Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя

Актуальность работы. Энергетические ядерные реакторы нового поколения, охлаждаемые легкой водой со сверхкритическими параметрами (Super Critical Light Water Reactor — SCLWR), имеют большие перспективы благодаря высокому коэффициенту полезного действия, простоте и компактности конструкции реакторной установки, что, как следствие, должно привести к снижению себестоимости вырабатываемой электроэнергии. Разработка этого типа реактора, как одного из шести наиболее перспективных, ведется в рамках проекта «International Forum Generation-IV», в котором участвует также и Россия. Учитывая, что строительство ЯЭУ на основе данного перспективного типа реактора ожидается через несколько десятилетий, актуальность диссертационной работы обусловлена необходимостью обоснования выбора топливного цикла с учетом перспективы, в частности, с учетом возможности введения тория в топливный цикл. В работе показано, что с точки зрения достижимого выгорания данный тип реактора наиболее перспективен при использовании в совместном уран-ториевом топливном цикле.

Поиск путей увеличения выгорания топлива является одним из наиболее приоритетных направлений исследований в ядерной энергетике. В этой связи актуальными являются исследования, демонстрирующие, что введение в топливо легководного реактора (а также реактора SCLWR) элемента 231 Ра открывает возможность для существенного увеличения кампании топлива и достижения сверхглубокого выгорания (более 30% т.а.).

Разработка предпочтительного нуклидного состава топлива для концепций перспективных реакторов должна учитывать обоснование защищенности топлива от распространения. Неучет этого может повлиять на экспортный потенциал российских ядерных энергетических реакторов. В связи с этим важной является оценка защищенности предлагаемого для реактора SCLWR ядерного топлива на основе совместного использования урана и тория по отношению к угрозе распространения.

Целью работы является обоснование выбора топливного цикла для перспективных легководных реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя, повышение безопасности этих реакторов, а также обеспечение защищенности топлива от распространения.

Для достижения поставленной цели в работе решены следующие задачи.

1) Определена топливная композиция для реактора типа SCLWR, обеспечивающая наибольшее выгорание (при фиксированном начальном запасе реактивности) и благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя.

2) Определены размножающие свойства цепочек нуклидных превращений, позволяющие выбрать нуклиды, введение которых в состав топливной композиции способно существенно увеличить кампанию топлива и достигнуть сверхглубокого выгорания.

3) Развиты расчетно-теоретические модели, направленные на количественную оценку защищенности делящихся материалов (в том числе, ядерного топлива, предлагаемого для реактора типа SCLWR).

Научная новизна работы.

1) Впервые выполнено нейтронно-физическое обоснование.

231 использования Ра в качестве выгорающего поглотителя, который позволяет существенно экономить нейтроны в тепловом и резонансном спектрах и повысить выгорание топлива.

2) Впервые предложено многонуклидное (231Ра — 233U — 232Th — 238U)02 топливо со стабилизированными размножающими свойствами в процессе кампании, которое перспективно с точки зрения обеспечения повышенного выгорания применительно к спектру активной зоны реактора типа SCLWR.

3) Впервые продемонстрирована возможность обеспечения благоприятных эффектов реактивности в реакторе типа SCLWR путем введения в состав топлива небольших количеств америциевой фракции.

4) Развиты расчетно-теоретические модели, используемые для оценки защищенности делящихся материалов от распространения, и выполнена оценка защищенности применительно к нуклидному составу топлива реактора типа SCLWR.

Практическая значимость.

1) Использование полученных результатов, касающихся обеспечения повышенного выгорания и благоприятных эффектов реактивности, при разработке проекта перспективного реактора четвертого поколения типа SCLWR.

2) Исследования, демонстрирующие возможность существенного увеличения выгорания топлива за счет введения протактиния, могут найти применение в энергетических и транспортных реакторах на тепловых и резонансных нейтронах.

3) Расчетно-теоретические модели могут быть использованы для оценки защищенности от распространения различных делящихся материалов и выработки требований по снижению их привлекательности с точки зрения возможного несанкционированного использования.

4) Использование полученных результатов в научно-исследовательских институтах и на предприятиях атомной отрасли (РНЦ «Курчатовский институт», ГНЦ РФ — ФЭИ, ВНИИЭФ, ОКБ «Гидропресс»).

Основные положения, выносимые на защиту.

1) Обоснование использования в тепловом и резонансном спектрах в качестве выгорающего поглотителя 231Ра, который позволяет повысить выгорание топлива.

2) Обоснование достижения повышенного выгорания в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя многонуклидного (231Ра — 233U — 232Th — 238U)02 топлива.

3) Рекомендации по формированию нуклидного состава топлива, обеспечивающего благоприятные эффекты реактивности в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

4) Развитые расчетно-теоретические модели для количественной оценки защищенности делящихся материалов.

Достоверность научных положений, результатов и выводов базируется на использовании сертифицированного расчетного комплекса SCALE-4.3, библиотеки ядерных данных ENDF/B-V, хорошо зарекомендовавшего себя расчетного комплекса GETERA, а также согласовании результатов расчетов, выполненных для тестовых случаев, с опубликованными ранее данными.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения и приложения. Работа изложена на 177 страницах, содержит 63 рисунка и список цитируемой литературы из 67 наименований.

161 Выводы.

1) На основе представленных в открытой литературе данных развита расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить энергетический выход ЯВУ ствольного типа, собранного на основе заданного делящегося материала, а также выработать требования, выполнение которых способно снизить энергетический выход устройства до определенного уровня.

2) Новизна модели ЯВУ ствольного типа заключается в подходе, который позволяет оценить достижимое время создания надкритического состояния в ЯВУ ствольного типа, собранном на основе заданного делящегося материала.

3) Установлено, что для снижения эффективности ЯВУ ствольного типа целесообразно рассматривать введение в делящийся материал источника нейтронов, обеспечивающего уменьшение энергетического выхода ЯВУ до ~ 1% от номинального с вероятностью 90%: дальнейшее увеличение мощности источника нейтронов не приводит к существенному снижению энергетического выхода.

4) Показано, что ОЯТ реактора SCLWR является достаточно защищенным делящимся материалом с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ ствольного типа.

5) На основе представленных в открытой литературе данных разработана расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить «время жизни» ЯВУ имплозивного типа (время, в течение которого собранное устройство сохраняет работоспособность), а также выработать требования, выполнение которых способно уменьшить «время жизни» устройства до определенного уровня.

6) Показано, что для оценки защищенности делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе эффективного ЯВУ имплозивного типа необходимо анализировать нестационарный процесс прогрева устройства. Стационарная модель существенно недооценивает необходимую мощность источника тепла, которая гарантирует выход устройства из строя. Анализ должен включать рассмотрение мер, которые способны замедлить процесс прогрева устройства: предварительное охлаждение ЯВУ, окружение ЯВУ теплоотводящим слоем, введение теплоизолирующих слоев в структуру ЯВУ.

7) Установлено, что в зависимости от времени Ах, необходимого для окончательной сборки и последующей транспортировки ЯВУ имплозивного типа, плутоний может считаться достаточно защищенным материалом, если он содержит, по меньшей мере, 18% 238Ри (Ах = 5 сут.) — 42% 238Ри (Ах = 5 часов).

8) Показано, что ОЯТ реактора SCLWR является достаточно защищенным делящимся материалом с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ имплозивного типа при условии, что.

231 свежее топливо содержит, по меньшей мере, 1% Ра.

Заключение

.

Диссертация посвящена решению актуальной научной проблемы, связанной с выбором топливного цикла и повышением ядерной безопасности перспективного энергетического ядерного реактора четвертого поколения, охлаждаемого легкой водой со сверхкритическими параметрами (SCLWR).

Впервые предложена концепция реактора типа SCLWR на основе уран-ториевого топливного цикла. Выбор топливного цикла обусловлен хорошими.

233 т т размножающими свойствами U как в тепловом, так и в резонансном спектре нейтронов, которыми характеризуется концепция реактора типа SCLWR без дополнительного замедлителя. Отказ от дополнительного замедлителя (используется в рассматриваемой в настоящее время концепции реактора типа SCLWR для обеспечения теплового спектра нейтронов) позволил существенно повысить энергонапряженностьно, вместе с тем, привел к необходимости.

933 варьирования обогащения по U по высоте активной зоны. Показано, что.

933 939 930 смешанное (~ U — ««Th — «U)02 топливо, имеющее в своем составе два сырьевых нуклида, обеспечивает достижение более глубокого выгорания по сравнению с топливом, содержащим только Th или только U.

По сравнению с рассматриваемой в настоящее время концепцией реактора типа SCLWR на основе UO2 топлива (с дополнительным замедлителем) предлагаемая концепция с использованием смешанного (233U — 232Th — 238U)02 топлива (без дополнительного замедлителя) имеет следующие преимущества: S более высокая энергонапряженность (110 кВт/л против 70 кВт/л) — S большая глубина выгорания (5,5% т.а. против 4,5% т.а.) — •У низкий начальный запас реактивности.

В литературе обозначена проблема неблагоприятного коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя в реакторе типа SCLWR и предложены меры по ее преодолению. Однако соответствующие исследования не проведены. В диссертации высказано собственное, отличное от предложенных ранее, решение данной проблемыкоррекция нуклидного состава топлива — и проведены исследования, демонстрирующие возможность обеспечить благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя путем введения в состав топливной композиции небольших количеств америциевой фракции.

Кроме того, показано, что введение Ра в топливо легководного реактора (а также реактора типа SCLWR) теоретически открывает возможность для существенного увеличения кампании топлива и повышения глубины выгорания (более 30% т.а.). Это обусловлено тем обстоятельством, что цепочка нуклидных.

1 ЛОЛ ЛЛЛ превращений, начинающаяся с протактиния (~ Ра —" U —> U) характеризуется комбинацией двух следующих друг за другом делящихся нуклидов (232U и 233U), а также высокой скоростью их накопления из 231 Ра.

231 благодаря существенному сечению захвата Ра).

Вместе с тем, требование обеспечить благоприятный коэффициент чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя ограничивает содержание протактиния в топливе реактора SCLWR (на уровне 3,5%). В связи с этим достижимое выгорание топлива с наличием протактиния ограничено 7,5% т.а. («однозаходная» схема движения теплоносителя) или 9,5% т.а. («двухзаходная» схема движения теплоносителя).

В диссертационной работе проведена оценка защищенности делящихся материаловв частности, предложенного для реактора типа SCLWR смешанного (233U — 232Th — 238U)02 топлива, в котором доля 233U в урановой фракции составляет более 12% (подобный делящийся материал требует принятия мер, повышающих его защищенность от неконтролируемого распространения). Рассмотрена возможность повышения защищенности высокообогащенной урановой фракции путем введения ~ ~U. Данный изотоп урана является: мощным источником нейтронов, что способно привести к снижению эффективности ЯВУ ствольного типа за счет явления предетонацииа также мощным источником тепла, что способно привести к перегреву компонент ЯВУ имплозивного типа и выходу устройства из строя.

На основе представленных в открытой литературе данных развита расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить энергетический выход ЯВУ ствольного типа, собранного на основе заданного делящегося материала, а также выработать требования, выполнение которых способно снизить энергетический выход устройства до определенного уровня.

Новизна модели заключается в подходе, который позволяет оценить достижимое время создания надкритического состояния в ЯВУ ствольного типа, собранном на основе заданного делящегося материала.

Уже после первого цикла облучения ОЯТ реактора SCLWR содержит значительное количество 232U, что обуславливает его повышенную защищенность с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ ствольного типа.

На основе представленных в открытой литературе данных разработана расчетно-теоретическая модель, позволяющая оценить «время жизни» ЯВУ имплозивного типа (время, в течение которого собранное устройство сохраняет работоспособность), а также выработать требования, выполнение которых способно уменьшить «время жизни» устройства до определенного уровня.

Представляется, что основным недостатком предыдущих работ по данной тематике является то обстоятельство, что вывод о защищенности делящихся материалов делается исходя из потери работоспособности ЯВУ имплозивного типа по прошествии бесконечного времени прогрева.

В диссертационной работе показано, что для оценки защищенности делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе ЯВУ имплозивного типа необходимо анализировать нестационарный процесс прогрева устройства. Кроме того, следует принимать во внимание не рассмотренные в предыдущих работах по данной тематике меры, которые способны замедлить процесс прогрева ЯВУ имплозивного типа, а, значит, привести к более жестким требованиям к защищенности делящихся материалов.

Впервые показано, что чрезвычайно важным фактором, определяющим защищенность делящихся материалов с точки зрения возможности изготовления на их основе ЯВУ имплозивного типа, является время Ат, необходимое для сборки и транспортировки устройства. В частности, плутоний может считаться достаточно защищенным материалом, если он содержит, по меньшей мере, 18% 238Ри (Ат = 5 сут.) — 42% 238Ри (Ат = 5 часов).

Предложенное для реактора типа SCLWR смешанное уран-ториевое топливо может считаться защищенным с точки зрения возможности изготовления на его основе ЯВУ имплозивного типа, если в урановой фракции.

232 содержится, по меньшей мере, 1,7% Uчто может быть обеспечено путем введения в свежее топливо ~ 1% 231 Ра.