 |
||
|
О возможности использования в МБИР разного топлива Гулевич А.В., Маслов П.А., Деменева И.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Малышева И.В., ОПУБЛИКОВАНО 11.07.2017
С любезного разрешения ГНЦ РФ - ФЭИ мы публикуем текст одного из докладов, представленных на конференции. Полное название доклада: "О возможности использования в реакторе МБИР различных видов топлива". Авторы: Гулевич А.В., Маслов П.А., Деменева И.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Малышева И.В. (все - АО "ГНЦ РФ - ФЭИ им. А.И.Лейпунского"). В качестве штатного топлива для МБИР принято виброуплотнённое МОКС-топливо. В то же время в этом реакторе есть принципиальная возможность использования и альтернативных видов топлива: как уранового (на основе двуокиси обогащённого урана), так и плотного уран-плутониевого (нитридного, металлического), которые представляют интерес для будущего ядерной энергетики. Кроме того, интерес представляет и комбинированное виброуплотнённое оксидное топливо (на основе плутония и обогащённого урана), которое в настоящее время является штатным для реактора БОР-60. Рассматриваемые виды топлива различаются не только плотностью, но и многими другими характеристиками, важными для нейтронной физики реактора. Таковыми являются принципиальные отличия делящихся материалов (плутоний или уран-235), количество ядер разбавителя (кислорода и т.п.) на одно тяжёлое ядро, и т.д. Всё это определяет нейтронный спектр активной зоны и ее критические характеристики. Одним из важнейших требований к этому реактору является высокая плотность потока нейтронов (не менее 5×1015 н/см2с), которая, в свою очередь, зависит от вида используемого топлива. Особое внимание уделяется анализу зависимостей плотности нейтронного потока и скорости накопления повреждающей дозы от вида топлива. Реакторная установка МБИР (многофункциональный быстрый исследовательский реактор) предназначена для широкого спектра исследовательских и экспериментальных работ [1], от исследований перспективных видов ядерного топлива, поглощающих и конструкционных материалов, теплоносителей, и до проблем замыкания топливного цикла и наработки изотопной продукции. Кроме того, на ней предусматриваются широкие возможности теоретических и медицинских исследований на нейтронных пучках. Использовать для этого энергетические реакторы практически невозможно - процедура получения разрешений Ростехнадзора на облучение в энергетическом реакторе не допускает постановки в активную зону изделий, не получивших достаточного обоснования в исследовательских реакторах, для которых процедура получения разрешений гораздо проще. В настоящее время таким исследовательским реактором является БОР-60, однако его ресурс близится к завершению. Поэтому необходима новая исследовательская установка, которой должен стать МБИР [2]. Принципиальным требованием к РУ МБИР является обеспечение высокой плотности нейтронного потока - не менее 5×1015 см-2с-1. Такая плотность потока обеспечивается при использовании штатного виброуплотнённого уран-плутониевого топлива. Однако нельзя исключать ситуацию, что к моменту пуска реактора штатное топливо не будет обосновано или готово для использования, как это случилось с БН-800 [3]. Поэтому для начального этапа работы реактора целесообразно рассмотреть возможности использования замещающих видов топлива. Переход на замещающее топливо должен быть максимально безболезненным, не затрагивающим других решений проекта. Фактически были рассмотрены различные виды топлива, при этом изменения конструкции активной зоны не допускались. Наиболее освоенное в ядерной энергетике топливо - таблеточное оксидное на основе обогащённого урана (UO2). Именно это топливо используется в тепловых реакторах, оно же используется в БН-600 и на начальном этапе в БН-800. Ввиду низкой активности оно не требует специализированных дистанционных технологий производства и может изготавливаться на любом предприятии, имеющем соответствующие разрешения. Однако для МБИР оно имеет принципиальный недостаток: нейтронный поток на урановом топливе при прочих равных условиях будет примерно на 20% ниже, чем на смешанном уран-плутониевом. Это связано с нейтронно-физическими особенностями урана-235, в частности - с меньшим выходом нейтронов деления по сравнению с плутонием. Требуемую величину потока (5×1015 см-2с-1) можно получить только на смешанном уран-плутониевом МОКС-топливе, но изготовление такого топлива требует особой защиты (если используется низкофоновый плутоний) или вообще дистанционной технологии изготовления (если это высокофоновый плутоний энергетического качества). В России существуют две технологии производства МОКС-топлива: таблеточная (смешанное таблеточное топливо - СТТ) и виброуплотнение (смешанное виброуплотненное топливо - СВУТ). Промышленное производство таблеточного МОКС-топлива для БН-800 находится в стадии пусконаладки на площадке ГХК, но производства топлива для МБИР там не предполагается [3]. Полупромышленная технология виброуплотнения используется в ГНЦ НИИАР. Это топливо широко испытывалось в БН-600. Работоспособность такого топлива на сегодня обоснована до массовой доли плутония не более 24%, что достаточно для реакторов типа БН-600 и БН-800. В то же время в МБИР массовая доля плутония должна составлять 38-39%. Работоспособность такого топлива в настоящее время не обоснована. Как подвариант виброуплотнённого возможно топливо комбинированное, получаемое из оксидов обогащённого (до 15-20%) урана и плутония (20-24%), в результате чего обогащение по плутонию остается в обоснованных пределах, а недостающее количество делящегося материала обеспечивается за счёт обогащённого урана. Такое топливо является штатным для исследовательского реактора БОР-60 [4]. Нельзя обойти вниманием смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо, которое рассматривается как основа будущих быстрых коммерческих энергетических реакторов в программе ПРОРЫВ [5], в частности - БРЕСТ-300 и БН-1200. Преимущества нитридного топлива перед оксидным общеизвестны: оно обладает более высокой плотностью и теплопроводностью, хорошо совместимо с жидкометаллическим теплоносителем и оболочечными материалами, особенно в аварийных условиях. Оно имеет хорошую преемственность к технологии своего предшественника - оксидного топлива. Нитридное топливо позволяет в полной мере обеспечить современные требования к безопасности реакторов, в том числе, возможность их работы в замкнутом топливном цикле с неразделением урана и плутония при переработке ОЯТ. Металлическое топливо для быстрых реакторов рассматривалось с самого начала их проектирования благодаря высокой плотности, теплопроводности и минимальным количеством ядер разбавителя, что обеспечивает максимально возможное воспроизводство. На этом топливе был первый американский быстрый натриевый реактор EBR-2 (1965 год). Американские специалисты рассматривают это топливо не ради расширенного воспроизводства, а из-за дешёвой технологии изготовления (литьё) и переработки (электрохимия) топлива в замкнутом топливном цикле, а также обеспечения высокой (внутренне присущей) безопасности реакторной установки [6]. Экономический анализ действительно показал, что топливный цикл реактора с таким топливом (по сравнению с керамическим топливом, порошковой технологией его изготовления и водной радиохимией) оказывается на порядок дешевле. Это топливо имеет довольно низкую температуру плавления, поэтому его следует использовать с натриевым контактным подслоем. Гелиевый контактный подслой приводит к повышению его температуры выше точки плавления и требует серьёзного снижения теплонапряжённости. Данное рассмотрение этого топлива было формальным, с гелиевым контактным подслоем, без учёта его работоспособности. Все рассматриваемые виды топлива уже эксплуатировались в различных быстрых натриевых экспериментальных и демонстрационных реакторах. Основные параметры этих реакторов приведены в таблице 1 [7]. Таблица 1.
Двуокись обогащённого урана в качестве топлива быстрых реакторов использовалась только в отечественных реакторах. Экспериментальный реактор БОР-60 первоначально работал на таблеточном урановом топливе, и до сих пор на этом топливе работает энергетический БН-600. Единственное исключение составляет зарубежный экспериментальный реактор CEFR (Китай), поскольку в его проектировании, сооружении и вводе в эксплуатацию широкое участие принимали российские специалисты, а урановое таблеточное топливо изготавливалось на российском заводе [8]. Таблеточное МОКС-топливо (UO2+PuO2) использовалось в подавляющем большинстве всех зарубежных экспериментальных (FFTF - США, Rapsodie - Франция, KNK-II - Германия, JOYO - Япония), демонстрационных (Phoenix - Франция, MONJU - Япония, PFR - Англия) и коммерческих (SuperPhoenix - Франция) реакторов этого типа, так как в этих странах было создано промышленное производство этого топлива. ВиброМОКС-топливо, которое производится полупромышленным способом в НИИАР, фактически используется только для единственного экспериментального реактора БОР-60 [4]. Отметим, что это топливо комбинированное - оно изготавливается из двуокиси обогащённого урана и плутония. Использование обогащённого урана связано с тем, что при содержании плутония свыше 24% это топливо становится неработоспособным, и, чтобы обеспечить критичность реактора, приходится использовать обогащённый уран. Были изготовлены несколько десятков экспериментальных ТВС с обычным виброМОКС-топливом и облучены в реакторе БН-600. Максимальное выгорание топлива в них составило 7-10% т.а. Начиная с 1970 года, в России в реакторе БР-10 облучались экспериментальные сборки с нитридным урановым топливом [9], изготовленным по различным технологиям, с различной пористостью, и с двумя видами контактного подслоя (натриевым и гелиевым). Эти исследования послужили основой для создания приблизительно 200 ТВС для двух полных загрузок этого реактора нитридным урановым топливом, в которых было достигнуто максимальное выгорание до 8,7% т.а. В настоящее время ведётся облучение экспериментальных сборок со смешанным уран-плутониевым нитридным топливом в реакторе БН-600 [10]. Шире всего в быстрых натриевых реакторах использовалось металлическое топливо. Уран-молибденовые сплавы (U-7%Mo и U-10%Mo) использовались в экспериментальных реакторах DFR (Англия) и Enrico Fermi (США). Металлическое топливо на основе тройного сплава (U-Pu-Zr) использовалось в EBR-2. Характеристики РУ МБИР с этими видами топлива приведены в таблице 2. Таблица 2.
Из всех рассмотренных видов топлива в РУ МБИР нейтронный поток не менее 5×1015 н/см2с обеспечивается только на МОКС-топливе (смешанном оксидном) и металлическом (тройной сплав). Комбинированное виброМОКС-топливо (двуокись обогащённого урана + двуокись плутония в количестве 24%), которое представляется наиболее реальным для начального этапа работы МБИР ввиду готовности производственной базы, почти достигает требуемого уровня (поток 4,9×1015 н/см2с). Нитридное уран-плутониевое топливо из-за паразитного поглощения нейтронов на азоте не дотягивает до требуемой величины потока (4,8×1015 н/см2с), урановое топливо из-за малого выхода вторичных нейтронов на уране-235 позволяет получить не более 4,2×1015 н/см2с. Наилучшим комплексом нейтронно-физических характеристик (нейтронный поток, скорость набора повреждающей дозы, минимальная критзагрузка по плутонию) обладает металлическое уран-плутониевое топливо, но для него требуется существенное изменение проекта реактора. Принципиальным отличием уранового и уран-плутониевого топлива является также эффективная доля запаздывающих нейтронов βэфф, что очень важно для управления реактором. Для урановой загрузки величина βэфф составляет 0,72%, для уран-плутониевой - от 0,31% до 0,36%. Литература 1. На базе реактора МБИР в Димитровграде планируется создать международный центр научных исследований. EnergyLand.info, 09 июня 2016, http://www.atomic-energy.ru/news/2016/06/09/66623 2. Yu.G Dragunov, A.V. Lopatkin, I.V. Lukasevich, N.V. Romanova, I.T. Tretiyakov , M.N. Svyatkin, L.A. Kochetkov. Experimental Potentialities of the MBIR Reactor. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13). Paris, France, 4 - 7 March 2013/ Based on report #199/456. 3. Создание производства МОКС-топлива. http://www.sibghk.ru/activity/moks-fuel-production-creating.html 4. Научно-технический семинар, посвящённый 40-летию реактора БОР-60: "Роль реактора БОР-60 в инновационном развитии атомной отрасли", доклад "Роль реактора БОР-60 в обосновании виброуплотнённого МОКС-топлива для БН-реакторов", г. Димитровград, март 2010. 5. Адамов Е.О., Орлов В.В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Международная конференция ТЖМТ-98 "Тяжёлые теплоносители в ядерной энергетике", Обнинск, октябрь 1998 г. 6. Y.I. Chang. Technical rationale for metal fuel in fast reactors. // Nuclear engineering and technology. vol.39 №.3. June 2007. 7. Fast reactor database: 2006 Update, IAEA - TECDOC - 1531, Vienna, December 2006. 8. Завершение работ по сооружению реактора CEFR в Китае. 07 апреля.2009, http://afrikantov.com/russian/press/141---cefr 9. 50 лет пуска реактора БР-5, Юбилейная конференция: "От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических реакторов", доклад "Опыт работы реактора БР-5 (БР-10) с различными топливными композициями (PuO2, UC, UN)", г. Обнинск, январь 2009. 10. Троянов В.М., Грачев А.Ф., Забудько Л.М, Скупов М.В. Перспективы использования нитридного топлива для реакторов на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом. Третья международная научно-техническая конференция "Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики", Москва, Россия, 7-10 октября 2014 г. Ключевые слова: Исследовательские реакторы, Быстрые натриевые реакторы, МБИР, ФЭИ, Статьи Другие новости: Парогенераторы для второго блока БелАЭС доставлены в Великий Новгород Далее до площадки - железнодорожным путём. В Обнинске прошёл круглый стол, посвящённый подготовке персонала для отрасли Мероприятие прошло 6 июля 2017 года. В мире статус действующего имеют 447 блоков, статус строящегося 60 блоков - PRIS В этом году пущен один блок, окончательно остановлены два. |
Герой дня 
Александр Тузов: НИОКР для быстрых ещё долго будут востребованы Сначала нужно определиться, о какой именно технологии мы говорим. Если это технология быстрых натриевых аппаратов, то для них был пройден огромный путь, и он не мог не закончиться разработкой проекта, готового к тиражированию в промышленных масштабах. ИНТЕРВЬЮ
Олег Грудзевич МНЕНИЕ
AtomInfo.Ru 
|