Легководные реакторы со 100 % загрузкой активной зоны МОХ-топливом

Энергетические реакторы для рециклирования Pu

В современной практике рециклирование Pu в форме МОХ-топлива осуществляется в PWR, BWR и РБН. Как показывают практика рецикла и расчеты баланса Pu, проведенные во Франции для PWR и РБН:

· в стандартном PWR с UO₂-топливом генерируется 30 кг Pu/ТВт×час;

· PWR, загруженный на 1/3 АЗ МОХ-ТВС с 5-8 % Pu в МОХ-топливе и на 2/3 АЗ UO₂-ТВС, близок к нулевому балансу между наработкой и сжиганием Pu, либо снижает величину наработки Pu, что зависит от условий облучения и, в частности, от глубины выгорания;

· усовершенствованный PWR, допускающий 100 % загрузку МОХ-ТВС в АЗ, позволяет увеличить степень сжигания Pu до 60-80 кг Pu/ТВт×час.

Рециклирование Pu в РБН изначально было ориентировано на положительный баланс по Pu. Удаление боковых и торцевых экранов изменяет функциональное назначение РБН с воспроизводства топлива на сжигание Pu со скоростью 20 кг/ТВт×час.

Расчеты скорости сжигания Pu в РБН-сжигателях, проекты которых в настоящее время разрабатываются, показывают, что она может достигать 100 кг/ТВт×час.

Таким образом, однократное рециклирование Pu в современных легководных реакторах не решает задачу сокращения количества реакторного Pu, а только приостанавливает его рост. Баланс по Pu для различных типов реакторов демонстрирует рис. 4.16.1.

Увеличение скорости и объемов сжигания Pu может быть осуществлено:

· повышением доли МОХ-топлива в активной зоне вплоть до 100 %;

· повышением содержания Pu в МОХ-топливе;

· многократным рециклированием.

Это может быть достигнуто:

· усовершенствованием реактора, включая усовершенствование систем контроля и управления в PWR;

· термализацией нейтронного спектра;

· заменой оксидной урановой матрицы инертной матрицей;

· ограничением в топливе содержания Pu с одновременным введением в МОХ-топливо вместо обедненного урана – обогащенного по ²³⁵U.

Легководные реакторы со 100 % загрузкой активной зоны МОХ-топливом

Активная зона, в которой рядом расположены ТВС с урановым и уран-плутониевым топливом, будет характеризоваться неоднородным пространственным распределением нейтронного потока и появлением локальных энергетических пиков, а также различным изменением реактивности по мере выгорания UO₂- и МОХ-топлива.

Рис. 4.16.1 Скорость наработки и расхода Pu в различных типах реакторов

Эти недостатки могут быть исправлены при условии 100 % загрузки АЗ МОХ-ТВС. Кроме того, использование PWR, полностью загруженных МОХ-топливом, имеет ряд преимуществ:

· сокращается количество реакторов, необходимых для сжигания Pu, по сравнению с вариантом с частичной загрузкой АЗ МОХ-ТВС;

· исключается необходимость изготавливать ТВЭЛы с различным содержанием Pu и зонирования ТВС по концентрации Pu;

· упрощается технология изготовления ТВС и снижаются затраты.

В то же время, в АЗ, полностью загруженной МОХ-ТВС со значительным количеством Pu-топлива, изменяется поведение системы по сравнению с АЗ с UO₂-ТВС из-за более жесткого спектра нейтронов, поскольку плутоний лучше, чем уран, поглощает нейтроны низкой энергии. В АЗ с МОХ-ТВС:

· увеличивается конкуренция между реакциями поглощения нейтронов в топливе и рассеяния на замедлителе, что приводит к сокращению времени жизни нейтронов;

· сокращается доля деления на тепловых нейтронах;

· возрастает вклад деления на быстрых нейтронах, а также:

· усиливается вклад реакций поглощения в эпитепловой области, в том числе, реакций захвата нейтронов на ²³⁸U в диапазоне энергий 6-200 эВ с образованием ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu.

Четные нуклиды плутония являются поглотителями нейтронов, и повторное использование такого Pu будет требовать увеличения содержания Pu в МОХ-топливе следующего поколения для компенсации этого поглощения нейтронов.

Накоплению четных нуклидов Pu способствует и то обстоятельство, что эти нуклиды имеют небольшое значение сечения деления в низкоэнергетической области спектра нейтронов, что также требует увеличения общей массы Pu в АЗ, если матрицей в МОХ-топливе является уран, обедненный по ²³⁵U, или уран природного изотопного состава. В свою очередь, увеличение содержания Pu в МОХ-топливе ведет к еще более жесткому спектру нейтронов в АЗ и снижению эффективности поглотителей, отвечающих за управление реактивностью, и надежность системы безопасности.

Так, было рассчитано, что для третьего рециклирования МОХ-топлива с матрицей из обедненного урана (0,25 % ²³⁵U) в PWR и заданном выгорании ОЯТ ~ 50 ГВт·сут/т содержание Pu должно быть увеличено до 12 %. При этом пустотный коэффициент реактивности может стать положительным, что недопустимо.

Поэтому содержание Pu в МОХ-топливе PWR со 100 %-ной загрузкой АЗ МОХ-ТВС имеет предельные значения, не превышающие 8-10 %, а по другим данным – 6 %.

Ограничение по концентрации Pu в МОХ-топливе обусловлено и анализом безопасности реактора. Например, авария с потерей теплоносителя приводит к быстрому высушиванию активной зоны. При этом реактор должен оставаться в подкритическом состоянии.

Учитывая все обстоятельства при моделировании PWR со 100 %-ной загрузкой АЗ МОХ-ТВС, исходная концентрация Pu в топливе должна коррелировать с его нуклидным составом, задаваемой глубиной выгорания в конце топливного цикла, продолжительностью кампании (12, 18 или 24 месяца), временнм периодом между моментом выгрузки и переработки ОЯТ.

Анализ характеристик АЗ показал, что использование 100 % МОХ-ТВС в стандартных PWR возможно при условии относительно низкого содержания Pu в топливе и усовершенствования системы управления реактивностью путем дополнительного использования выгорающих поглотителей нейтронов. Например, изучение возможности загрузки 100 % МОХ-ТВС в PWR мощностью 1300 МВт_эл. показало, что необходимо усовершенствовать средства управления реактивностью путем:

· добавления восьми черных стержней из карбида бора В₄С;

· использования карбида бора, обогащенного ¹⁰В;

· использования растворимого бора, также, обогащенного ¹⁰В.

Число рециклов Pu в PWR зависит от условий эксплуатации. Расчетами было показано, что при неглубоком максимальном выгорании количество рециклов не ограничено, а при глубине выгорания 55 ГВт·сут/т число рециклов не превышает 3-4 при продолжительности цикла, равной 18 месяцам.

Изучение характеристик активной зоны проектируемого европейского реактора под давлением – EPR – показало, что применение обогащенного бора в стержнях и в растворе достаточно для первого рециклирования Pu. Однако, запаса реактивности в этом случае недостаточно для реализации многократного рециклирования в большом масштабе.

Многократное рециклирование Pu в стандартном PWR с минимальным изменением реакторных систем возможно, если в МОХ-топливе использовать уран, обогащенный ²³⁵U. Такое топливо называют MIX-топливом (обогащенное по ²³⁵U МОХ-топливо). Для PWR со 100 % MIX-ТВС были рассчитаны коэффициенты реактивности замедлителя и растворенного бора (табл. 4.16.1-4.16.3). Расчет проведен для следующих условий:

· глубина выгорания – 55 ГВт·сут/т;

· схема перегрузки – ¼ доля АЗ через 17 месяцев;

· радионуклидный состав Pu:

- ²³⁸Pu – 2,7 %;

- ²³⁹Pu – 56 %;

- ²⁴⁰Pu – 25,7 %;

- ²⁴¹Pu – 8,1 %;

- ²⁴²Pu – 7,3 %.

Таблица 4.16.1

Зависимость необходимой степени обогащения урана от исходной
концентрации Pu

Таблица 4.16.2