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, V_з/V_т 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

* 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 МВт_эл., расход делящихся нуклидов Pu в год, коэффициенты воспроизводства и др. (табл. 4.16.9).

Таблица 4.16.8