KJRR - корейский исследовательский

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 18.04.2022

В Южной Корее в апреле 2022 года был выбран консорциум во главе с "Daewoo Engineering & Construction" для строительства исследовательского реактора KJRR мощностью 15 МВт(т).

Разработка проекта KJRR началась в 2012 году. В Южной Корее рассчитывают, что в будущем проект KJRR может стать экспортным продуктом.

Внешний вид KJRR, представление художника.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Назначение

Название реактора представляет собой аббревиатуру, которая расшифровывается как "Ki-Jang Research Reactor". Ki-Jang - один из вариантов англоязычного написания названия уезда Кинжан вблизи города Пусан. Площадка под реактор выбрана недалеко от АЭС "Kori".

Основное назначение реактора - производство радиоизотопов, ядерное легирование (neutron transmutation doping) материалов и различная исследовательская деятельность. Владельцем реактора выступает институт KAERI.

Требования к производительности реактора следующие:

• по молибдену-99 - не менее 100 тысяч Ки/год;

• по йоду-131 - не менее 4 тысяч Ки/год;

• по иридию-192 - не менее 300 тысяч Ки/год;

• по ядерному легированию - не менее 150 т/год.

Предусматривается также наработка фосфора-33, лютеция-177 (50 Ки/неделя) и медицинского кобальта-60. Другие изотопы также рассматриваются.

В состав центра, помимо собственно реактора, будут входить также комплекс по производству молибдена (Fission Mo Production Facility, FMPF), комплекс по производству радиоизотопов (RadioIsotope Production Facility, RIPF), комплекс обращения с РАО и другие вспомогательные здания.

Основные характеристики

Основные характеристики реактора KJRR приводятся ниже.

• тепловая мощность - 15 МВт(т);

• тип реактора - open tank in pool;

• максимальный поток тепловых нейтронов - более 3,0×10¹⁴ н/(см²с);

• дней на мощности в году - 300;

• срок службы реактора - 50 лет;

• топливо - уран-молибденовое пластинчатое топливо на основе НОУ;

• отражатель - бериллий, графит, алюминий;

• теплоноситель - H₂O, поток через активную зону сверху вниз, принудительная циркуляция;

• максимальное расчётное землетрясение - 0,3g.

Топливо и активная зона

Топливо KJRR представляет собой хорошо известную пластинчатую конструкцию. Каждая топливная сборка состоит из 21 пластины. Имеются два типа сборок унифицированного размера - штатная (SFA) и вспомогательная (FFA). Активная высота ТВС - 60 см.

При разработке проекта ТВС за основу были взяты соображения из технического документа МАГАТЭ.

Штатная (слева) и вспомогательная ТВС.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Топливный материал представляет собой гомогенную смесь частиц уран-молибдена в алюминиевой матрице U-7Mo/Al-5Si. Добавка 5% кремния нужна для сдерживания химических реакций уран-молибдена с алюминием.

Плотность уран-молибденового соединения составляет 8,0 г/см³. В стартовой загрузке у двух крайних пластин в каждой ТВС плотность ниже, 6,5 г/см³. За счёт высокой плотности и обогащения по урану-235 до 19,75% топливо может работать до выгорания 65%.

Программу квалификации топлива проводили на исследовательских реакторах в Южной Корее и США (на реакторе ATR).

Активная зона реактора KJRR собирается из 16 стандартных и шести вспомогательных ТВС. Предусмотрены позиции для размещения облучаемых образцов и мишеней, в том числе шесть позиций для размещения мишеней для наработки молибдена-99.

Для управления реактивностью предусмотрены четыре регулятора и две сборки АЗ (эти системы независимы друг от друга). Поглотитель - гафний.

Активная зона и экспериментальные устройства.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Система охлаждения реактора

Система охлаждения реактора KJRR двухконтурная. В первом контуре PCS (primary cooling system) циркулирует деминерализованная лёгкая вода, с его помощью отводится тепло от ТВС, облучательных устройств, отражателей и т.д.

В первом контуре имеются три параллельно работающих насоса, каждый из которых способен обеспечить отвод 50% мощности реактора, и, соответственно, три теплообменника со вторым контуром. В работе постоянно находятся две петли, третья резервная.

Второй контур SCS (Secondary Cooling System) отводит тепло в атмосферу посредством градирни.

Имеется также система PWMS (Pool Water Management System), её задача отводить тепло от бассейнов - реакторного бассейна и бассейна выдержки облучённого топлива. Для аварийного отвода остаточного тепловыделения предусмотрена система SRHRS (Safety Residual Heat Removal System).

Отдельный контур пришлось ввести для работ по ядерному легированию. Название системы - NTDHRS (Neutron Transmutation Doping Hydraulic Rotation System). Её задача - обеспечивать расход воды для вращения облучаемой заготовки кремния. Попутно она также берёт на себя часть функций по охлаждению отражателя.

Система HWLS (Hot water Layer System) формирует слой горячей воды в верхней части реакторного бассейна и вспомогательного бассейна (между реакторным бассейном и бассейном выдержки). Это нужно для снижения мощностей доз рядом с верхом бассейнов в ходе нормальной эксплуатации. Также у системы есть функции по очистке воды от примесей (продукты коррозии, осколки деления и другие радиоактивные материалы).

Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Наработка молибдена-99

Важная, если не важнейшая функция KJRR - наработка молибдена-99. Проектная производительность реактора составит не менее 100 тысяч Ки/год, или не менее 2 тысяч Ки/неделя. Считается, что такие объёмы производства покроют все потребности Южной Кореи в молибдене-99.

Наработка молибдена будет вестись в уран-алюминиевых мишенях, обогащение урана - НОУ, то есть менее 20%. Как легко понять, это осколочный молибден, то есть молибден, получаемый как осколок деления урана.

Схема радиохимического процесса выделения молибдена-99 из облучённой мишени.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Сроки

К разработке проекта реактора KJRR приступили в 2012 году. Сроки начала строительства (и, соответственно, пуска) неоднократно сдвигались.

В выступлениях на международных конференциях южнокорейские специалисты были склонны объяснять затягивание со строительством необходимостью пересмотра сейсмической безопасности, однако негативно влиять могли и политические причины (в стране некоторое время был принят курс на отказ от атомной энергетики).

В том случае, если затраты по времени на различные этапы строительства будут выдержаны в соответствии с исходным графиком, то на строительство потребуется примерно 3-4 года. Таким образом, в лучшем случае пуск KJRR состоится не ранее 2025-2026 года.

Ключевые слова: Исследовательские реакторы, Азия, Южная Корея, Статьи, Молибден-99

---

Другие новости:

Выработка электроэнергии на АЭС США снижается второй год подряд - EIA

Доля сохраняется у отметки 19%.

VTR - обзор от разработчиков

История и текущее состояние.

Пусковой блок "Karachi-3" впервые вышел на номинал

Четвёртый "Дракон" в мире и второй за пределами Китая.

---

---

---

---

Поиск по сайту: