Исследование особенностей U-Pu-Th топливного

Исследование особенностей U-Pu-Th топливного цикла и его
применения для выжигания младших актинидов в
водоохлаждаемом реакторе при сверхкритических параметрах
с быстрым спектром нейтронов
А.П. Глебов, А.В. Клушин, Ю.Д. Баранаев, П.Л. Кириллов
ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск
Введение
В настоящее время мировым ядерным сообществом признается, что перспективой
развития технологии водоохлаждаемых энергетических реакторов - основы современной
атомной энергетики - являются реакторы при сверхкритическом давлении (СКД)
теплоносителя. Этот тип реакторов выбран одним из шести направлений, разрабатываемых в
рамках Международного форума «Поколение IV» (МФП). Внедрение этой технологии
прогнозируется к 2040 г.
Госкорпорацией «Росатом» в рамках МФП в июле 2011 г. была подписана Системная
договоренность по участию России в разработке сверхкритического водяного реактора
(SCWR).
В ряде институтов России с 2002 г. были активизированы работы по этому
направлению. В ГНЦ РФ-ФЭИ в 2002-2006 г.г. был разработан концептуальный проект ВВЭРСКД - одноконтурного, корпусного водоохлаждаемого реактора с СКД теплоносителя с
быстрым спектром нейтронов при 1-о и 2-х ходовой схемах охлаждения [1, 2].
В 2006 - 2008 в сотрудничестве ГНЦ РФ-ФЭИ и ОКБ «Гидропресс» была разработана
«Концепция РУ ВВЭР-СКД» [3, 4] в которой были рассмотрены варианты активной зоны с
тепловым и быстрым спектрами нейтронов при различных схемах теплоотвода. Определены
основные характеристики РУ, конструкция, материалы, схемные решения по энергоблоку,
рассмотрены вопросы безопасности, водной химии и др.
Настоящая работа является дальнейшим продолжением и развитием работы,
проводимой ОКБ «Гидропресс» и ГНЦ РФ-ФЭИ по одноконтурной ЯЭУ с ВВЭР-СКД при 2-х
ходовой схеме охлаждения[5, 6].
В работе рассматриваются уран-плутоний-торий топливные загрузки и анализируются
возможности использования реактора в замкнутом топливном цикле (ЗТЦ) и для выжигания
младших актинидов.
Оцениваются возможные преимущества при переходе от чехловых кассет к
безчехловым.
Проведены расчеты тестовых задач по выгоранию изотопов и распределению
неравномерности энерговыделений по твэлам в ТВС с МОХ-топливом и при наличии в ТВС
твэлов с МА с использованием разработанного в ГНЦ РФ-ФЭИ программного комплекса
WIMS-ACADEM и тестовой программы MCNP, основанной на методе Монте-Карло.
1. Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД.
Выполненные расчеты ВВЭР-СКД с быстро-резонансным спектром нейтронов при 2-х
ходовой схеме охлаждения показали перспективность данного проекта (см..таблицу 1).
Исследуется возможность эффективного использования ВВЭР-СКД в замкнутом топливном
цикле с высоким КПД (до 43%) с использованием смешанного уран-плутониевого топлива, а
впоследствии и с вовлечением тория в топливный цикл.
Таблица 1
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД.
Наименование
Значение
Номинальная тепловая мощность реактора, МВт
3830
Коэффициент полезного действия, КПД, %
до 43
Расход теплоносителя через реактор в номинальном режиме, кг/с
1890
Давление теплоносителя на выходе из реактора, абсолютное, МПа
24,5
Температура теплоносителя на входе в реактор, °С
290
Температура теплоносителя на выходе из реактора, номинальная, °С
540
Расчетная температура корпуса реактора, °С
350
Расчетное давление корпуса реактора, МПа
27
Расчетная температура ВКУ, °С
600
Назначенный срок службы реактора, лет
60
Габаритные размеры реактора, м:
-
высота
21,1
-
наибольший диаметр
5,32
Количество ТВС в активной зоне, шт.
241
Шаг между ТВС (номинальный), мм
207
Средняя удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л
Высота /эквивалентный диаметр активной зоны, м
Коэффициент воспроизводства топлива
Выгорание топлива, МВт сут/кг.т.а.
107
3,76/3,37
0,93
40 – 60
Предельная повреждающая доза в оболочке твел, сна
40
Срок эксплуатации ТВС в реакторе, лет
5
Интервал времени между перегрузками топлива, мес.
12
2. Схема охлаждения реактора.
Предлагается использовать следующую схему охлаждения реактора, в соответствии с
которой активная зона разделена по радиусу на центральную и периферийную зоны с примерно
одинаковым числом ТВС – 121 ТВС ЦЗ и 120 ТВС ПЗ (рис. 1).
Периферийная зона охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу
активной зоны в камере смешения потоки теплоносителя из периферийных ТВС объединяются
и поступают на вход в центральную, которая охлаждается при движении теплоносителя снизу
вверх.
Потоки теплоносителя в опускном и подъемном участках предлагается разделить при ~
385 °С. В опускном участке теплоноситель будет нагреваться на 95 °С, плотность
изменяться в ~ 3 раза. В подъемном участке подогрев теплоносителя составит 155 °С,
плотность изменится в 2,2 раза. Таким образом, спектр нейтронов по высоте изменяется мало, а
будет изменяться по радиусу, и в этом случае не потребуется сложного профилирования
обогащения топлива для выравнивания энерговыделения по объему активной зоны. Все
конструкции ТВС будут работать при вдвое меньшем перепаде температуры (чем при
одноходовой схеме охлаждения).
Стержни СУЗ
Крышка
Внутренняя крышка
Корпус
Теплоизоляция
Выходной патрубок
Входной патрубок
Активная зона
Шахта
ТВС опускного участка
ТВС подъемного участка
Разделительная обечайка
Рис. 1. Схема охлаждения реактора
При делении активной зоны на два участка проходное сечение для теплоносителя
уменьшается в 2 раза и в 2 раза увеличивается скорость теплоносителя, которая становится
равной 1,6 м/с на входе в периферийную зону и ~ 15 м/с на выходе из активной зоны.
В связи с уменьшением расхода теплоносителя (примерно в 10 раз по сравнению с
ВВЭР) его скорость получается небольшая, затраты на перекачку ~ 5 % Nн (потери на трение
составляют ~ 1,2 МПа). При увеличении скорости теплоносителя в 2 раза повысится
коэффициент теплоотдачи (в 1,7 раза), что приведет к снижению температуры оболочки твэла и
улучшению его работоспособности.
Топливная композиция представляет собой смесь отработавшего ядерного топлива
ВВЭР и оружейного плутония.
При эффективной плотности смеси оксидов урана и плутония γМОХ = 9,5 г/см3 плотность
оксида оружейного плутония составляет 0,7 г/см3 и одинаковая во всех ТВС.
В расчетной модели (рис. 2, 3) центральная и периферийная зоны по высоте
разбивались на четыре подзоны с изменением средних параметров теплоносителя, температуры
топлива и оболочки твэла, полученных из предварительных расчетов [5]. Расчеты проводились
по программному комплексу WIMS-ACADEM в 5-и групповом приближении для 3-х мерной
гексагональной геометрии.
Результаты расчетов топливного цикла с (U + Pu) топливом, а также эффективность
СУЗ и значения коэффициентов неравномерности, приведены в сводных таблицах 2 и 3.
Кроме МОХ (U - Pu) топлива рассматривалась возможность вовлечения тория в
смешанных загрузках: в ЦЗ (U - Pu), а в ПЗ (U - Th) и когда во всей активной зоне
использовалось (U233 - Th) топливная загрузка. Результаты расчетов топливных циклов с Th
приведены также в таблицах 2 и 3.
Рис. 2. Картограмма активной зоны
Рис. 3. Поперечное сечение ТВС: 1 – чехол толщиной 2,25 мм; 2 – центральная труба
размером Ø 12,0 мм × 0,55 мм; 3 – 18 направляющих каналов под ПЭЛ размером Ø 12,0 мм ×
0,55 мм; 4 – 252 твэла, оболочка размером Ø 10,7 мм × 0,55 мм, шаг 12 мм. Конструкционный
материал всех элементов – сталь ЭП-172 (ЧС-68) [7]
3. Эффективность органов СУЗ, коэффициенты реактивности и воспроизводства.
Для оценки эффективности органов СУЗ рассмотрены состояния реактора: N = Nном,
МКУ, залив холодной водой.
Для указанных расчетных состояний получены величины начального запаса
реактивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации и вывода реактора в
подкритическое состояние с Кэфф. = 0,98 (табл. 2) [7].
Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС
СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в
реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором,
которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае
увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности Δ К % (абс.) при
обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных
результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в
течении всей кампании.
Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного
количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет
1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.
Таблица 2
Реактивность Δ К % (абс.)/требуемое число ТВС СУЗ для ее компенсации при различных
состояниях реактора.
Топливный цикл
U-Pu
Pu-Th
Th
N = Nном
1,26/22
2,81/37
3,45/47
МКУ
7,26/120
9,906/82
Залив холодной водой
13,68/216
11,15/115
32,45/205
Обезвоживание НК/КК
-5,88/-3,64
-3,24/-1,4
-6,28/-2,32
Таблица 3
Основные характеристики реактора с U-Pu-Th топливными циклами.
Характеристика
Начальная загрузка топлива, т
Начальная загрузка делящихся изотопов Pu/U233, т
Загрузка делящихся Pu/U233 в ТВС, кг
Обогащение топлива Pu/U233, %
ЦЗ
ПЗ
Кратность перегрузок
Длительность межперегрузочного интервала, эф. сут.
Энерговыработка средняя/максимальная, МВт∙сут/кг т.а.
Максимальные значения коэффициентов
неравномерности энерговыделения Kq/Kv
Загрузка делящихся изотопов, т/год
Выгрузка делящихся изотопов, т/год
Коэффициент воспроизводства:
ЦЗ
ПЗ
средний по активной зоне
U-Pu
135,6
11,77/0,0
48,86/0
Pu-Th
137,3
5,91/4,80
48,86/39,99
Th
139,0
0/10,81
50,24/39,46
7,7/0
7,7/0
5
300
39,79/65,4
7,7/0
0/7,0
5
310
42,2/68,6
0/9,0
0/6,9
5
300
34,6/47,5
1,46/2,19
2,34
2,18
1,61/2,62
2,11
1,87
1,67/2,8
2,20
1,96
1,013
0,853
0,933
1,003
0,769
0,887
0,957
0800
0,890
4. Использование тория.
Рассмотрена возможность использования тория в реакторе с быстро-резонансным
спектром нейтронов.
Рассмотрены топливные загрузки: смешанная (U+Pu) в центральной зоне и (U233+Th) в
периферийной и когда в ЦЗ и ПЗ (U233+Th) топливо.
Все размеры твэл, ТВС и активной зоны приняты такими же как и в первом варианте.
Основное отличие только в том, что в зонах с (U233+Th) топливом в ПС СУЗ используется бор
обогащенный по В10 (до 80 %). Расчеты проводились без учета движения СУЗ и их результаты
приведены в таблицах 2, 3.
Из приведенных результатов расчетов видно, что из-за особенностей реактора: быстрорезонансный спектр нейтронов; двухходовая схема охлаждения с более плотным
теплоносителем в ПЗ, нет проблем с обезвоживанием реактора (пустотный эффект отрицателен
в течение всей кампании). С компенсируемостью СУЗ при самом сложном режиме – заливе
реактора холодной водой требуется использование ПС с обогащенным бором, но даже и в этом
случае в варианте с (U233-Th) топливной загрузкой требуется введение гадолиния.
Рассмотрен вариант, когда во всех твэлах ЦЗ добавлен Gd в количестве 15 мг/см3,
который не выгорает в процессе кампании, а при заливе холодной водой используется как
сильный поглотитель нейтронов. Gd был добавлен в ~ 25 % твэлов ПЗ в количестве 0,3 г/см3,
который выгорает и способствует выравниванию энерговыделения в объеме активной зоны [8].
В этом варианте в холодном состоянии получено значение Кэф = 1,195 и требуется ~ 130 ТВС
СУЗ, чтобы перевести реактор в подкритическое состояние с Кэф = 0,98
5. Использование безчехловых ТВС.
Во всех проведенных ранее расчетах предлагалось использование чехловых ТВС (рис.
3), а также для исключения протечек между ТВС ПЗ и ЦЗ планировалось использование
выгородки разделительной (ВР). Основная часть расчетов проводилась без учета ВР.
Рассматривались различные варианты ее конструкции: набранную из полых стальных блоков
размером, соответствующим размеру ТВС или из сплошной конструкции, состоящей из слоев
стали (2 см), теплоизоляции (4 см) и сплава циркония (4 см) [8].
Учет ВР приводит к увеличению обогащения топлива и большей неравномерности в
распределении энерговыделения по ТВС. Так, для второго варианта ВР в виде слоистой
конструкции при сохранении кампании топлива 5×300 эфф. суток и количества ТВС, нужно
увеличить обогащение оружейным плутонием на ~ 4 % (с 0,7 г/см3 до 0,73 г/см3).
Однако, при наличии ВР можно перейти к безчехловым ТВС (как это принято в ВВЭР1000), что позволит улучшить теплообмен в реакторе и снизить максимальную температуру
теплоносителя на выходе из реактора.
Была рассмотрена топливная загрузка с отличиями от исходной (без учета ВР с γPuO2 = 0,7
3
г/см [2, 8]):
 кассеты безчехловые с шагом 205 мм (вместо 207 мм),количество твэл в них, шаг
их решетки без изменения;
 в ЦЗ в 25 центральных ТВС обогащение топлива было принято по плутонию
равным 0,6 г/см3, во всех остальных ТВС (ЦЗ, ПЗ) количество плутония было без
изменения (γPuO2 = 0,7 г/см3);
 количество ТВС в ПЗ было принято равным 114шт. (вместо 120), в ЦЗ количество
ТВС не менялось – 121 шт.;
 наличие ВР имитировались добавлением в ПЗ 18 ТВС с составом
соответствующим гомогенному составу ВР, поскольку расчетный комплекс
WIMS-ACADEM не позволяет проводить расчеты с ТВС различных размеров и
конфигураций.
Расчеты реактора проводились в пятигрупповом транспортном приближении для
трехмерной гексагональной геометрии по программному комплексу WIMS-ACADEM.
Групповые константы в зависимости от выгорания и температуры топлива, плотности и
температуры теплоносителя рассчитывались по модифицированной программе WIMS-D5.
Расчеты проводились без учета перемещения СУЗ и учета обратных связей по изменению
теплогидравлических параметров. Активная зона делилась по высоте на шесть слоев, основным
отличием являлись температуры элементов активной зоны и плотность теплоносителя (табл. 4)
[8]. Для каждого из слоев были получены свои коэффициент размножения и библиотеки
малогрупповых макросечений.
Таблица 4
Температуры элементов, плотности охлаждающей воды в расчетных слоях по высоте
ТВС в ЦЗ и ПЗ.
Высота слоя от низа
а.з., см
Ттопл., °С
Тоб., °С
ПЗ Тt, °С
γТ, г/см3
ρН2О, ·1024 яд/см3
Ттопл., °С
Тоб., °С
ЦЗ Тt, °С
γТ, г/см3
ρН2О, ·1024 яд/см3
50
50
50
50
76
100
384
395
600
0,33
0,01097
386
395
700
0,30
0,00998
382
405
700
0,40
0,0133
688
415
720
0,265
0,00881
373
407
720
0,52
0,01729
392
430
900
0,22
0,007315
350
410
740
0,62
0,02062
400
460
1030
0,17
0,00565
320
380
650
0,72
0,02323
470
560
1100
0,0977
0,00324
300
320
460
0,745
0,02491
535
580
950
0,090
0,00299
В таблице 5 приведены зависимости Кэфф. (t) и максимальных величин неравномерностей
энерговыделений средних – Кq и максимальных – Kv по ТВС в течение межперегрузочного
интервала [8].
На рисунке 4 представлены величины Кq и энерговыработки – Е МВт·сут/кг т.а. в
секторе симметрии 60° в конце межперегрузочного интервала (ТВС № 15, 27, 36 имитируют
наличие ВР). ТВС № 7, 11, 20, 24, 26, 31, 39 – выгружаемые [8].
Таблица 5
Т (сут.)
0,00
40,00
70,00
90,00
130,00
170,00
210,00
250,00
290,00
330,00
350,00
Kq
1,48837
1,46631
1,45066
1,44080
1,42238
1,40531
1,38941
1,37444
1,38084
1,41546
1,43470
Kv
2,57961
2,24024
2,15141
2,12144
2,06745
2,02258
1,98498
1,95013
1,98981
2,05101
2,08095
Кэфф.
1,01793
1,01447
1,01253
1,01141
1,00942
1,00770
1,00617
1,00481
1,00357
1,00244
1,00191
Из приведенных результатов расчетов видно, что переход на безчехловые ТВС позволяет
сократить расход оружейного плутония на ~ 5 % и при этом увеличить кампанию ТВС на ~ 250
эфф. суток. Коэффициент воспроизводства (КВ) не изменился и средний по активной зоне
равен ≈ 0,94. Потоки нейтронов увеличились в центре активной зоны в ~ 1,5 раза и составляют
на конец кампании 1,14·1015 н/см2·сек(Е ≥ 0,11 МэВ) и полный – 2,26·1015 н/см2·сек(Е ≥ 0,4 эВ).
Средние по кассетам значения:
энерговыработка (МВт*сут/кг т.а.)
энерговыделение (отн. ед.)
42
9.22
0.79
1
11.50
1.43
43
31.83
0.39
39
40
41
41.86 11.12
25.94
1.10
0.98
0.50
35
36
37
38
36.74
0.00
20.05
27.35
0.82
0.00
0.99
0.52
30
31
32
33
34
9.64
44.71
44.91 21.58
25.78
1.10
0.87
1.27
0.99
0.52
24
25
26
27
28
29
56.45
19.47
46.49
0.00 21.73
32.34
1.28
1.13
0.89
0.00
0.97
0.48
17
18
19
20
21
22
23
23.59
45.47
29.20
44.45
38.53 10.92 30.30
1.43
1.30
1.12
0.87
1.25
0.96
0.39
10
11
12
13
14
15
16
45.74
57.04 34.49 28.96 36.49
0.00
9.09
1.41
1.35
1.29
1.08
0.81
0.00
0.79
2
3
4
5
6
7
8
9
22.95
34.31
11.78
10.69
19.53
45.15
20.24
27.05
1.42
1.40
1.41
1.24
0.99
1.34
1.00
0.47
Рис. 4. Т = 350.00 суток
6. Исследование возможности выжигания младших актинидов (МА) в реакторе
ВВЭР-СКД.
Реактор ВВЭР-СКД может эффективно использоваться в ЗТЦ, поскольку использует свой
ОЯТ с добавлением небольшого количества плутония (оружейного или из бланкетов БНреакторов). В нем может использоваться (U-Pu-Th)-топливные циклы [7].
При обращении с ОЯТ и РАО основным вопросом становится обращение с младшими
актинидами (МА) к которым прежде всего относятся изотопы америция – Am241-243 и Cm242-245,
которые определяют большую радиоактивность ОЯТ и РАО. Изотоп Np237 не отделяется от
топлива, вместе с ним делится.
При переходе к ЗТЦ рассматриваются возможности выжигания МА в различных
реакторах. В работе [9] исследуется возможность выжигания МА в реакторе БН-1200 с
натриевым теплоносителем и быстрым спектром нейтронов.
МА обладают не только высоким тепловыделением и активностью, но и не вполне
совместимы с технологией МОХ топлива: америций отличается повышенной активностью и он
может «улететь» при спекании таблеток. Кюрий обладает высокой нейтронной активностью и
тепловыделением (Am – высокой γ-активностью). Эти изотопы химически близки, их лучше
выжигать вместе, предварительно смесь этих изотопов целесообразно выдержать 20-30 лет,
чтобы спала активность и тепловыделение от Am241, 243.
Применительно к реактору БН-1200 исследуются два способа выжигания МА:
1. В части ТВС (выжигательные сборки – ВС ~ 10 % от общего количества) твэлы
изготавливаются из смеси MgО + (Am + Cm)О2. Для увеличения мощности ВС в них
добавляется часть твэл с МОХ-топливом из основного состава. Однако как показано
расчетными исследованиями, в ВС за кампанию топлива МА выгорают только на ~
45 % и, следовательно, такие твэлы нужно включать в дальнейший рецикл.
2. Для более глубокого выгорания МА, чтобы их оставалось после выгорания около 10
% и такие твэлы можно без дальнейшей переработки отправить на длительное
хранение, предлагается «смягчить» спектр нейтронов в ВС размещением в
центральной части гидрида циркония. Твэлы в этом случае изготавливаются из
смеси ZrO + (Am + Cm)O2 – такая композиция не растворяется в кислотах и воде
при длительном захоронении. В таких ТВС за кампанию (5 лет) МА выгорают и
остается их ~ 10 ÷ 12 %. Однако введение гидрида циркония в ВС, приводит к
смягчению спектра нейтронов в соседних рабочих ТВС и к увеличению их
мощности в 4 - 5 раз, что недопустимо по условиям эксплуатации.
В реакторе ВВЭР-СКД есть зона с более мягким спектром нейтронов – ПЗ в которой
можно размещать ТВС с МА с их эффективным выгоранием без каких либо дополнительных
замедлителей.
Для более эффективного выжигания МА в ТВС ПЗ по отношению к исходному варианту
ВВЭР-СКД предлагается [8]:
1. Перейти к безчехловым ТВС при сохранении состава топлива, количества, размеров
и шага размещения твэл – 205 мм (как это указанно в п. 5);
2. В ПЗ наряду с рабочими ТВС размещаются ТВС в которых в двух периферийных
рядах твэлы состоят из композиции 35 % ZrO + 65 % (Am + Cm)O2, остальные твэлы
соответствуют рабочим;
3. Кампания рабочих ТВС ЦЗ и ПЗ составляет 5 × 300 эфф. суток с использованием
ежегодных частичных перегрузок. ТВС с МА размещаются в 2-х последних рядах
активной зоны и находятся там двойную кампанию (10 календарных лет) без
перестановок, после чего выгружаются.
Поскольку ТВС с МА размещаются на периферии активной зоны, то достигаемые
параметры в твэлах с МОХ-топливом за 10 лет: повреждающая доза ~ 60 сна и максимальная
энерговыработка ~ 90 МВт·сут/кг т.а. не превышают проектных параметров.
6.1. Расчеты топливных циклов.
За 10 лет работы в реакторе ВВЭР-СКД накапливается ~ 1400 кг МА (из них 97 % Am и
3 % Cm) при стационарном режиме перегрузок при кампании 5 лет для рабочих ТВС и 10 лет
для ТВС с МА. Часть накопленных МА распадается за 3-4 года выдержки ОЯТ в
пристанционных хранилищах до переработки и фабрикации нового топлива.
Проведены расчеты топливного цикла в 3-х мерной гексагональной геометрии и 5-и
групповом приближении. Учитывалось только выгорание Am.
На рисунке 5 приведены в угле симметрии 60° результаты расчетов энерговыработки Е
МВт·сут/кг т.а. и неравномерности энерговыделения (Kq) по ТВС из которых 4 ТВС в ПЗ (№ 8,
23, 36, 45) с МА на конец кампании после 10-и лет работы при стационарном режиме
перегрузок [8]. ТВС № 15, 28, 39 имитируют в расчетах наличие разделительной выгородки и
соответствуют ее объему и составу.
В твэлах с МА за 10 лет выгорания остается ~ 12 % МА от начального значения и такие
твэлы можно отправлять на длительное захоронение. Всего в 24 ТВС загружается 1230 кг
Am241÷243. Таким образом все МА, которые накопились в реакторе за 10 лет работы могут за это
же время выгореть и для этого нужно ~ 24 ТВС.
Рис. 5. Результаты расчетов энерговыработки Е МВт·сут/кг т.а. и неравномерности
энерговыделения (Kq) по ТВС в угле симметрии 60° на конец кампании
Использование в реакторе ВВЭР-СКД твэлов с МА (в указанных количествах) можно
сэкономить ~ 40 кг плутония в год, при этом не будет существенных изменений в
неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне.
7. Тестовые расчеты выгорания и распределения энерговыделения в ТВС с
использованием программ WIMS и MCNP.
Программа WIMS-D5 была создана для расчета макросечений в сборках реакторов с
тепловым спектром нейтронов. В последствии она была модифицирована и расширена по
количеству изотопов для расчета реакторов с более жестким спектром нейтронов. Однако, в
ней не выдается детальное распределение энерговыделения по твэлам в ТВС. Поскольку спектр
нейтронов в реакторе ВВЭР-СКД изменяется от теплового до быстрого, то необходимо
тестирование расчетов и сравнение их результатов с использованием различных программ и
библиотек ядерных данных.
В данном случае в качестве такого теста использовалась программа MCNP, основанная
на методе Монте-Карло и в библиотеке микросечений которой используется непрерывная
энергетическая зависимость.
Для расчетов были выбраны в ТВС ПЗ 3 участка с различной плотностью воды и
температурой элементов из таблицы 3 с γН2О = 0,745 (№ 1); 0,62 (№ 2); 0,40 (№ 3) г/см3 с шагом
205 мм. Рассматривались рабочие ТВС с МОХ-топливом и ТВС с МА в которых два ряда
твэлов состоят только из Am и с (Am + Cm).
7.1. Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
В расчетах по MCNP геометрия ТВС шестигранная, а по WIMS – эквивалентная
цилиндрическая.
Выгорание топлива рассчитывалось до ~ 3000 эфф. суток, при этом нормировка на
мощность принималась 26,575 Вт/кг т.а. или 157,79 Вт/см. Расчеты проводились для ТВС с
твэлами из МОХ-топлива и для ТВС в 2-х наружных рядах которых с числом твэл (48 и 54) с
Am или Am + Cm.
На рисунках 6, 7 представлены зависимости К∞ (t) и суммарное значение концентрации
делящихся изотопов ΣρPu239, 241(t), усредненное по твэлам, от времени выгорания для указанных
3-х участков рабочих ТВС, отличающихся плотностью воды, полученные по программам
WIMS и MCNP. На рисунке 8 представлена зависимость изменения суммарной концентрации
изотопов Am – ΣAmi (t) усредненная по всем твэлам с Am. Расчеты проведены без изотопов Cm
в твэлах с Am.
На рисунках 9, 10 приведены зависимости К∞ (t) и ΣρCmi (t) в расчетных ТВС с двумя
рядами твэлов с МА в которых присутствуют все изотопы Am и Cm, полученные с
использованием программы MCNP.
Из приведенных результатов расчетов можно сделать следующие выводы:
1. Из расчетов рабочих ТВС по программам WIMS и MCNP максимальные расхождения
в конце кампании ТВС (1500 эфф. суток) составляют ~ 2 % в К∞ и ~ 1 % в Σρдел..
Однако, эти расхождения существенно увеличиваются при наличии твэлов с МА с
Am, и особенно с Cm;
2. В расчетах изолированной ТВС за две кампании ~ 3000 эфф. суток Am выгорает на 60
% по WIMS и на 40 % по MCNP, но как получено из предыдущих расчетов (п. 6.1.)
выгорание Am более глубокое поскольку в реакторе существенное влияние
оказывают окружающие рабочие ТВС;
3. Количество Cm за указанную кампанию увеличивается в ~ 7 раз и если в начале
кампании доля Cm в МА была 2,1 %, то к концу кампании она стала ~ 30,1 %, что
конечно будет усложнять обращение с таким МОХ ОЯТ.
Рис. 6. Зависимость К∞ (t) для 3-х участков ТВС с МОХ топливом, отличающихся
плотностью воды по программам WIMS и MCNP
Рис. 7. Зависимость усредненной по ТВС суммарной концентрации делящихся изотопов
плутония ΣρPu239, 241(t) от времени выгорания
Рис. 8. Зависимость усредненной по твэлам величины ΣρAmi (t), полученная из расчетов по
программам WIMS и MCNP
Рис. 9. Зависимость К∞ (t) для ТВС с двумя рядами твэл с МА (Ami + Cmi), полученная из
расчетов по программе MCNP
Рис. 10. Зависимость усредненной по твэлам величины ΣρCmi (t), полученная из расчетов
ТВС по программе MCNP
7.2. Расчеты распределения энерговыделений в твэлах по сечению ТВС ПЗ.
Как уже отмечалось, что в расчетах ТВС по программе WIMS не выдаются
распределения энерговыделений по твэлам в сечении ТВС. Однако этот вопрос представляет
интерес, особенно, если используются в ТВС различные типы твэлов (например, с МА). Для
указанной выше серии вариантных расчетов ТВС ПЗ с использованием программы MCNP были
получены графики относительных энерговыделений по твэлам в сечениях ТВС в различные
моменты кампании (0, 1000, 2000, 3000 эфф. суток).
На рисунках 11, 12, 13, соответственно, для ТВС с МОХ-топливом, с 2 рядами твэл с Am
и с Am + Cm приводятся величины относительных распределений энерговыделений по твэлам
в момент кампании, при которых неравномерности энерговыделений максимальны [8].
В результате приведенных расчетов получено, что с учетом выгорания неравномерность
энерговыделения по твэлам с МОХ-топливом (рис. 11) не превышает qr ≤ 1,2 ÷ 1,3. Однако, для
твэл в углах шестигранников для безчехловых ТВС по-видимому, нужно снижать обогащение
топлива на 20-30%.
Увеличение qr в 1,5 раза в ТВС с Am после выгорания 1000-2000 эфф. суток (рис. 12) повидимому, связано с образованием и накоплением Cm. Наличие и накопление Cm существенно
повышает неравномерность энерговыделения до qr ≈ 1,9 (рис. 13) и в угловых твэлвх с МА
нужно в ~ 2 раза уменьшить количество (Am и Cm).
Рис 11. Относительные энерговыделения по твэлам в ТВС с МОХ-топливом – qr на начало
кампании 0 суток (γН2О = 0,745 г/см3, ТВС № 1)
Рис. 12. 2000 суток, ТВС № 1 с Am
Рис. 13. 2000 суток, ТВС № 1 с (Am + Cm)
Заключение
Оценивается возможность использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном
цикле и решения проблемы с ОЯТ:
 коэффициент воспроизводства средний по активной зоне 0,933;
 при использовании своего ОЯТ нужно дообогащение топлива ~ 160 кг плутония
(оружейного или энергетического) в год;
 могут использоваться различные топливные загрузки (U-Pu-Th) без изменения
конструкции элементов активной зоны;
 в нем могут выжигаться все накопленные в процессе работы МА.
Обосновывается использование в этом реакторе безчехловых ТВС, что позволяет
существенно экономить топливо и улучшить физические характеристики активной зоны.
Рассматриваются тестовые задачи выгорания изотопов, распределения энерговыделения
по твэлам в рабочих ТВС с МОХ топливом и в ТВС с добавкой твэлов с МА с использованием
различных библиотек ядерных данных и программ (WIMS, MCNP). Показано, что при расчете
рабочих ТВС с МОХ-топливом различия результатов расчетов по программе WIMS с
тестовыми расчетами – MCNP составляют в конце кампании ~ 2 % в К∞ и ~ 1 % Σρделi. Если же
рассматривается выжигание МА, то расхождение в выжигании Am достигает 10-15 %.
Список литературы
1
2
3
4
5
6
7
8
9
Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы на воде
сверхкритического давления. – Атомная энергия, 2004, т. 96, вып. 5, с. 374 – 380.
Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов,
охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения
теплоносителя. – Там же, 2006, т. 100, вып. 5, с. 349-355.
Рыжов С.Б., Мохов, В.А., Никитенко М.П. и др. Концепция одноконтурной РУ ВВЭР-СКД
с корпусным реактором,охлаждаемым водой сверхкритического давления. Доклад на 5-ом
Международном симпозиуме ISSCWR-5,13-16 марта 2011 г., Ванкувер, Канада.
Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б., Никитенко Н.П. и др. Водоохлаждаемые реакторы со
сверхкритическими параметрами – перспективные реакторы 4-го поколения. Научная
сессия МИФИ-2007, Сборник научных трудов, Москва, МИФИ (2007), т. 8, стр. 34-35.
Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Долгов Е.В. и др. Сравнительный анализ физических
характеристик реактора ВВЭР-СКД при одно- и двухходовой схемах движения
теплоносителя. Препринт ФЭИ-3110, 2007.
Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Клушин А.В., Украинцев В.Ф. Использование реактора,
охлаждаемого водой сверхкритического давления – ВВЭР-СКД в замкнутом топливном
цикле. – Ядерная энергетика, 2010, № 3, стр. 18-31.
Баранаев Ю.Д., Глебов А.П., Кириллов П.Л., Клушин А.В. Реактор, охлаждаемый водой
сверхкритического давления, ВВЭР-СКД – основной претендент в «Супер-ВВЭР».
Препринт ФЭИ-3188, Обнинск, 2010 г.
Глебов А.П., Клушин А.В. Исследования по обоснованию и развитию концепции
одноконтурной ЯЭУ с водоохлаждаемым реактором при сверхкритических параметрах с
быстро-резонансным спектром нейтронов. Доклад на научно-техническую конференцию
«Теплофизика-2012», 24-26 октября 2012 г., Обнинск.
Поплавский В.М. и др. Активная зона и топливный цикл для перспективного натриевого
реактора. – Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с. 206-211.