Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы

В 1990-е годы у международного промышленного сообщества возобновился интерес к высокотемпературным реакторам HTGR, в том числе, и для сжигания оружейного и реакторного плутония. В 1993 г. фирма Дженерал Электрик (США) начала разработку проекта модульного, охлаждаемого гелием, реактора с газовой турбиной GT-MHR. В 1996-1998 гг. к этому проекту подключились Франция, Япония и Россия. Возможности этого реактора и детальные характеристики плутониевого ЯТЦ этих реакторов в последние годы начали изучать французские специалисты из научного центра в Сакле, принадлежащего КАЭ, и из фирмы Framatome.

Уже первые исследования монорециклирования плутониевого топлива в HTGR показали, что благодаря гибкости параметров АЗ, возможности согласования их с широким по разнообразию составом топлива и с различными ЯТЦ эти реакторы предоставляют способ наиболее эффективного сжигания Pu. В дальнейшем работа была сконцентрирована на:

· изучении характеристик ЯТЦ GT-MHR с плутониевым топливом в зависимости от его состава, происхождения, продолжительности цикла, величины загрузки Pu в АЗ, графика перегрузки и др.;

· разработке сценариев многократного рециклирования Pu в HTGR.

Вся работа осуществлялась при помощи моделирования нейтронно-физических, тепловых и других параметров GT-MHR мощностью 600 МВт_т. с различным по составу плутониевым топливом. Для моделирования использовали французские и другие, принятые во всем мире расчетные программы, в том числе SAPHYR и APOLLO2, и библиотеки данных.

Плутоний с различным нуклидным составом, образующийся при облучении уранового и МОХ-топлива двух поколений в PWR и европейском реакторе под давлением EPR (табл. 4.16.10), рассматривали в качестве исходного для Pu-топлива GT-MHR.

Таблица 4.16.10

Рассматриваемый нуклидный состав Pu

Название цикла	Происхождение Pu: реактор, топливо, выгорание, доля ТВС в АЗ при перегрузке	Отношение делящихся нуклидов Pu к сумме всех нуклидов Pu, Pu_д./Pu_о.
Pu 1	PWR, 3,7 % ²³⁵U в UO₂, 42 ГВт·сут/т – 1/4	66,2 %
Pu 2	EPR, 5,0 % ²³⁵U в UO₂, 60 ГВт·сут/т	62,7 %
	EPR, 3,53 % ²³⁵U в UO₂, 45 ГВт·сут/т – 1/5	64,2 %
Pu 3	PWR, 4,5 % ²³⁵U в UO₂, 55 ГВт·сут/т – 1/6	62,7 %
Pu 4	Первое поколение МОХ-PWR, 45 ГВт·сут/т – 1/4	58,5 %
МОХ1	Второе поколение МОХ-PWR, 33 ГВт·сут/т – 1/3	56,2 %
МОХ2	Второе поколение МОХ-EPR, 60 ГВт·сут/т	50,15 %

Как видно из данных таблицы, содержание делящихся нуклидов изменяется от 50 до 66 % (доля ²³⁹Pu – от 36 до 54 %), что позволяет охватить широкий диапазон нуклидного состава Pu.

Полученные результаты представлены на рис. 4.16.8 и 4.16.9 и в табл. 4.16.11. На рис. 4.16.8 показана зависимость коэффициента размножения в бесконечной среде от выгорания для трех типов загрузки АЗ топливом и двух (крайних) составов топлива Pu1 и МОХ2 (см. табл. 4.16.10). На рис. 4.16.9 – влияние количества загруженного в АЗ плутония на продолжительность ЯТЦ для пяти составов Pu.

Рис. 4.16.8 Зависимость коэффициентов размножения (нейтронов) в бесконечной среде, К_¥, от выгорания и загрузки АЗ

Рис. 4.16.9 Влияние загрузки Pu в АЗ на длительность ЯТЦ

Из рис. 4.16.8 видно, что увеличение содержания Pu в АЗ ведет к ужесточению нейтронного спектра и уменьшению запаса реактивности в начале цикла, а уменьшение содержания делящихся нуклидов также приводит к подобному эффекту – сильно сокращает запас реактивности, что ограничивает использование топлива с низким содержанием делящихся нуклидов.

Продолжительность ЯТЦ, выраженная в EFPD, изменяется прямо пропорционально общей массе загруженного в АЗ плутония. Объем загрузки ограничен (рис. 4.16.9) технологическими и физическими критериями. При увеличении массы загруженного топлива спектр нейтронов становится жестче, что благоприятствует реакции поглощения нейтронов воспроизводящими нуклидами.

Расчет баланса масс Pu и МА для различного по происхождению топлива приведен в табл. 4.16.11. Он проведен для ОЯТ, выдержанного в течение пяти лет после выгрузки из реактора. Общий вывод из данных табл. 4.16.11 состоит в том, что независимо от состава исходного топлива и величины загрузки АЗ топливом (табл. 4.16.12) скорость сокращения количества Pu в HTGR примерно равна 100 кг/ТВт·час. Этот баланс по Pu соответствует величине расхода Pu 210 кг/год и приводит к сжиганию от 55 до 75 % Pu. При этом в конце жизни цикла доля делящихся нуклидов Pu примерно одинакова для всех исходных составов Pu и составляет около 30 % в ОЯТ.

Таблица 4.16.11

Зависимость баланса масс Pu и МА от состава плутониевого топлива

Тип топлива	Pu1	Pu3	Pu4	МОХ1	МОХ2
Загрузка в АЗ, кг
Баланс по Pu:
%	–74,4	–71,7	–71,5	–70,4	–63,9
кг/ТВт·час	–100,2	–101,9	–102,5	–103,6	–106,6
Pu_д./Pu_об. в EOL, %	30,0	29,4	28,4	27,5	28,4
Баланс по МА:
кг/ТВт·час	+10,2	+11,9	+12,7	+13,8	+16,9
в % от сожженного металла	10,2	11,7	12,4	13,4	15,8

Таблица 4.16.12

Зависимость баланса масс Pu и МА от массы загруженного в АЗ топлива

Тип топлива	Pu1
Загрузка в АЗ, кг
Баланс по Pu:
%	–67,4	–71,3	–74,4	–75,4	–75,1
кг/ТВт·час	–98,7	–99,3	–100,2	–101,0	–102,0
Pu_д./Pu_об. в EOL, %	28,3	28,6	30,0	32,7	36,7
Баланс по МА:
кг/ТВт·час	+8,25	+9,1	+10,2	+11,2	+12,2
в % от сожженного металла	8,3	9,2	10,2	11,1	12,0

Анализ данных табл. 4.16.12 показывает, что вопреки линейной зависимости длительности ЯТЦ от массы загруженного топлива зависимость выгорания топлива от загрузки АЗ имеет оптимум, который для Pu состава Pu1 приближается к массе загруженного топлива, равной 1400 кг (рис. 4.16.10).

Рис. 4.16.10 Зависимость выгорания ОЯТ от массы загруженного Pu

Из данных рис. 4.16.10 следует, что имеется строгая корреляция оптимума баланса Pu и выгорания выгруженного топлива с массой загруженного в АЗ топлива. Оптимальная масса загруженного топлива увеличивается с 1100-1200 до 1400-1500 кг по мере увеличения содержания делящихся нуклидов Pu в исходном топливе с ~ 55 до 66 %. Следует обратить внимание и на корреляцию между скоростью сжигания Pu и наработки МА.

<2 3 456 7 8 >

Дата добавления: 2019-04-03; просмотров: 310;