Научная статья на тему 'Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торийeплутониевым и торийeурановым оксидным топливом'

Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торийeплутониевым и торийeурановым оксидным топливом Текст научной статьи по специальности «Электротехника, электронная техника, информационные технологии»

CC BY
404
124
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.

Аннотация научной статьи по электротехнике, электронной технике, информационным технологиям, автор научной работы — Бойко В. И., Шаманин И. В., Сафарян Т. Л.

Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-ториевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам. Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний. Плутоний и высокообогащенный уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233. Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованны так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний.

i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.

Похожие темы научных работ по электротехнике, электронной технике, информационным технологиям , автор научной работы — Бойко В. И., Шаманин И. В., Сафарян Т. Л.

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.

Текст научной работы на тему «Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торийeплутониевым и торийeурановым оксидным топливом»

УДК 621.039.586

СМЕШАННАЯ ЗАГРУЗКА ЛЕГКОВОДНОГО РЕАКТОРА ПОД ДАВЛЕНИЕМ ТОРИЙ-ПЛУТОНИЕВЫМ И ТОРИЙ-УРАНОВЫМ ОКСИДНЫМ ТОПЛИВОМ

В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян

Томский политехнический университет E-mail: shamanin@phtd.tpu.ru

Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-то-риевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам. Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний. Плутоний и высокообогащенный уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233. Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованны так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний.

Состояние исследований

Принципиальные мотивы, преимущества и аргументы в пользу постепенного перехода ядерной энергетики к уран-ториевому топливному циклу были приведены еще в 1983 г. [1]. В указанной монографии подробно изложены результаты экспериментов в этом направлении за рубежом. Ранее в 1982 г. на Японо-Американском семинаре "Thorium Fuel Reactors" Робертом Блоком был представлен доклад по программе "Легководный реактор-бри-дер" с торий-содержащим топливом, которая была начата в 1965 г. в США (Шиппингпорт). Уран-тори-евый топливный цикл в традиционном его пониманием является замкнутым. Торий в нем является сырьевым нуклидом, образующим делящийся уран-233. Последний, извлекаемый из отработанного топлива, предполагается использовать для производства делящихся композиций. По существу, уран-ториевый цикл является аналогом успешно реализованного и действующего уран-плутониевого цикла, в котором из отработанного топлива извлекается плутоний энергетической, либо оружейной (специализированные реакторы) кондиции. Главное отличие, являющееся препятствием для реализации в ближайшем будущем замкнутого уран-ториевого цикла, состоит в неизбежном образовании при облучении тория четно-четного нуклида уран-232. В ходе последовательных а-распадов урана-232 образуются жесткие 7-излучатели. В результате, радиохимическая переработка отработанного топлива чрезвычайно усложняется. Имеющаяся технология переработки в уран-плутониевом цикле требует существенной модификации для того, чтобы быть пригодной для использования в уран-ториевом цикле. Можно ли считать уран-ториевый топливный цикл очевидной альтернативой уран-плутониевому циклу? Этот вопрос на сегодня является открытым.

В последние годы появились новые аспекты проблемы вовлечения тория в ядерную энергетику. В частности, поиск путей использования плутония оружейной кондиции и высокообогащенного урана в ядерно-энергетических установках, использующих торий-содержащее топливо. Такая возможность может быть реализована в легководном тори-

евом реакторе ВВЭР-Т на базе концепции А. Рад-ковского [2]. Данный вариант предполагается использовать в реакторах нового поколения при изменении базовых конструктивных решений. По-прежнему предполагается замкнутый ядерный топливный цикл, требующий внедрения модифицированной технологии переработки топлива.

Несомненный интерес представляет вариант, не требующий изменений конструкции серийных реакторов последнего поколения при переходе на то-рий-содержащее топливо и обеспечивающий возможность организации открытого ядерного топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний [3, 4]. В данных работах определены ключевые критерии возможности организации открытого цикла на базе отечественных действующих реакторов с использованием имеющихся природных запасов тория. Плутоний и высокообогащен-ный уран при этом вовлекаются в открытий торий-плутониевый цикл как "запальные" нуклиды. Выгорая, они инициируют наработку урана-233. Наработка и параллельно протекающее выгорание ура-на-233 организованны так, что достигаются предельные значения выгораний урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний. Такая организация базируются на оптимизированных схемах загрузки и передвижения топлива. В большинстве случаев они должны быть смешанными, предполагающими наличие в активной зоне нескольких типов тепловыделяющих сборок. Определенная часть из них должна содержать уран-235 в количестве, достаточном для обеспечения необходимого значения эффективной доли запаздывающих нейтронов.

Данная работа является продолжением исследований [3, 4]. Предметом ее изучения являются смешанная топливная загрузка и схема перемещения топлива, обеспечивающие преимущества перед стандартной схемой на базе UO2 топлива и схемой на базе (1Ъ, Pu)O2 топлива.

Методика численного эксперимента

Базой для проведения численного эксперимента служил пакет прикладных программ YS.O.P.(97)

[3]. Его исходная библиотека констант в быстрой и эпитепловой областях включает 68 групп; в тепловой области - 30 групп. Систематические расчеты послужили основой для использования 6-группо-вого приближения в применении к эффективным параметрам ячейки. В табл. 1 приведены параметры свертки многогрупповой системы.

Таблица 1. 6-групповое разбиение энергетического спектра нейтронов

Номер Интервал энергии Доля нейтро-

группы нов деления

1 10,5...2,5 МэВ 0,288

2 2,5...0,8 МэВ 0,475

3 800.46,5 кэВ 0,236

4 46,5.0,215 кэВ 0,001

5 215.0,414 эВ 0

6 0,414.0 эВ 0

Выбор 6-группового приближения был обусловлен следующими причинами:

- использование привычного 2-группового приближения приводит к погрешности определения эффективного коэффициента размножения, как функции времени, в интервалах между частичными перегрузками и перестановками топлива до 14 %;

- длительность цикла выгорания топлива, определяемая условием к#ф>1, где кэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов, в 2-х и 6-групповом приближениях оказывается практически неизменной, но момент достижения минимально допустимого запаса реактивности в 2-групповом приближении оказывается завышенным в опасною сторону;

- использование более чем 6 групп не приводит к оправданному увеличению точности расчета, хотя затраты счетного времени существенно возрастают;

- 6-групповое приближение оказывается оптимальным с точки зрения детализации процесса энерговыделения в активной зоне и возможности решения задач спектрального регулирования.

Пакет программ V.S.O.R позволяет рассмотреть в явном виде различные схемы передвижения топлива в радиальном направлении (Я, /-геометрия). Нахождение реальной схемы перестановок тепловыделяющих сборок, соответствующей схеме в численном эксперименте, выделяется в самостоятельную задачу. Она требует учета перемещения сборок не только в радиальном, но и в азимутальном направлениях. Схеме движения топлива в радиальном направлении соответствует, как правило, несколько возможных сопутствующих схем радиально-азиму-тального перемещения. Одна из них является оптимальной. Для ее выбора использовался принцип минимума количества необходимых перестановок тепловыделяющих сборок при обеспечении максимального соответствия нуклидного состава в пределах каждого кольцевого сектора.

Схема смешанной загрузки

Загрузка активной зоны реактора ВВЭР-1000 включает 151 тепловыделяющую сборку (ТВС). На рис. 1 приведена оптимальная схема смешанной загрузки.

Стартовая загрузка производится семью типами ТВС. ТВС типа В, В1 и В2 - бланкетные, содержащие топливные композиции ThO2-U235O2 с концентрацией и235 3,8 % (В); 4,8 % (В1) и 6,8 % (В2). ТВС типа Z, Z1, Z2 и Z3 - запальные, содержащие топливные композиции ThO2-Pu239O2 c концентрацией Ри239 6,9 % 8,9 % (21); 10,9 % (22) и 12,9 % (23). Значения концентраций соответствуют долям ядерных концентраций по отношению к общей ядерной концентрации тяжелых нуклидов. Доли ТВС каждого типа в радиальных кольцевых секторах приведены в табл. 2.

VII VI

V

IV

III

Рис. 1. Загрузка активной зоны реактора ВВЭР-1000 (вид сверху)

Площади сечений каждого из 12 кольцевых секторов равны.

Таблица 2. Представленность ТВС в кольцевых секторах, %

Радиальный сектор ТипТВС

В В1 В2 г г1 г2 г3

I 47,24 16,54 - 36,22 - - -

II - 78,57 - 16,67 4,76 - -

III - 47,62 9,52 - 42,86 - -

IV - - 66,67 33,33 - - -

V - - 76,19 - 14,29 9,52 -

VI 61,91 38,0 9

VII - - 52,38 - - 33,33 14,29

VIII - - 71,43 - - 9,52 19,05

IX - - 64,29 - - - 35,70

X - - 38,09 - - - 61,91

XI - - 19,05 - - - 80,95

XII - - - - - - 100,0

Схема перемещения топлива

В аксиальном направлении активная зона дробится на 5 частей. Таким образом, расчетная сетка составлена из 60 ячеек. На рис. 2 приведена схема перемещения топлива в ходе частичной перегрузки.

3 частичные перегрузки и 4 цикла выгорания образуют кампанию. При движении топлива по

приведенной схеме в каждой частичной перегрузке 38 ТВС выгружаются, 75 ТВС перемещаются и 38 "свежих" ТВС загружаются на периферию активной зоны. Это соответствует тому, что в ходе перегрузки производятся следующие операции:

- удаление отработанного топлива из I, II и V секторов;

- перемещение топлива по маршруту:

1. III—>I; VIII—>II; IV—V;

2. VII—III; IX—VIII; VI—IV;

3. X—VII; XII—IX; XI—VI;

- подпитка "свежим" топливом в X, XI и XII сектора.

1 I 6 II 11 III 16 IV 21 V 26 VI 31 VII 36 VIII 41 IX 46 X 51 XI XII56

60 ■

111

Номер маршрута перемещения

Номер расчетной / ячейки

Номер радиального сектора

Выгрузка топлива Загрузка топлива

Рис. 2. Маршруты перемещения топлива в радиальном направлении

Таким образом, бланкетные ТВС, содержащие топливную композицию ThO2-U235O2, загружаются в активную зону только в начале кампании. Подпитка на 2-ой - 4-ый циклы осуществляется только запальными (торий-плутониевыми) ТВС.

Параметры кампании

Интегральные характеристики кампании для оптимизированной смешанной загрузки серийного легководного реактора под давлением ВВЭР-1000 и выше приведенной схемы перемещения топлива приведены на рис. 3.

После 4-ого (равновесного) цикла выгорание в выгружаемых ТВС, которые отработали все 4 цикла, достигает значения 125,9 ГВт-сут/т. Глубина выгорания Pu составляет 97,3; 96,4; 95,7 и 81 % для каждого цикла, соответственно.

Параметры первого цикла выгорания

Преимущества смешанной схемы загрузки особенно проявляются при сравнении балансов масс нуклидов с таковыми для стандартной урановой и торий-плутониевой загрузок (табл. 3).

В смешанной загрузке каждая запальная ТВС, за исключением типа Z3, окружена бланкетными ТВС. Бланкетные ТВС, характеризующиеся меньшими концентрациями делящегося нуклида U235, обеспечивают относительно более высокий темп наработки U233 и существенное увеличение длительности циклов выгорания и кампании в целом. Наличие значительного количества U235 в активной зоне по сравнению с торий-плутониевой загрузкой

обеспечивает значительное увеличение эффективной доли запаздывающих нейтронов.

Таблица 3. Балансы масс основных нуклидов

Параметр Схема загрузки

Стандартная Смешанная Торий-плутониевая

Загрузка ТЬ-232, кг/ГВт (эл.) - 4921,7 5775,4

Загрузка и-238, кг/ГВт (эл.) 23897,4 5,4 -

Загрузка Ри, кг/ГВт(эл.) - 607,0 643,7

Выгрузка Ри, кг/ГВт (эл.) - 33,6 168,0

Расход Ри,кг/ГВт (эл.) - 573,4 475,7

Расход Ри / Загрузка Ри - 0,954 0,739

Загрузка и-235, кг/ГВт (эл.) 1064,0 74,0 -

Выгрузка и-235, кг/ГВт (эл.) 391,4 71,0 -

Расход и-235, кг/ГВт (эл.) 672,6 3,0 -

Расход и-235 / Загрузка и-235 0,632 0,0405 -

Наработка и-233, кг/ГВт(эл.) - 77,3 97,0

Наработка Ри, кг/ГВт(эл.) 186,0 - -

Среднее значение выгора -ния, МВтсут/кг 11,7 52,2 45,5

Стартовая загрузка

B2Ih 78,2 1

235U 2,8 т

239Pu 4,52 т

Выгрузка, хранение, переработка

232Ih 19,4 т

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.

1-ый пдкл выгорания 52,22 ГВтсуг/т, 1400эфф. суг.

Подпитка

232Ih 18,612 т

239Pu 2,862 т

233U 296,4 кг

235U 272 в

239Pu 37,4 кг

41Pu 40,6 кг

2-ой пдкл выгорания 20,15 ГВтсуг/т, 518 эфф. суг.

Поддитка

232Th 18,612 т

239Pu2,862 т

38 ТВС 52,2 ГВт-суг/т

232Th 18,9 т

233U 328 кг

235U265,6 кг

239Pu 50,4 кг

"Pu 51,6 кг

3-ий цдкл выгорания 25,21 ГВт-суг/т, 647 эфф. суг.

Поддитка

232Ih 18,612 т

239Pu 2,862 т

38 ТВС 72,37 Втсуг/т

232Th 18,5 т

233U 361 в

235U 219,4 кг

239Pu 61,2 кг

"Pu 61,5 кг

4-ый пдкл выгорания 28,34 ГВт-суг/т, 725 эфф. суг.

38 ТВС 97,58 ГВтсуг/г

232Th 17,8 т

233U 424 к

235U 105 кг

239Pu 342 кг

"Pu 205,8 кг

38 ТВС 125,9 ГВтсуг/г

Использование в следующей кампании

232Th

233U

235U

239Pu 241Pu

54,05 т 964,4 кг 21,0 кг 3,67 т 704,67 кг

Рис. 3. Интегральные характеристики кампании

Z

R

В табл. 4 приведены интегральные параметры, характеризующие 1-ые циклы выгорания, обеспечиваемые различными загрузками. В табл. 5 приведены соответствующие балансы масс по основным нуклидам.

Таблица 4. Основные параметры цикла выгорания

Параметр Схема загрузки

Стандартная Смешанная Торий-плутониевая

в начале цикла 1,173 1,356 1,392

Дфф (эффективная доля запаздывающих нейтронов) в начале цикла, % 0,672 0,346 0,210

вэфф в конце цикла, % 0,462 0,329 0,226

Длительность цикла, эфф. сут. 298,5 1400 1219

Выгорание (МВт-сут)/т 11692 52231 45477

Коэффициент воспроизводства 0,697 0,525 0,571

ТКР (температурный коэффициент реактивности), (°С)-1 -4,485-10-5 -3,2-10-5 -3,210-5

Стационарное отравление Хе135 -3,2610-2 -1,6-10-2 -1,8-10-2

Таблица 5. Массы нуклидов в активной зоне (начало/конец цикла), кг

Схема Нуклид

232ТИ 233и 235и 238и 239Ри 240Ри 241Ри 242Ри

Стандартная - - 2,63 -103 79,02-103 0 0 0 0

- - 1,78 103 78,14103 461,88 49,16 50,81 4,74

Смешанная 78,2103 0 2802,5 213,7 4517,5 0 0 0

75,69'103 1196,4 1137,7 158,1 1529,6 189,04 387,82 91,78

Торий-плутониевая 78,8 ТО3 0 - - 6950,9 0 0 0

76,64-103 1150,7 - - 2575,5 337,01 655,26 104,79

Кроме преимуществ, обусловленных уникальным сочетанием параметров, которые определяют экономические показатели использования топлива и степень ядерной и экологической безопасности (табл. 4), смешанная загрузка обеспечивает наиболее жесткий спектр нейтронов в активной зоне.

На рис. 4-6 приведены радиальные распределения и спектры потока нейтронов для различных схем загрузки активной зоны.

Смещение максимума спектра в эпитепловую область обеспечивает уменьшение чувствительности ядерной энергетической установки к процессам, вызывающим отравление продуктами деления неравновесной и равновесной концентраций. Следовательно, смягчаются требования к маневренности системы управления и защиты, упрощаются процедуры изменения мощности. Реактор в нейтронно-физи-ческом отношении становится более безопасным.

Рис. 4. Пространственно-энергетическое распределение потока нейтронов для стандартной 0о2 загрузки

Рис. 5. Пространственно-энергетическое распределение для смешанной загрузки

Рис. 6. Пространственно-энергетическое распределение для ТЬ02-Ри0 загрузки

Заключение

Анализируя интегральные и дифференциальные параметры стандартной, безурановой торий-плутониевой и смешанной загрузок, можно сформулировать следующие выводы:

М М /-

- смешанная стартовая загрузка обеспечивает значительный (35,6 %) запас реактивности и возможность организации сверхдлинной (более 3200 эфф. сут.) кампании;

- комбинация топливных композиций

и (Th,235U)O2 решает проблему дефицита запаздывающих нейтронов, возникающую в случае загрузки только торий-плутониевыми компози-

циями: 0,672 - 0,346 - 0,210 % (урановая - смешанная -торий-плутониевая загрузка);

- смешанная загрузка увеличивает эффективность топливоиспользования, степень ядерной и экологической безопасности;

- для стандартной конструкции ВВЭР-1000 водно-топливное отношение составляет 1,8. В случае стандартного и02 топлива максимум кт достигается при значении отношения около 2,5. С

учетом существования предела линейной тепловой нагрузки значение 1,8 выбрано как оптимальное. В случае смешанной загрузки максимум кт достигается при значительно большем водно-топливном отношении. Это обеспечивает возможность поиска и внедрения более совершенных конструкций ТВЭЛов и ТВС, а также реализации концепции спектрального регулирования.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.М. Использование тория в ядерных реакторах. — М.: Энергоатомиздат, 1983. — 96 с.

2. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор // Атомная энергия. — 1998. — Т. 85. — № 4. —С. 263.

3. Shamanin I.V., Ukhov A.A., Rutten H.J., Haas K.A., Sherer W. The use of (Th,U,Pu)O2 Fuel in a water-water energy reactor

(WWER-1000): Physics and fuel cycle simulation by means of the V.S.O.P.(97) computer code // Forschungszentrum Jülich. FZJ — ISR — IB — 1/1999. —40 p.

4. Шаманин И.В., Ухов А.А., Рюттен Г.Й., Хаас К., Шерер В. Результаты моделирования параметров топливного цикла для во-до-водяного энергетического реактора // Известия вузов. Сер. Ядерная энергетика. — 2000. — № 4. — С. 53—64.

УДК 621.039.52.034

ДЕФИЦИТ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В МАНЕВРЕННОМ РЕЖИМЕ РЕАКТОРА ВВЭР С ПЛУТОНИЕВОЙ ЗАГРУЗКОЙ

В.И. Бойко, И.В. Шаманин, С.В. Кригер, Т.Л. Сафарян

Томский политехнический университет E-mail: shamanin@phtd.tpu.ru

Рассмотрены особенности протекания нейтронно-физических процессов в маневренном режиме реактора ВВЭР, вызванные дефицитом запаздывающих нейтронов при замещении стандартного топлива торий-плутониевым. Сформулированы рекомендации для модификации регламентов управления мощностью реактора и обоснованы преимущества смешанной загрузки активной зоны.

Введение

Высокоэффективным путем утилизации плутония оружейной кондиции является его использование в торий-плутониевых оксидных топливных композициях [1, 2]. В данных работах анализируются основные параметры кампании легководного реактора ВВЭР при использовании в составе топлива композиций ТЮ2 и Ри02. Рассмотрен вариант организации замкнутого цикла, требующий значительных конструктивных изменений [1], и вариант организации окрытого цикла на базе серийной конструкции тепловыделяющих сборок [2]. При замещении стандартного оксидного топлива торий-плутониевым возникает проблема, обусловленная дефицитом запаздывающих нейтронов. В стационарном режиме они не играют существенной роли. Проблема становится очевидной при рассмотрении переходных процессов. Полная загрузка активной зоны торий-плутониевым оксидным топливом влечет за собой уменьшение эффективной доли запаздывающих нейтронов практически в 3 раза. Штатные регламенты изменения реактивности реактора, пригодные для стандартного топлива, требуют существенных изменений. Их ха-

рактер определяется составом загрузки активной зоны. Таким образом, после оптимизации состава и схемы загрузки по определяющим параметрам топ-ливоиспользования, следует вторая оптимизационная задача - по нейтронно-физическим параметрам в маневренном режиме.

Данная работа посвящена сравнительному анализу быстропротекающих процессов, вызванных идентичными изменениями реактивности или мощности реактора ВВЭР, в случаях загрузки стандартным и торий-плутоний-содержащим оксидным топливом.

Методика анализа, регламенты изменения

реактивности и мощности

При определении преимуществ (недостатков) той или иной схемы загрузки проводится анализ функций, описывающих поведение во времени нейтронной мощности, которые являются откликом на какой-либо фиксированный закон изменения реактивности. Нестационарный процесс дробится во времени. Связь между реактивностью и нейтронной мощностью задается соотношениями:

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.