Усовершенствованные реакторы с пониженным замедлением и высоким коэффициентом конверсии

Реакторы RMWR (Reduced-Moderation Water Reactor) с пониженным замедлением относят к реакторам четвертого поколения. Разработку проектов этих реакторов начал в 1997 г. JAERI на основе технологии LWR с целью повышения эффективности использования урановых ресурсов, повышения выгорания ОЯТ, удлинения эксплуатационного цикла и реализации многократного рециклирования Pu. Эти задачи могут быть решены, если реактор работает с высоким коэффициентом воспроизводства (КВ ³ 1), что обеспечивается более жестким, чем в LWR нейтронным спектром. В 1998 г. к работам JAERI присоединилась японская атомно-энергетическая компания – JAPC и три японских поставщика реакторов.

Реактор RMWR может стать альтернативой РБН, строительство которых откладывается во всем мире. Он может работать как бридер для Pu и сжигатель МА и ДПД, поскольку их отрицательное влияние, обусловленное поглощением нейтронов, в АЗ с жестким спектром нейтронов, снижается по сравнению с АЗ PWR.

Сравнение нейтронных спектров в RMWR, называемого в варианте PWR RPWR, и PWR представлено на рис. 4.16.4 и 4.16.5.

Для получения более жесткого, чем в LWR, спектра нейтронов предложено два приема:

· уменьшение объемного отношения замедлителя к топливу путем уплотнения ТВС за счет уменьшения расстояния между твэлами (например, Vз/Vт для RPWR сокращают до 0,42 или увеличивают паросодержание для RBWR);

· использование вместо легкой воды тяжелой, либо их смеси разного состава, что позволяет изменять в широких пределах спектр нейтронов в RPWR.

  Рис. 4.16.4 Сравнение нейтронных спектров в реакторах LWR, RMWR и РБН   Рис. 4.17.4 Сравнение нейтронных спектров в реакторах LWR, RMWR и РБН
  Рис. 4.16.5 Сравнение нейтронных спектров в реакторах PWR и RPWR

 

В настоящее время в Японии разрабатывается пять концепций RMWR: три концепции для BWR и две концепции для PWR. В табл. 4.16.7 представлены основные характеристики АЗ для RBWR и RPWR.


Таблица 4.16.7

Основные характеристики АЗ в проектах реакторов RBWR и RPWR

Характеристика Активные зоны в RBWR Активные зоны в RPWR
Зона с высоким коэффициентом воспроизводства Зона с большим выгоранием и длительностью топливного цикла Простая конфигурация без зон воспроизводства Зона, охлаждаемая тяжелой водой Зона, охлаждаемая легкой водой
Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
Внешний диаметр активной зоны, м 7,2 5,8 5,16 4,7 5,2
Высота активной зоны, м 0,68 1,6 2,6 1,6 2,0
Количество ТВС 174*/36**
Количество ТВЭЛов в ТВС
Количество полых ТВС
Решетка размещения ТВЭЛов треугольная треугольная квадратная треугольная треугольная
Диаметр ТВЭЛа, мм 14,5 11,9 15,2 9,5 9,5
Величина зазора между ТВЭЛами, мм 1,3 1,3 1,0 1,0 1,0
Материал оболочки ТВЭЛа циркалой SUS циркалой SUS SUS
Среднее паросодержание в активной зоне, %
Среднее содержание делящегося плутония, % 9,8 6,9 17*/14**
Коэффициент воспроизводства 1,10 1,01 1,03 1,05 0,98
Глубина выгорания выгружаемого топлива, ГВт·сут/т 55*/46** 45***
Количество делящегося плутония, т 12,1 17,5 17,3 10,4
Максимальная линейная мощность, кВт/м 55,8 40,1 64,9 (начало цикла)
Пустотный коэффициент реактивности, 10-4 DК/К, % -1,0 -2,4 -1,4 -1,0 -1,0
Длительность между перегрузками, эфф. мес.

* ТВС запала с внутренней зоной воспроизводства

** ТВС запала без внутренней зоны воспроизводства

*** Топливо запала


  Рис. 4.16.6 Вертикальный разрез активной зоны реактора RBWR с высоким коэффициентом воспроизводства

Из данных табл. 4.16.7 видно, что самый высокий коэффициент воспроизводства, равный 1,1, достигается в RBWR, в котором доля объема, не занятого топливом, увеличена до 70 %, а эффективное отношение доли воды к топливу уменьшено до 0,17. Конфигурация АЗ для такого реактора существенно отличается от стандартных BWR. При общей высоте АЗ, равной 1,21 м и диаметре 7,2 м, она состоит из пяти слоев (рис. 4.16.6), включающих три зоны воспроизводства – верхнюю, внутреннюю и нижнюю.

Следствием ужесточения нейтронного спектра является:

· возможность многократно рециклировать Pu без необходимости увеличивать содержание делящихся нуклидов Pu с ростом номера рецикла, поскольку в RMWR нуклидный состав Pu стабилизируется благодаря высокому значению КВ;

· возможность упростить технологию переработки ОЯТ между рециклами, поскольку в Pu-фракцию могут быть включены все или часть МА;

· возможность сжигания вместе с Pu МА или некоторых продуктов деления, характеризующихся относительно большим сечением поглощения нейтронов;

· возможность сократить объем долгоживущих РАО;

· возможность сократить расходы на ЯТЦ.

Сравнение данных по наработке и сжиганию МА вместе с Pu в зависимости от номера рецикла для PWR и RPWR представлено на рис. 4.16.7.

По утверждению авторов разработки концепции RPWR, практически все МА могут находиться либо в реакторе, либо на переработке, либо в топливе для RPWR, то есть внутри системы. Количество ПД в топливном цикле RPWR снижается по сравнению с ЯТЦ PWR незначительно.

  Рис. 4.16.7 Изменение весовой доли МА в ОЯТ PWR (А) и RPWR (Б) с ростом номера рецикла для топлива, содержащего кроме Pu – Np, Am и Cm

Строительство RPWR в Японии, начиная с 2030 г., может снизить потребление природного урана на 25 % к 2100 г. по сравнению с вариантом рецикла Pu в PWR со 100 % МОХ-топливом. Расчет проводили для следующих условий развития ядерной энергетики:

· временной интервал 2000-2100 гг.;

· мощность ядерной энергетики возрастает до 70 ГВт к 2010 г. и до 160 ГВт к 2100 г.;

· к 2030 г. в Японии будут два завода для переработки ОЯТ, первый – для переработки ОЯТ из UO2, второй – из МОХ-топлива;

· суммарная производительность заводов по переработке – 1600 т/год;

· по сценарию 1 LWR с рециклом 100 % МОХ-топлива в тепловом нейтронном спектре вводятся в строй после 2030 г. по одному ежегодно, пока есть Pu;

· по сценарию 2 RPWR будут строиться с 2030 г. в количестве, поддерживающем баланс Pu.

При этих условиях сценарий 2 с многократным рециклом Pu с МА подразумевает более эффективное использование урановых природных ресурсов, отвечает требованиям нераспространения, снижает расходы на ЯТЦ.

Изучение возможностей использования Pu в PWR со сдвигом нейтронного спектра в широком диапазоне энергий за счет смешанного по составу замедлителя показало, что требуемые количества Pu в топливе и сжигаемое количество Pu в реакторе зависят от концентрации тяжелой воды в замедлителе и отношения Н/ТМ. Для проекта реактора, параметры которого представлены в табл. 4.16.8, были рассчитаны содержание делящихся нуклидов Pu в МОХ-топливе для АЗ со 100 % МОХ-ТВС, необходимое количество делящихся нуклидов Pu в год для производства 1000 МВтэл., расход делящихся нуклидов Pu в год, коэффициенты воспроизводства и др. (табл. 4.16.9).

Таблица 4.16.8








Дата добавления: 2019-04-03; просмотров: 368;


Поиск по сайту:

При помощи поиска вы сможете найти нужную вам информацию.

Поделитесь с друзьями:

Если вам перенёс пользу информационный материал, или помог в учебе – поделитесь этим сайтом с друзьями и знакомыми.
helpiks.org - Хелпикс.Орг - 2014-2024 год. Материал сайта представляется для ознакомительного и учебного использования. | Поддержка
Генерация страницы за: 0.007 сек.