Усовершенствованные легководные реакторы PWR с высоким замедлением

Одним из способов повышения эффективности использования Pu в легководных реакторах стал прием термализации нейтронного спектра за счет модернизации ТВС. Наиболее активно усовершенствованием как PWR, так и BWR занимаются в Японии и во Франции. Предлагаемые проекты реакторов, названные APWR и ABWR (Advanced PWR, Advanced BWR) либо HMWR (High Moderated Water Reactor), характеризуются более высоким, чем в стандартных LWR, значением отношения объема или числа атомов замедлителя к аналогичным показателям топлива. Для PWR и BWR термализация нейтронного спектра реализуется путем различных конструкционных решений.

Так, для увеличения отношения числа атомов водорода к числу атомов тяжелого металла (Н/ТМ) в PWR предлагают уменьшать диаметр ТВЭЛов, оставляя постоянным шаг решетки, либо увеличивать шаг решетки, оставляя постоянным диаметр, либо уменьшать то и другое. Кроме геометрического подхода рассматривают и другие способы термализации нейтронного спектра:

· уменьшение плотности топлива;

· использование концепции АРА (Advanced Plutonium fuel Assembly) с гетерогенными модернизированными ТВС, включающими кольцевой формы Pu-ТВЭЛы и стандартные UO₂-ТВЭЛы;

· использование гетерогенных по составу ТВС, состоящих из UO₂- и МОХ-ТВЭЛов (концепция CORAIL);

· использование гетерогенных по составу ТВС, состоящих из UO₂- и МОХ-ТВЭЛов и ТВЭЛов из PuO₂ в инертной матрице (концепция DUPLEX) и др.

Сравнение характеристик стандартного PWR и HM-PWR с увеличенным отношением объемов замедлителя (V_{замедл.}) и топлива (V_топл.)
V_{замедл.}/V_топл. до 4 приводится в табл. 4.16.4.

Таблица 4.16.4

Характеристики PWR и HM-PWR

Как показывают данные табл. 4.16.4, характеристики реактора HM-PWR позволяют многократно рециклировать Pu, достигая состояния равновесия при сохранении отрицательных значений коэффициентов реактивности.

Зависимость коэффициентов реактивности (пустотный коэффициент замедлителя, температурный коэффициент замедлителя, критическая концентрация бора, компенсаторная реактивность бора и др.) от отношения объемов V_{замедл.}/V_топл. в диапазоне 2-4 при условии четырех рециклов МОХ-топлива была детально изучена Клостерманом. Полученные результаты свидетельствуют о том, что максимальное число возможных рециклов Pu зависит от величины V_{замедл.}/V_топл.. При V_{замедл.}/V_топл. = 2 число рециклов Pu-топлива ограничено 2.

Если отношение объемов замедлителя и топлива увеличивают до величины более 3, то запас реактивности позволяет рециклировать Pu по крайней мере четыре раза. Максимальное количество рециклов будет определяться еще и выгоранием и способом изготовления нового топлива для последующего рецикла, а также использованием обогащенного ¹⁰В карбида бора в регулирующих стержнях и борной кислоты, обогащенной ¹⁰В и растворенной в теплоносителе. При соблюдении этих условий не возникнет никаких больших проблем для многократного рециклирования Pu в PWR типа EPR.

С целью повышения эффективности утилизации Pu в Японии были смоделированы APWR с уменьшенным диаметром ТВЭЛа для увеличения отношения Н/ТМ до 5 и 6 в стандартной сборке 17×17, для которой характерно отношение количества атомов водорода и тяжелых металлов Н/ТМ, равное 4. При этом под эффективностью утилизации Pu понимали отношение массы выгоревших делящихся нуклидов Pu (Pu_д) к массе загруженных делящихся нуклидов Pu, которое вычислялось следующим образом:

.

Было показано, что нейтронно-физические и термогидравлические параметры такого реактора удовлетворяют проектным критериям безопасности. Расход Pu в APWR увеличивается на 50 % по сравнению с PWR, содержащими 100 % МОХ-ТВС в АЗ. По другим данным расход Pu_д в условиях многократного рециклирования увеличивается на 30 % и даже на 60 %.