Характеристики равновесного топливного цикла. Сценарий № 1

Параметр	Номер рецикла
Масса топлива в АЗ, кг
Доля Pu-топлива первого поколения, %		71,3	60,3	53,5	48,9	46,3	44,1	41,9	40,8	39,6
Доля Pu-топлива последующего поколения, %	–	28,7	39,7	46,5	51,1	53,7	55,9	58,1	59,2	60,4
Содержание делящихся нуклидов Pu в топливе, загруженном в АЗ, %	66,2	56,7	52,3	49,7	48,0	46,8	45,9	45,2	44,7	44,2
Содержание делящихся нуклидов Pu в топливе, выгруженном из АЗ, %	35,1	32,9	32,3	32,1	31,5	31,3	31,5	31,3	31,2	31,0
Выгорание ОЯТ при выгрузке, ГВт·сут/т
Продолжительность цикла в EFPD

Таблица 4.16.14

Характеристики ЯТЦ GT-MHR по сценарию № 2

Чтобы поддерживать фиксированную продолжительность цикла – 280 EFPD, требовалось увеличивать массу загружаемого Pu-топлива в каждом цикле. Если считать, что содержание Pu_д. в загружаемом топливе стабилизировалось к концу пятого рециклирования, то из-за снижения запаса реактивности АЗ ограничивается использование выгруженного ОЯТ после пятого рециклирования в шестом рецикле. Более того, рост необходимой добавки Pu-топлива от третьего к пятому рециклированию составляет +157 и +113 кг, в то время как содержание делящихся нуклидов снижается незначительно, примерно на 1 %, что указывает на факт превышения оптимума в загружаемой массе Pu и его качестве.

Расчеты по сценарию № 2 показали также, что для сжигания Pu от 1 EPR необходим ~ 1 HTGR (GT-MHR).

Расчеты, проведенные департаментом системного и структурного моделирования Комиссариата по Атомной Энергии Франции, позволили выявить особенности поведения HTGR и ограничения при многократном рециклировании Pu, в том числе взаимную зависимость между такими критериями, как продолжительность топливного цикла, количество рециклов и масса загружаемого Pu в АЗ. Эту зависимость отражает рис. 4.16.12.

Общим результатом первых работ по моделированию с учетом широкого спектра нуклидных составов Pu стало заключение о возможности адаптации HTGR к многократному рециклированию Pu вплоть до достижения равновесного цикла даже при условии сокращения доли делящихся нуклидов Pu. При этом была продемонстрирована возможность ежегодно сжигать 245 кг Pu, если HTGR будет работать с постоянной топливной массой в АЗ, равной 1200 кг и продолжительностью цикла от 180 до 200 EFPD. Следует заметить, что период времени, необходимый для достижения равновесия (к 5-10 рециклированию), относительно велик, а загружаемая в АЗ масса топлива невелика по сравнению с имеющимися запасами выделенного плутония.

Рис. 4.16.12 Влияние продолжительности топливного цикла на массу загружаемого в АЗ Pu

Для оценки безопасности и радиационной нагрузки на окружающую среду в различных сценариях рециклирования Pu была рассчитана радиотоксичность отходов, генерируемых в ЯТЦ HTGR, при этом учитывались 762 нуклида продуктов деления и 88 нуклидов тяжелых ядер. Результаты расчета представлены на рис. 4.16.13 и в табл. 4.16.15. Одновременно с ЯТЦ HTGR (с монорециклированием и многократным рециклированием) на рисунке показана радиотоксичность ОЯТ в открытом ЯТЦ LWR с UO₂-топливом и отходов из ЯТЦ LWR с монорециклированием МОХ-топлива (кривые а и б). Расчет проведен для парка реакторов, производящих 400 ТВт·час электроэнергии.

Как показывают результаты расчета (рис. 4.16.13 и табл. 4.16.15), радиотоксичность отходов ЯТЦ HTGR с многократным рециклированием Pu уменьшается по сравнению с радиотоксичностью ОЯТ в ЯТЦ LWR всего на один порядок величины. Это обусловлено накоплением в Pu-топливе МА (Am, Cm и Np).

Таблица 4.16.15

Коэффициент сокращения радиотоксичности отходов в ЯТЦ HTGR
с монорециклированием и многократным рециклированием Pu
по сравнению с открытым ЯТЦ LWR

Рис. 4.16.13 Изменение радиотоксичности (Зв) в различных ЯТЦ