топливного цикла и в таблице 4.9 приведены результаты расчётов основных коэффициентов реактивности, определяющих условия внутренней безопасности реакторов. Для рассмотренных вариантов загрузок рассчитаны коэффициенты реактивности по температуре топлива а-г, по температуре теплоносителя аТль а также средняя доля запаздывающих нейтронов Р при одинаковой скорости движения ториевых и урановых ТВС.
Как следует из приведённых результатов, основные коэффициенты реактивности незначительно отличаются от данных для базового варианта (урановый топливный цикл с природным составом урана-235). В совместном топливном цикле почти в два раза ослабляется положительный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя. Вместе с тем, внедрение тория заметно отражается на средней доле запаздывающих нейтронов. С этой точки зрения совместный топливный цикл имеет определённые преимущества перед чисто ториевым топливным циклом, благодаря значительному вкладу урана-235 в формирование средней доли запаздывающих нейтронов.
Поскольку ториевые ТВС в исходном составе не содержат делящихся изотопов, и накопление урана-233 (и в незначительном количестве урана-235) происходит постепенно по мере движения ториевых ТВС вдоль технологического канала, распределение макросечения деления в них неравномерно по длине канала и зависит, в частности, от скорости движения ториевых ТВС. Также неравномерно макросечение деления по длине канала урановых ТВС в связи с их выгоранием и изменением изотопного состава по мере движения от входа к выходу. В качестве примера, на рис. 4.4 приведены зависимости средних макросечений деления по спектру нейтронов в каналах, содержащих урановые и ториевые ТВС, для варианта загрузки реактора 3:1с начальным обогащением урана 2,0%.
