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 МВтт. 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, Puд./Puо. |
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 |
Puд./Puоб. 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 |
Puд./Puоб. 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.
Дата добавления: 2019-04-03; просмотров: 390;