RU2501101C1

RU2501101C1 - Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Info

Publication number: RU2501101C1
Application number: RU2012147186/07A
Authority: RU
Inventors: Виктор Владимирович Орлов; Вадим Владимирович Лемехов; Валерий Сергеевич Смирнов; Антон Анатольевич Уманский
Original assignee: Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date: 2012-11-06
Filing date: 2012-11-06
Publication date: 2013-12-10

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе. В качестве стартовой загрузки используют обогащенное в пределах от 13 до 15 процентов урановое топливо, в которое дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменении реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем,

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют обогащенный уран, а последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработавшего ядерного топлива с добавкой обедненного урана (Смирнов B.C., Уманский А.А. Старт быстрых реакторов на обогащенном уране, Атоминформ, «Бюллетень по атомной энергии», №8, 2008, стр.26-31.).

В известном способе в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, который содержит ²³⁸U и ²³⁵U в количестве 88% и 12% от массы тяжелых атомов топлива соответственно (общая масса тяжелых атомов составляет около 77 тонн), что обеспечивает изменение реактивности по кампаниям в пределах β_эф и, как следствие, исключение разгона на мгновенных нейтронах в результате, например, самохода органов регулирования. Для стабилизации изменения реактивности по кампании в пределах доли запаздывающих нейтронов β_эфф критическую массу регенерированного топлива с добавкой нитрида обедненного урана корректируют путем изменения высоты топливного столба, плотности топлива, количества твэлов в тепловыделяющих сборках, распределения разных типов тепловыделяющих сборок по подзонам активной зоны, диаметра твэлов и топливных таблеток, количества регулирующих органов системы управления защитой, диаметра и высоты поглощающих элементов в составе регулирующих органов системы управления защитой. Концом переходного периода корректировки критической массы является начало кампании, в которой все упомянутые параметры активной зоны совпадают с таковыми в реакторе, разработанном для работы в равновесном режиме с уран-плутониевым топливом. Под равновесным режимом работы реактора понимается работа в замкнутом топливном цикле с малым, соизмеримым с эффективной долей запаздывающих нейтронов (β_эф) изменением реактивности при выгорании топлива в течение кампании и регенерацией отработавшего ядерного топлива, заключающейся в удалении продуктов деления и части тяжелого металла регенерированного топлива, с заменой удаленного материала на равный ему по массе обедненный (отвальный уран) без корректировки массы загружаемого топлива и соответственно изменения конструкции активной зоны.

Недостатком известного способа является необходимость значительного изменения конструкции активной зоны при каждой загрузке регенерированного топлива, что значительно усложняет и удорожает эксплуатацию ядерного реактора. Этот недостаток объясняется тем, что при работе реактора изменяется изотопный состав топлива - выгорает U²³⁵, нарабатывается Pu, накапливаются продукты деления, выделяемые при регенерации топлива и замещаемые на обедненный уран. Все эти составляющие имеют разный физический вес и неодинаково влияют на реактивность. Поэтому для сохранения величины реактивности в течение очередной кампании в пределах, соизмеримых с β_эф, необходимо при перегрузке существенно корректировать критическую массу загружаемого регенерированного топлива за счет изменения конструкции активной зоны.

Задачей настоящего изобретения является создание способа эксплуатации в замкнутом топливном цикле ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который позволяет упростить и удешевить обслуживание реактора при сохранении требуемых ограничений по его реактивности в течение всего переходного периода от старта реактора на обогащенном урановом топливе вплоть до выхода его к работе на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменения реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют обогащенный уран, а последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана,

согласно изобретению в стартовое загружаемое топливо дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива, при этом обогащение урана стартового топлива осуществляют в пределах от 13 до 15 процентов.

Отличительный признак, касающийся введения в состав стартовой топливной загрузки америция Am²⁴¹ в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива с одновременной компенсацией его содержания путем увеличения обогащения урана по сравнению с известным способом, позволит уменьшить критическую массу стартовой загрузки топлива и стабилизировать изменение реактивности в пределах β_эф. Кроме этого, рециклирование америция вместе с топливом позволяет выжечь в реакторе до 50-60% его начального содержания в топливе, решая проблему окончательного захоронения радиоактивных отходов.

Америций Am²⁴¹ обладает большим сечением поглощения, в 6 раз превышающим сечение его деления в нейтронном спектре быстрых реакторов, и при поглощении нейтронов порождает две продуктивные захватно-распадные циклические цепочки:

.

Возникающие в этих цепочках изотопы америция и плутония обладают значениями сечений деления в 5-15 раз больше, чем у родительского изотопа Am²⁴¹, что сравнимо и даже превышает сечение деления U²³⁵. Поэтому выбранная доля U²³⁵ (13-15 процентов) в стартовой загрузке не приводит к изменению реактивности, превышающему β_эф. Это объясняется тем, что малое накопление плутония в топливе первых кампаний компенсируется источниками нейтронов, генерируемых упомянутыми продуктивными цепочками, образующимися в результате захвата нейтронов в Am²⁴¹.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлена таблица изменений топливной загрузки, состава топлива и высоты активной зоны в переходном режиме от старта на обогащенном уране к работе на уран-плутониевом топливе, а на фиг.2 приведен график изменения реактивности по кампаниям в зависимости от изменения изотопного состава топлива при выгорании.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют следующим образом.

С учетом условия работы реактора по кампаниям в течение всего переходного периода с малым изменением реактивности в пределах β_эф, стартовую загрузку осуществляют урановым топливом с обогащением в пределах от 13 до 15%, в который вводят америций от 2 до 6%. По окончании каждой очередной кампании реактор останавливают на перегрузку, в течение которой отработанное ядерное топливо (ОЯТ) выгружают из активной зоны, предварительно расхолаживая, и далее отправляют на регенерацию, заключающуюся лишь в очистке ОЯТ от продуктов деления (ПД). Из полученной топливной смеси после частичного уменьшения ее массы и добавления обедненного урана, замещающего выделенные ПД, изготавливают новую загрузку. Корректировку критической массы новой загрузки из регенерированного топлива для работы в течение очередной кампании осуществляют уменьшением высоты топливного столба в загружаемых твэлах, т.е. уменьшением высоты активной зоны, которая может превышать на 10-20% высоту активной зоны с уран-плутониевым топливом равновесного режима. При добавлении америция от 5 до 6% к урановой топливной загрузке изменение высоты активной зоны не требуется.

Заявленный способ может быть реализован в ядерных реакторах на быстрых нейтронах мощностью от 2000 до 3000 Мвт тепловых с жидкометаллическим теплоносителем разного типа: свинцовым, свинцово-висмутовым и натриевым. При мощностях менее 2000 Мвт тепловых и при сохранении тех же параметров энергонапряженности топлива долю америция в топливе необходимо увеличить из-за роста нейтронных утечек, что неблагоприятно отразится как на фабрикации такого топлива из-за его радиоактивности, так и на эффективности использования америция вследствие его малых запасов в мире.

Количество америция в заявленном способе определено расчетным путем. При этом исходя из требования изменения запаса реактивности реактора по кампании в пределах доли запаздывающих нейтронов следует отметить, что: при отсутствии америция в загружаемом урановом топливе высота уранового топливного столба в активной зоне, предназначенной для плутониевого топлива равновесного состава, будет больше на 40-50% при неизменной плотности топлива, а при добавлении америция от 5 до 6% к урановой топливной загрузке изменение высоты активной зоны не требуется. При меньших процентных долях америция высота активной зоны определяется приблизительно линейной зависимостью между ее высотой и обогащением по америцию.

В качестве примера реализации заявленного изобретения рассмотрен способ эксплуатации ядерного реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем, нитридным урановым топливом и тепловой мощностью 2800 Мвт, у которого в качестве стартовой топливной загрузки используется нитрид обогащенного урана с добавкой америция и который в течение шести 5-летних кампаний и с подпиткой только обедненным (отвальным) ураном в течение всего срока эксплуатации переходит к работе на нитриде уран-плутониевого топлива в равновесном режиме. Расчеты нейтронно-физических характеристик стартовой и последующих топливных загрузок активной зоны БРЕСТ, включающие расчет изотопной кинетики, учитывающий изменение изотопного состава топлива при работе реактора (выгорание U и Am и наработку Pu и ПД)) проводились по многогрупповому, 3D диффузионному коду CONSYST-TRIGEX. Расчеты позволили определить состав и геометрию активной зоны для стартовой топливной загрузки и на всех последующих этапах работы реактора по кампаниям вплоть до выхода к топливу равновесного состава. На основании результатов расчетов получены топливные и геометрические характеристики активной зоны БРЕСТ-1200 при работе реактора в равновесном режиме на нитридном уран-плутониевом топливе. Полученные характеристики, за исключением высоты активной зоны, были приняты для переходного режима: стартовой и последующих топливных загрузок нитрида обогащенного урана с добавкой америция (U-Am)N. Высота активной зоны определяется в каждой кампании массой загружаемого регенерированного топлива и изменяется в пределах от 1260 мм (для стартовой загрузки) до 1100 мм (в загрузках после 6-ой кампании). Исходя из результатов расчетов стартовая загрузка (U-Am)N топлива (масса тяжелых атомов составляет величину 67,23 т) имеет следующий состав топливных изотопов, выраженный в массовых процентах от массы тяжелого металла: U²³⁸ - 84, 4%, U²³⁵ - 13,1%, Am - 2,5%.

Работа реактора происходит следующим образом: после очередной топливной кампании производится очистка топлива от ПД и их замещение обедненным ураном. Из-за относительно большого содержания в регенерированном топливе Am и небольшого накопления Pu массы топливных загрузок для работы реактора в течение первых 4-х кампаний не требуют корректировки и не приводят к необходимости изменения конструкции активной зоны путем снижения ее высоты. После 3-ей кампании при регенерации ОЯТ наряду с ПД также полностью удаляется америций, который может быть использован для пуска новых реакторов с топливной загрузкой на обогащенном уране. После четвертой кампании высота топливного столба уменьшается до 1190 мм, после пятой - до 1130 мм, а после шестой кампании - до 1100 мм. Начиная с 7-ой кампании все корректировки высоты активной зоны заканчиваются и реактор работает в установившемся равновесном режиме, обеспечивающем стабильность реактивности в течение очередных кампаний без корректировки массы топлива, и без изменения конструкции активной зоны, т.е. в том режиме, для работы в котором реактор БРЕСТ-1200 и был спроектирован. В течение переходного периода, значение β_эф изменяется от ~0,65%, когда реактор в начальных кампаниях работает в основном на обогащенном уране, до ~0,4%, когда реактор переходит к работе на уран-плутониевом топливе. Анализ приведенного на фиг.2 графика изменения реактивности по кампаниям показывает, что изменение реактивности на всех этапах переходного периода не превышает β_эф.

Использование заявленного способа позволит в течение 4-6 кампаний длительностью по 4-6 лет осуществить постепенный переход к работе быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем на уран-плутониевом топливе.

Claims

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют обогащенный уран, а последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана, отличающийся тем, что в стартовое загружаемое топливо дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива, при этом обогащение урана стартового топлива осуществляют в пределах от 13 до 15 процентов.