Рециклирование Pu в BWR

Практика рециклирования МОХ-топлива в BWR ограничена небольшим количеством реакторов и отстает от практики рециклирования Pu в PWR, хотя для рецикла Pu в BWR действительна та же мотивация. Отставание в практике, а также в объемах исследований объясняется большей конструктивной сложностью сборок топлива BWR по сравнению со сборками PWR. Сложность конструкции сборок обусловлена наличием водяных каналов в них, водяных зазоров между сборками, наличием U/Gd стержней для управления реактивностью, неоднородностью распределения паровых пустот. Эти особенности сборок BWR определяют высокий уровень гетерогенности в сборках и активной зоне, в связи с чем изучение нейтронной физики МОХ-топлива и полной МОХ-активной зоны в BWR – непростая задача. Проблема стабильности и безопасности BWR с МОХ-топливом решается в рамках международных и национальных программ, в основном, с помощью расчетных методов с привлечением верифицированных программ и библиотек данных. В исследованиях рассматриваются сборки различных типов 10×10, 9×9 и 8×8 в диапазоне выгораний от 44 до 55 ГВт·сут/т.

Крупнейшие корпорации и фирмы Японии (Toshiba, Hitachi, Mitsubishi Heavy Industries и др.), учитывая необходимость предотвращать накопление плутония, и осознавая, что в ближайшие десятилетия главную роль в ядерной энергетике будут играть легководные реакторы, разрабатывают усовершенствованные конструкции активных зон BWR. Цель разработок такая же, как и для PWR – повысить эффективность сжигания Pu, который загружается в активную зону в виде МОХ-топлива при обязательном условии, что вся активная зона заполняется МОХ-сборками. Разработка реакторов BWR со 100 % МОХ-активной зоной позволит сократить количество реакторов, предназначенных для многократного рециклирования Pu.

Базовыми параметрами для ABWR были:

· тепловая мощность реактора – 3926 МВт;

· эффективная высота активной зоны – 3,71 м;

· количество сборок в активной зоне – 872;

· тип сборки – 9×9;

· максимальное выгорание – 55 ГВт·сут/т;

· среднее выгорание – 45 ГВт·сут/т.

За основу для разработки была взята сборка 9×9, которая была создана в 1990-х годах в Японии для увеличения выгорания топлива. Эта сборка была выбрана в качестве сборки сравнения для сопоставления ее показателей с показателями двух новых проектов сборок.

Из предварительно полученных данных было известно, что расход делящихся нуклидов Pu_д увеличивается с увеличением коэффициента замедления, что может быть реализовано двумя способами в BWR: уменьшением диаметра ТВЭЛа и заменой топливных ТВЭЛов водяными каналами.

В первом варианте проекта новой сборки (сборка 1) с высокими показателями замедления было введено 8 дополнительных водяных стержней. Это позволило увеличить отношение Н/ТМ (водород/тяжелый металл) до 5,9, что на 20 % выше, чем в сборке сравнения, в которой это отношение равно 4,9.

Во втором варианте проекта новой сборки (сборка 2) с высоким замедлением диаметр ТВЭЛа был уменьшен с 11,2 до 9,8 мм, что привело к повышению Н/ТМ до 7.

Количество Pu_д и выгораемых поглотителей нейтронов в исходных МОХ-ТВС определяли так, чтобы достичь величины среднего выгорания 45 ГВт·сут/т в течение заданной продолжительности цикла. Максимальное выгорание достигало 55 ГВт·сут/т. Содержание Pu в сборке 1 и в сборке 2 составляло, соответственно, 3,3 и 3,5 %,. Плутоний смешивали с обедненным ураном и смесью гадолиния в обогащенном уране. Для упрощения процесса изготовления МОХ-топлива ТВЭЛы имели однородное аксиальное распределение делящихся нуклидов без зонирования. Принцип зонирования был применен для концентраций гадолиния, что способствовало аксиальному сглаживанию распределения энергии в активной зоне.

Проведенные исследования со сборками новых конструкций позволили сделать следующие выводы:

· расход Pu_д в активной зоне со 100 % сборок типа 1 или 2 достигает 54 и 56 %, соответственно, что на 17 и 22 % выше, чем в активной зоне со сборками сравнения;

· ядерные и термогидравлические параметры активной зоны с новыми сборками вполне удовлетворяют требованиям стабильной и безопасной эксплуатации ABWR;

· активные зоны BWR с высоким замедлением вполне пригодны для эффективного сжигания Pu.

Со сборками 2 были проведены исследования, направленные на изучение характеристик активной зоны при многократном рециклировании Pu. Были подготовлены составы МОХ-топлива, соответствующие пяти рециклам. Рис. 4.16.2 показывает изменение доли делящихся нуклидов Pu с каждым рециклом.

Как видно из рис. 4.16.2, к пятому рециклированию отношение Pu_д/Pu_общ. уменьшается на 30 % по сравнению с первым рециклированием. Для поддержания параметров реактивности активной зоны необходимо компенсировать ухудшение качества Pu с каждым рециклированием путем увеличения обогащения МОХ-топлива делящимися нуклидами Pu (рис. 4.16.3). В пятом рециклировании доля Pu_д должна быть увеличена в 1,3 раза по сравнению с первым рециклированием для обеих активных зон (рис. 4.16.3).

Рис. 4.16.2 Зависимость содержания Puд в Pu от числа рециклов в BWR

Изучение параметров активной зоны показало, что многократное рециклирование Pu возможно как в варианте сравнения, так и в активной зоне с высоким замедлением при условии, если плутоний, выделенный из отработавшего МОХ-топлива, будет смешиваться с плутонием, выделенным из отработавшего уранового топлива для корректировки концентрации Pu_д в свежем топливе каждого рециклирования.

Французские исследования условий рециклирования Pu в BWR охватывают несколько направлений, в том числе:

· изучение влияния различного количества Pu в сборке и нуклидного состава Pu на ядерно-физические свойства активной зоны реактора;

· определение предельного количества Pu в сборке и активной зоне;

· определение числа возможных рециклов Pu и нуклидного состава Pu для конкретного рециклирования и выгорания;

· выяснение роли зонирования Pu в сборке, включая оценку распределения энергии в зависимости от радиального распределения содержания Pu и его нуклидного состава и др. Рис. 4.16.3 Зависимость необходимой доли делящихся нуклидов Pu в МОХ-топливе от номера рецикла;

Бóльшую часть исследований проводили расчетным методом с привлечением компьютерных программ и баз данных на примере сборки типа 8×8 с глубиной выгорания ОЯТ, равной 44 ГВт·сут/т. В расчетах использовали широкий диапазон модельных составов Pu, в котором содержание делящихся нуклидов изменялось от 48 до 90 % (табл. 4.16.5).

Рис. 4.16.3 Зависимость необходимой доли делящихся нуклидов Pu в МОХ-топливе от номера рецикла

Таблица 4.16.5

Нуклидный состав плутония, %

В результате моделирования параметров АЗ и ТВС с разным содержанием Pu_д был определен верхний предел содержания Pu_д для каждого состава. Так, для оружейного Pu верхний предел концентрации Pu в МОХ-топливе – 12,5 %, а для состава Pu_b (с 48 % Pu_д) – 18,4 %. Исходя из предельных содержаний вычислено максимально допустимое количество рециклов для каждого состава Pu (табл. 4.16.6).

Таблица 4.16.6