Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе

Г.И.Тошинский, О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников, ОПУБЛИКОВАНО 12.03.2013

С любезного разрешения ГНЦ РФ-ФЭИ и авторов, мы публикуем доклад "Характеристики модульного быстрого реактора СВБР-100 на торий-урановом (233) топливе", представленный на международной конференции МАГАТЭ по быстрым реакторам FR-13 (Париж, 4-7 марта 2013 года).

Авторы доклада - Г.И.Тошинский (ОАО "АКМЭ-инжиниринг", ГНЦ РФ-ФЭИ), О.Г.Комлев, И.В.Тормышев, Н.Н.Новикова, К.Г.Мельников (все - ГНЦ РФ ФЭИ).

Выступающий докладчик - Олег КОМЛЕВ.

ПРОДОЛЖЕНИЕ ПОСЛЕ ФОТО

Олег Комлев, фото ГНЦ РФ-ФЭИ

Введение

Запасы тория в земной коре в несколько раз превышают запасы урана, что, потенциально, существенно увеличивает сырьевую базу ядерной энергетики в случае использования замкнутого ядерного топливного цикла. Однако в природе отсутствуют делящиеся изотопы тория и для реализации ²³²Th-²³³U топливного цикла необходимо использовать делящиеся изотопы урана и/или плутония (по крайней мере, на начальных этапах такого топливного цикла).

Работы по исследованию возможностей использования тория в ядерном топливном цикле связаны, в основном, либо с наличием больших запасов тория (Индия), либо с желанием сократить потребление природного урана (Норвегия), либо с наличием ядерных энергетических технологий, способных использовать преимущества торий-уранового топливного цикла (Канада, Россия).

Технические основания для использования ториевого топливного цикла связаны, в основном, со следующими обстоятельствами [1].

Торий-232 является лучшим "сырьевым" изотопом по сравнению с ураном-238 для реакторов с тепловым спектром нейтронов. Уран-233 испускает более двух нейтронов в расчёте на один захват первичного нейтрона для широкого набора реакторов с тепловым спектром нейтронов.

Диоксид тория имеет большую химическую и радиационную стойкость в сравнении с диоксидом урана, а также лучшие теплофизические свойства (теплопроводность, коэффициент линейного расширения).

При использовании ²³²Th-²³³U топливного цикла образуется существенно меньшее количество изотопов плутония и долгоживущих минорных актинидов, что облегчает решение проблемы последующего обращения с отработавшим ядерным топливом.

Ториевый топливный цикл имеет внутренне присущие свойства, облегчающие решение проблемы нераспространения ядерных материалов, поскольку образующийся уран-232 имеет дочерние продукты распада с жёстким гамма-излучением (висмут-212, таллий-208).

Кроме этого ториевый цикл предпочтителен при утилизации оружейного плутония поскольку не приводит к его воспроизводству как в случае использования U-Pu топливного цикла.

Особенности физики быстрых реакторов и конструктивные особенности РУ типа СВБР позволяют использовать широкий набор типов ядерного топлива на основе U-Pu: оксидное урановое топливо, смешанное оксидное уран-плутониевое топливо, нитридное урановое топливо, смешанное нитридное уран-плутониевое топливо и др. [2].

С целью анализа возможности работы активной зоны РУ СВБР в уран-ториевом топливном цикле и оценки соответствующих характеристик воспроизводства урана-233 ниже приводятся результаты предварительных расчётных исследований по использованию тория в ядерном топливном цикле модульного быстрого реактора типа СВБР.

1. Основные технические характеристики и особенности конструкции РУ СВБР-100

В проекте РУ СВБР-100 применён реактор на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования первого контура моноблочного типа, в основу разработки которого положен многолетний отечественный опыт создания транспортных ЯЭУ с химически инертным тяжёлым жидкометаллическим теплоносителем - эвтектическим сплавом свинец-висмут.

Основные технические характеристики РУ СВБР-100 представлены в таблице 2.

Активная зона РУ СВБР-100 формируется из 61 унифицированной по конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС).

В качестве топливной композиции в настоящее время рассматривается диоксид урана UO₂. Со стороны боковой поверхности активная зона окружена отражателем сложной формы с эффективной толщиной порядка 250 мм.

2. Характеристики уран-ториевого топливного цикла с различными типами топлива

Расчёты нейтронно-физических характеристик активной зоны РУ типа СВБР в уран-ториевом цикле в процессе кампании выполнены в 26-групповом диффузионном приближении в двумерной цилиндрической геометрии с использованием программного комплекса РЕАКТОР [3] с системой констант БНАБ-93 [4].

Расчётная модель активной зоны представлена на рисунке 1. Загрузка активной зоны определялась исходя из требуемого запаса реактивности на выгорание. При определении загрузки в расчётах учитывалась необходимость выравнивания поля энерговыделения в активной зоне, которое достигается увеличением обогащения топлива делящимся изотопом от центра к периферии активной зоны. Для учёта неравномерности выгорания четыре зоны профилирования разбивались по радиусу и высоте на несколько более мелких зон.

Оценка возможности воспроизводства урана-233 была выполнена для трёх разных типов топлива: оксидного (²³³U+²³²Th)O₂, нитридного (²³³U+²³²Th)N и металлического²³³U+²³²Th.

Эффективная (с учётом зазоров на распухание) плотность топливной композиции оксида и нитрида принималась равной соответствующим значениям для чисто уранового топлива, а для металлического топлива - равной 0,9 от плотности металлического тория.

Данные о загрузке топлива в начале кампании для рассмотренных типов топлива представлены в таблице 3.

Для выравнивания радиального поля энерговыделения применяется четырёхзонное профилирование обогащением топлива по делящемуся материалу. В таблице 4 приведены значения обогащений по зонам физического профилирования в активной зоне, обеспечивающие заявленную длительность кампании и приемлемые значения коэффициентов неравномерности K_r^max полей энерговыделения по кампании (на основании опыта проектирования быстрых реакторов с ТЖМТ допустимый K_r^max оценивается величиной порядка 1,25).

Вся кампания разделена на пять шагов выгорания. При таком исходном составе обеспечивается работа реактора на мощности 280 МВт в течение около 50000 эфф. часов.

Значение распределения по радиусу активной зоны коэффициента неравномерности интегрального по высоте (подогревного) поля энерговыделения, ответственного за максимальную температуру оболочек твэлов для нитридного (U+Th)N типа топлива, в течение всей кампании, представлено на Рис.2.

Как видно из Рис.2, в процессе выгорания в ходе кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения увеличивается ближе к центру активной зоны, и уменьшается по краям.

Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности поля энерговыделения оценивается величиной 1,16 , что в течение всей кампании не превышает значение K_r^max=1,25.

За кампанию, во всех случаях, в активной зоне образуется около 620 кг осколков. При этом максимальная плотность осколков деления в топливной композиции не превышает 0,47 г/см³ , что соответствует глубине выгорания не выше 12% тяжёлых атомов (т.а.), обоснованной применительно к реакторам типа БН.

На Рис.3 изображена диаграмма спектров нейтронов в центре активной зоны для различных видов топливной композиции.

3. Чувствительность коэффициента воспроизводства урана-233 к размерам активной зоны и наличию воспроизводящих экранов

Как следует из данных таблицы 3, максимальный коэффициент воспроизводства урана-233, равный 0,9, достигается при использовании (U+Th)N топлива с эффективной плотностью 12,5 г/см³.

Для анализа возможностей повышения коэффициента воспроизводства U-233 рассмотрим влияние специальных зон воспроизводства и увеличения размеров активной зоны.

Рассмотрим два варианта размещения зон воспроизводства:

а) замена стального отражателя в твэле на металлический Th-232 (при этом количество загружаемого Th-232 увеличится на 2245 кг),

б) к предыдущей зоне воспроизводства, добавим радиальную зону воспроизводства из штатных по геометрии твэлов с металлическим Th-232 вместо ядерного топлива толщиной 15 см вокруг активной зоны без изменения габаритных размеров РУ (загрузка этой зоны по Th-232 6863 кг).

Как следует из данных таблицы 5, при добавлении торцевой зоны воспроизводства, коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 2% (увеличение загрузки по U-233 - 20 кг, увеличение среднего обогащения по U-233 порядка 0,2%); при введении дополнительно и торцевой и радиальной зоны воспроизводства, коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 7% (увеличение загрузки по U-233 - 75 кг, увеличение среднего обогащения по U-233 порядка 0,6 %).

За кампанию в торцевой зоне воспроизводства накапливается 37 кг U-233, а в радиальной зоне воспроизводства накапливается 92 кг U-233.

Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения при добавлении торцевой и радиальной зон воспроизводства в течение всей кампании не превышает значение K_r^max=1,25.

Для оценки влияния размеров активной зоны на воспроизводство урана-233 были рассмотрены два варианта увеличения активной зоны:

а) увеличена высота активной зоны на 10 см;

б) высота активной зоны увеличена на 20 см и дополнительно увеличен радиус активной зоны (при этом площадь активной зоны увеличивается на 10%).

Как следует из данных таблицы 6, при увеличении высоты активной зоны на 10 см (полная загрузка по урану и торию увеличилась на 1244 кг, загрузка по U-233 увеличилась на 50 кг, среднее обогащение по U-233 уменьшилось на примерно 0,7%) коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 4%.

При увеличении высоты на 20 см и увеличению радиуса активной зоны (полная загрузка по урану и торию увеличилась на 4160 кг, загрузка по U-233 увеличилась на 291 кг, среднее обогащение по U-233 уменьшилось на примерно 1,8%) коэффициент воспроизводства U-233 увеличивается на 6%.

Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности подогревного поля энерговыделения в течение всей кампании не превышает значение K_r^max=1,25.

4. Характеристики уран-торий-плутониевого топливного цикла

Для оценки характеристик наработки урана-233 при первоначальной загрузке плутонием выполнены расчёты кампании реактора с нитридной топливной композицией (Th+Pu)N, когда в качестве первоначального делящегося изотопа используется плутоний.

Изотопный состав Pu в расчётах соответствует отработавшему ядерному топливу реактора ВВЭР. Данные об изотопном составе плутониевой смеси приведены в таблице 7 [5].

В таблице 8 представлены данные о загрузке топлива в начале кампании для (Th+Pu)N типа топлива в сравнении с аналогичными показателями для зоны с (U+Th)N топливом.

Максимальное по кампании значение коэффициента неравномерности поля энерговыделения достигается в конце кампании и оценивается величиной 1,24, что не превышает значение K_r^max=1,25.

На Рис.4 представлены графики зависимости реактивности от момента кампании для (U+Th)N и (Pu+Th)N топлива.

Из рисунка видно, что при (Pu+Th)N топливе реактивность увеличивается в течение примерно 80% времени кампании (положительный вклад в реактивность от накапливаемого изотопа U-233, КВ=0,98, на этом этапе опережает отрицательный, обусловленный выгоранием плутония и накоплением осколков деления). В конце кампании количество U-233 достигает 364 кг.

Заключение

Проведённые расчёты для трёх разных типов топлива: керамического, оксидного (²³³U+²³²Th)O₂, нитридного (²³³U+²³²Th)N и металлического²³³U+²³²Th показали, что максимальный коэффициент воспроизводства урана-233, равный 0,9, достигается при использовании нитридного типа топлива с эффективной плотностью 12,5 г/см³ и средним обогащением топлива по урану-233 равным порядка 11,5%.

Была исследована чувствительность коэффициента воспроизводства урана-233 к наличию зон воспроизводства (maxКВ=0,97) и увеличению геометрических размеров активной зоны (maxКВ=0,96).

Также была проведена оценка возможности наработки изотопа урана-233 в реакторе СВБР, когда в качестве первоначального делящегося изотопа используется плутоний.

Рассматривалась нитридная топливная композиция (Th+Pu)N с эффективной плотностью 12,5 г/см³. Расчёты показали, что в процессе кампании нарабатывается 364 кг урана-233, при этом коэффициент воспроизводства делящихся материалов за кампанию равен 0,98.

Полученные результаты показывают возможность достижения значения коэффициента воспроизводства урана-233 близкого к единице при использовании зон воспроизводства и увеличении размеров активной зоны как для уран-ториевого, так и для уран-торий-плутониевого топливного цикла.

Список литературы

1. Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits And Challenges, IAEA-TECDOC-1450, IAEA, VIENNA, 2005.

2. Novikova N.N, Komlev O.G., Toshinsky G.I. "Neutronic and Physical Characteristics of Reactor SVBR-75/100 with Different Types of Fuel". Proceedings of ICAPP '06, Reno, NV USA, June 4-8, 2006, Paper 6355, CD-ROM.

3.A.V. VORONKOV, V.I. Arzhanov, "REACTOR - Program System for Neutron-Physical Calculations", Proc. International Topical Meeting on Advances in Mathematics, Computational and Reactor Physics, 1991, Pittsburg, USA.

4. G.N. MANTUROV, M.N. Nikolaev, A.M. Tsibulya, "System of Group Constants BNAB-93. Part 1: Neutron and Photon Nuclear Constants", Issues of Nuclear Science and Technique, series Nuclear Constants, Issue 1, 1996.

5. KOLOBASHKIN V.М. Radiation Characteristics Of Irradiated Nuclear Fuel. A Reference Guide. Moscow, Energoatomizdat, 1983.

Ключевые слова: Свинец-висмут, Торий, СВБР, ФЭИ, Георгий Тошинский

---

Другие новости:

Нагрузка второго блока ЛАЭС снижена вдвое из-за ремонта турбогенератора

Нагрузка снижена до 500 мегаватт.

Курская АЭС: в работе три энергоблока

Энергоблоки №№1, 3, 4 работают на мощности, установленной диспетчерским графиком.

Чешская компания помогает проектировать МБИР

"EGP Invest" завершила первый этап подготовки проектной документации машинного зала.

---

---

---

---

Поиск по сайту: