RU2690840C1 - Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle - Google Patents
Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle Download PDFInfo
- Publication number
- RU2690840C1 RU2690840C1 RU2018137321A RU2018137321A RU2690840C1 RU 2690840 C1 RU2690840 C1 RU 2690840C1 RU 2018137321 A RU2018137321 A RU 2018137321A RU 2018137321 A RU2018137321 A RU 2018137321A RU 2690840 C1 RU2690840 C1 RU 2690840C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- thorium
- campaign
- uranium
- isotope
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 73
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 18
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 title claims abstract description 17
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims abstract description 25
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 21
- GOBOTTJWLAEPLG-UHFFFAOYSA-N [Th].[U].[Pu] Chemical compound [Th].[U].[Pu] GOBOTTJWLAEPLG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 20
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 20
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 15
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 9
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000004064 recycling Methods 0.000 claims abstract description 8
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 claims abstract description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 12
- 238000007865 diluting Methods 0.000 claims description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 3
- GFRMDONOCHESDE-UHFFFAOYSA-N [Th].[U] Chemical compound [Th].[U] GFRMDONOCHESDE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 241000124033 Salix Species 0.000 claims 1
- 238000010790 dilution Methods 0.000 abstract description 8
- 239000012895 dilution Substances 0.000 abstract description 8
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 abstract description 6
- 230000007704 transition Effects 0.000 abstract description 6
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 abstract description 4
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 14
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 10
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 6
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910052685 Curium Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 5
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 4
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 4
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- XTLPOPNOUNCFDK-UHFFFAOYSA-N [O-2].[U+6].[Th+4].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[U+6].[Th+4].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] XTLPOPNOUNCFDK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N diuranium Chemical compound [U]#[U] VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003673 groundwater Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 238000005372 isotope separation Methods 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- 239000006187 pill Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000011112 process operation Methods 0.000 description 1
- 239000002516 radical scavenger Substances 0.000 description 1
- 238000004055 radioactive waste management Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, к способам эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов (ВВЭР) в ториевом топливном цикле (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β))O2, обеспечивающим наработку активных изотопов урана 233U, 235U, 239Pu и 241Pu с выходом на замкнутый торий-уран-плутониевый топливный цикл равновесного изотопного состава с регулированием работы реактора путем изменения спектра нейтронов. The invention relates to the field of nuclear energy, to methods of operation of water-cooled nuclear reactors (VVER) in the thorium fuel cycle ( 235 U α 238 U β 232 Th 1-α-β) ) O 2 , providing the production of active isotopes of uranium 233 U, 235 U, 239 Pu and 241 Pu with access to a closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle of equilibrium isotopic composition with regulation of the reactor operation by changing the neutron spectrum.
Основными проблемами атомной энергетики, которые остаются актуальными в настоящее время являются: улучшение эффективности использования топлива, повышение безопасности эксплуатации реактора, упрощение обращения с радиоактивными отходами, создание технологического барьера на пути распространения делящихся материалов. Использование уран-уранового топлива в ядерной энергетике сопровождается наработкой младших актиноидов 237Np, Am, Cm, наличие которых затрудняет дальнейшее рециклирование топлива, содержащего эти актиноиды. Их утилизация предполагается путём использования быстрых реакторов или реакторов мусорщиков. Однако реализация этих технологий задерживается. Эта проблема остаётся и при использовании высокообогащённого урана в оксидном ториевом топливе реактора типа ВВЭР с использованием в качестве теплоносителя тяжёлой воды и её разбавления лёгкой водой при переходе к замкнутому торий-уран-плутониевому топливному циклу. Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является разработка способа эксплуатации реактора типа ВВЭР, вырабатывающего энергию в замкнутом топливном цикле, обеспечивающего упрощение обращения с отходами ядерного топлива и наработку после каждой кампании актиноидов с таким же или большим количеством делящегося материала, подходящего для повторного использования, чем его было в активной зоне в начале кампании.The main problems of nuclear energy that remain relevant today are: improving fuel efficiency, improving the safety of reactor operation, simplifying radioactive waste management, creating a technological barrier to the distribution of fissile materials. The use of uranium-uranium fuel in nuclear power is accompanied by the production of minor actinides.237Np, Am, Cm, the presence of which complicates the further recycling of the fuel containing these actinides. Their disposal is assumed by using fast reactors or scavenger reactors. However, the implementation of these technologies is delayed. This problem remains with the use of highly enriched uranium in thorium oxide fuel. VVER-type reactor using heavy water as a coolant and diluting it with light water during the transition to a closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle. The task to be solved by the claimed invention is to develop a method for operating a VVER-type reactor that generates energy in a closed fuel cycle, which simplifies handling of nuclear waste and the generation of actinides after each campaign with the same or more fissile materials than it was in the active zone at the start of the campaign.
Так, например, известен способ эксплуатации ядерного реактора в уран – ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233U (патент RU 2541516, публик. 20.02.2015). Для упрощения регулирования реактивности, повышения безопасности эксплуатации и увеличения ресурса активной зоны способ включает следующие операции: осуществление первоначальной загрузки реактора оксидным уран-ториевым топливом с массовым соотношением изотопа 233U к тяжелому металлу в активной зоне, равным 0,072; использование изотопа 233U в качестве основного материала, способного к ядерному делению; формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми; использование в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелой воды, при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений не более 1,2; управление работой реактора на мощности путем удержания критического состояния (K∞=1) и обеспечения баланса между нарабатывающимися изотопами 233U и поглотителями нейтронов, осуществляют при непрерывном разбавлении тяжелой воды (D2О) легкой водой (Н2О) в течение всей кампании реактора при выборе объемного соотношения состава теплоносителя D2О/Н2О в соответствии с выражением (α D2О + (1-α) Н2О), где коэффициент α, который зависит от скорости выгорания топлива, скорости наработки поглотителей, времени эксплуатации реактора и т.д. выбирают из диапазона 1≥α≥0,8.For example, there is a known method of operating a nuclear reactor in a uranium - thorium fuel cycle with an expanded reproduction of the 233 U isotope (patent RU 2541516, publ. 02.20.2015). To simplify reactivity control, increase operational safety and increase the life of the core, the method includes the following operations: performing initial reactor loading with a uranium – thorium oxide fuel with a mass ratio of 233 U isotope to heavy metal in the core, equal to 0.072; the use of the 233 U isotope as the main material capable of nuclear fission; the formation of the intensity of the neutron flux and its energy distribution at the beginning of the campaign of the reactor in the intermediate spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over the thermal ones; use as a moderator and coolant of heavy water, while the ratio of water / fuel volumes is chosen in the range of values not more than 1.2; control of reactor operation at power by maintaining the critical state (K ∞ = 1) and ensuring a balance between 233 U accumulated isotopes and neutron absorbers, is carried out with continuous dilution of heavy water (D 2 O) with light water (H 2 O) throughout the entire campaign of the reactor when choosing the volume ratio of the coolant composition D 2 O / H 2 O in accordance with the expression (α D 2 O + (1-α) H 2 O), where the coefficient α, which depends on the burnout rate of the fuel, the speed of absorbers, the time of operation reactor etc. choose from a range of 1≥α≥0.8.
Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (233U-232Th)О2 таблеток. Начало работы реактора характеризуется выгоранием изотопа 233U и наиболее эффективной наработкой распадающегося с задержкой 233Pa в 233U. В способе эксплуатации АЗ, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав теплоносителя, с темпом, соответствующим скорости выгорания 233U и его наработки, уменьшают содержание тяжелой воды в течение кампании реактора до значения 0,8 (к концу 6 года). Это разбавление сопровождается смягчением спектра нейтронов и понижением удельного содержания 233U, необходимого для поддержания критического состояния. Наработка поглотителей нейтронов (осколки деления,234U,233Pa…) сопровождается дополнительной наработкой 233U, превышающей его выгорание. The fuel rods of the initial assemblies are made homogeneous from ( 233 U- 232 Th) O 2 tablets. The start of operation of the reactor is characterized by the burnout of the 233 U isotope and the most effective time of decaying with a delay of 233 Pa to 233 U. In the method of operating the AZ, formed from fuel assemblies, the neutron spectrum is changed by affecting the composition of the coolant with a burning rate of 233 U and his life time, reduce the content of heavy water during the campaign campaign to a value of 0.8 (by the end of 6 years). This dilution is accompanied by a softening of the neutron spectrum and a decrease in the specific content of 233 U, which is necessary to maintain the critical state. The operating time of neutron absorbers (fission fragments, 234 U, 233 Pa ...) is accompanied by an additional operating time of 233 U, exceeding its burnout.
Для повышения эффективности использования ядерного топлива, упрощения обращения с радиоактивными отходами процесс эксплуатации активной зоны реактора необходимо осуществлять в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава. Так, например, известен способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле (патент RU2634476, публик. 31.10.2017), выбранный в качестве ближайшего аналога. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным ториевым топливом, содержащим изотоп тория 232Th и материал, способный к ядерному делению, массовое соотношение которого к тяжелому металлу в активной зоне выбирают в зависимости от используемого материала, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О с выбором отношения объемов вода/топливо не более 1,23, которое зависит от вида и удельного содержания в топливе делящегося изотопа, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов, а также наработку актиноидов, включающих делящиеся изотопы 235U, 239Pu и 241Pu, путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой Н2О, процесс эксплуатации активной зоны реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава, для чего наработанные в процессе одной кампании актиноиды, включающие делящиеся изотопы 233U, 235U, 239Pu и 241Pu, используют в качестве материала, способного к ядерному делению при формировании загрузки для следующей кампании, добавляя по окончании каждой кампании к выгруженному из активной зоны реактора облученному торий-уран-плутониевому топливу на старте последующей кампании необходимое для обеспечения дальнейшего рециклирования актиноидов количество сырьевого тория, при этом в случае содержания в облученном топливе актиноидов, включающих делящиеся изотопы, в недостаточном для достижения критического состояния при загрузке последующей кампании количестве, осуществляют обогащение топлива, по крайней мере, по одному из делящихся изотопов, а если их содержание превышает необходимое количество, то излишки убирают, причем в качестве замедлителя и теплоносителя при старте всех последующих кампаний используют тяжелую воду D2О с последующим разбавлением ее в течение кампании легкой водой Н2О при отношении объемов вода/топливо в активной зоне реактора выбирают не более 1,23.To increase the efficiency of using nuclear fuel, simplify the management of radioactive waste, the operation of the reactor core must be carried out in a closed fuel cycle with the possibility of transition to the thorium-uranium-plutonium fuel of the equilibrium isotopic composition in the following campaigns. For example, there is a known method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle (patent RU2634476, publ. 10/31/2017), chosen as the closest analogue. The method includes the initial loading of the reactor core with thorium oxide fuel containing thorium isotope 232 Th and material capable of nuclear fission, the mass ratio of which to the heavy metal in the core is chosen depending on the material used, the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning reactor campaign in the spectrum in which the proportion of fast neutrons dominates over thermal, using heavy water as a moderator and coolant D 2 O with a choice rel sheniya volumes of water / fuel is not more than 1.23, which depends on the species and the specific content of the fuel fissile isotope and control at power reactor operation by holding it in a critical condition, providing a balance between the produced isotope U 233 and neutron absorbers, as well as the operating time the actinides including fissionable isotopes 235 U, 239 Pu and 241 Pu, by continuous dilution within the campaign light water reactor of heavy water H 2 O, the process operation is carried out of the reactor core in a closed fuel cycle with a zmozhnostyu transition following campaigns for the thorium-uranium-plutonium fuel equilibrium isotopic composition, which turned out in the course of one actinides campaign comprising fissile isotopes 233 U, 235 U, 239 Pu and 241 Pu, is used as the material capable of nuclear at the end of each campaign to the irradiated thorium-uranium-plutonium fuel unloaded from the reactor core at the start of the subsequent campaign necessary to ensure further the amount of raw thorium, in the case of actinides containing fissile isotopes in the irradiated fuel, is not sufficient to achieve a critical state when loading a subsequent campaign, fuel enrichment is carried out in at least one of the fissile isotopes, and if their content is exceeds the required amount, then the excess is removed, and as a moderator and coolant at the start of the next campaign using heavy water D 2 O, followed by dilution e campaign for light water H 2 O at a ratio of volume of the water / fuel in the reactor core is selected not more than 1.23.
Нейтронная кинетика и изотопное преобразование первой кампании оказались такими, что падение реактивности топлива при выгорании 235U и наработке поглотителей нейтронов с избытком компенсировалось её повышением (без осколков деления) при наработке изотопа 233U. Оказалось, что для стартовой загрузки второй кампании в критическом состоянии (K∞=1) при использовании тяжёлой воды на старте достаточно использования 99% актиноидов отработавшего топлива первой кампании и добавления тория до тонны тяжёлого металла. Однако, начиная с третьей кампании, для обеспечения критического состояния (K∞=1) в стартовом состоянии последующей кампании оказалось необходимым добавление 7~5 кг/т обогащённого урана к актиноидам, извлекаемым из отработавшего топлива предыдущей кампании. Основная причина необходимости этого добавления обусловлена наработкой значимого количества последовательно поглощаемых нейтроны изотопов 236U, 237Np, 238Pu на стартовом активном изотопе 235U. Для более качественной оптимизации нейтронной кинетики и изотопного преобразования при выходе на равновесный состав замкнутого торий-уран-плутониевого цикла необходимы дальнейшие усовершенствования.Neutron kinetics and isotopic transformation of the first campaign turned out to be such that the decrease in fuel reactivity with burnup 235 U and accumulation of neutron absorbers with excess was compensated by its increase (without fission fragments) during production of 233 U isotope. K ∞ = 1) when using heavy water at the start, it is sufficient to use 99% of the actinides of the spent fuel of the first campaign and add thorium to a ton of heavy metal. However, starting from the third campaign, to ensure the critical state (K ∞ = 1) in the starting state of the subsequent campaign, it was necessary to add 7 ~ 5 kg / ton of enriched uranium to the actinides extracted from the spent fuel of the previous campaign. The main reason for the need for this addition is due to the accumulation of a significant amount of 236 U, 237 Np, 238 Pu isotopes that are sequentially absorbed by the neutrons on the starting 235 U active isotope. For better optimization of neutron kinetics and isotopic transformation when entering the equilibrium composition of a closed thorium-uranium-plutonium cycle are necessary further improvements.
Техническим результатом заявляемого изобретения является упрощение рециклирования топлива и упрощение обращения с радиоактивными отходами.The technical result of the claimed invention is to simplify the recycling of fuel and simplify the management of radioactive waste.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле, включающем первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным ториевым топливом (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)O2 с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава, для чего наработанные в процессе одной кампании актиноиды, включающие делящиеся изотопы 233U, 235U, 239Pu и 241Pu, используют в качестве материала, способного к ядерному делению при формировании загрузки для следующей кампании, добавляя по окончании каждой кампании к выгруженному из активной зоны реактора облученному торий-уран-плутониевому топливу на старте последующей кампании необходимое для обеспечения дальнейшего рециклирования актиноидов количество сырьевого тория, при этом в случае содержания в облученном топливе актиноидов, включающих делящиеся изотопы в недостаточном для достижения критического состояния при загрузке последующей кампании количестве, осуществляют обогащение топлива, по крайней мере, по одному из делящихся изотопов, а если их содержание превышает необходимое количество, то излишки убирают, причем в качестве замедлителя и теплоносителя при старте всех кампаний используют тяжелую воду D2О с последующим разбавлением ее в течение кампании легкой водой Н2О при отношении объемов вода/топливо в активной зоне реактора не более 1,23, новым является то, что для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют топливо с высоким обогащением по изотопу 235U (235U>90%, 238U<10%), а по окончании первых трех кампаний выгруженное из активной зоны реактора облученное торий-уран-плутониевое топливо перерабатывают, понижая содержание изотопа 236U в уране до менее, чем 2 % по мас.This technical result is achieved due to the fact that in the method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle, including the initial loading of the reactor core with oxide thorium fuel ( 235 U α 238 U β 232 Th 1-α-β ) O 2 with the possibility of transition to the following campaigns for work on thorium-uranium-plutonium fuel of equilibrium isotopic composition, for which actinides accumulated during one campaign, including fissile isotopes 233 U, 235 U, 239 Pu and 241 Pu, are used as materials capable of nuclear fission at the start of each campaign to the irradiated thorium-uranium-plutonium fuel unloaded from the reactor core at the start of the subsequent campaign, the amount of thorium needed to ensure further recycling of actinides, in the case of actinides in the irradiated fuel, insufficient amounts of fissionable isotopes to reach a critical state when loading a subsequent campaign, the enrichment of fuel is carried out, at least at least one of the fissile isotopes, and if their content exceeds the required amount, then the surplus is removed, and D 2 O heavy water is used as a moderator and coolant at the start of all campaigns, followed by diluting it during the campaign with H 2 O light water with respect to the volumes of water / fuel in the reactor core is not more than 1.23, a new one is that for the initial loading of the reactor core use fuel with high enrichment in the 235 U isotope ( 235 U> 90%, 238 U <10%), and the end of the first three campaigns unloaded e from the reactor core irradiated thorium-uranium-plutonium fuel is processed, reducing the content of the 236 U isotope in uranium to less than 2% by weight.
Использование для первоначальной загрузки активной зоны реактора топлива с высоким обогащением по изотопу 235U (235U >90%, 238U<10%) позволяет оптимизировать нейтронную кинетику активной зоны реактора путём понижения содержания изотопа 238U, являющимся сырьевым изотопом при наработке младших актиноидов - Am, Cm, при рециклировании топлива и восполнении выгорающего тория. Использование в стартовой топливной композиции урана с более высоким обогащением изотопом 235U (пониженным содержанием 238U) будет сопровождаться соответствующим понижением наработки изотопа 239Pu и более тяжёлых изотопов и элементов в первых кампаниях. Поэтому в стартовой загрузке целесообразно понижать содержание 238U (в пределе стремиться к 100% обогащению урана изотопом 235U) и таким образом соответственно понижать наработку изотопа 239Pu и изотопов боле тяжёлых изотопов и элементов.The use of fuel with a high enrichment in the 235 U isotope ( 235 U> 90%, 238 U <10%) for the initial loading of the reactor core allows to optimize the neutron kinetics of the reactor core by reducing the 238 U isotope content, which is the raw isotope during the production of minor actinoids - Am, Cm, when recycling fuel and replenishing burnable thorium. The use of uranium in the starting fuel composition with a higher enrichment of the 235 U isotope (reduced content of 238 U) will be accompanied by a corresponding decrease in the production of the 239 Pu isotope and heavier isotopes and elements in the first campaigns. Therefore, in the starting load, it is advisable to lower the 238 U content (in the limit, to strive for 100% enrichment of uranium with the 235 U isotope) and thus reduce the production of the 239 Pu isotope and isotopes of more heavy isotopes and elements, respectively.
Понижение содержания изотопа 236U в уране до менее, чем 2 % по мас. в выгруженном из активной зоны реактора облученном торий-уран-плутониевом топливе, также позволяет оптимизировать нейтронную кинетику активной зоны реактора путём понижения содержания изотопа 236U, являющимся сырьевым изотопом при наработке младших актиноидов 237Np, Am и Cm при рециклировании топлива и восполнении выгорающего тория.The decrease in the content of the isotope 236 U in uranium to less than 2% by weight. in the irradiated thorium-uranium-plutonium fuel discharged from the reactor core, it also allows to optimize the neutron kinetics of the reactor core by lowering the 236 U isotope content, which is the raw isotope during the production of the younger 237 Np, Am and Cm actinides when recycling fuel and replenishing the burnt thorium.
Необходимость понижения содержания изотопа 236U по окончании первых трех кампаний связана с тем, что наработка 236U идёт наиболее интенсивно в процессе этих кампаний в связи со значимым содержанием 235U в первоначальной загрузке, выходит на насыщение и затем понижается по мере выгорания 235U.The need to reduce the content of the isotope 236 U at the end of the first three campaigns is due to the fact that the accumulation of 236 U is most intense during these campaigns due to the significant content of 235 U in the initial load, goes to saturation and then decreases as it burns 235 U.
Выделенный изотоп 236U и вместе с ним некоторое количество 238U и 235U являются долгоживущими и не представляют радиологической опасности при их хранении. Они могут быть утилизированными на более поздних этапах замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла с лучшим нейтронным балансом. При этом сравнительно низкие количества нарабатываемых изотопов 237Np, 238Pu могут рециклироваться.The isolated isotope 236 U and together with it a certain amount of 238 U and 235 U are long-lived and do not pose a radiological hazard during their storage. They can be recycled in the later stages of a closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle with a better neutron balance. At the same time, relatively low amounts of 237 Np, 238 Pu isotopes can be recycled.
На фиг.1-3 представлены картины изотопного преобразования: фиг.1 - стартового изотопа 235U и нарабатываемых 233U и 234U; фиг.2 - радиационным захватом нейтронов изотопом 235U с наработкой 236U и с последующей наработкой изотопов 237Np, 238Pu; фиг.3 – изотопов Pu.Figure 1-3 shows pictures of the isotope transformation: figure 1 - the starting isotope 235 U and the accumulated 233 U and 234 U; FIG. 2 shows the radiation capture of neutrons by an isotope of 235 U with an operating time of 236 U and with the subsequent production of isotopes of 237 Np, 238 Pu; figure 3 - Pu isotopes.
Примером конкретного выполнения заявляемого способа может служить способ эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР в замкнутом ториевом топливном цикле. Топливные стержни исходных сборок первой кампании выполняют с обогащением по изотопу 235U из (235U0,1343 238U0,0013 232 Th0,8624) O2 таблеток. При запуске реактора в качестве теплоносителя используют тяжелую воду, с ее содержанием, близким к 100 %, получаемую, например, в промышленной установке по дезинтегрированию ассоциатов молекул тяжелой и легкой воды (патент RU 2163929 С2 C12M 1/33, публик. 10.03.2001), либо способом многоступенчатого изотопного обмена (патент RU 2060801 С1 B01D 59/28, публик. 27.05.96), либо из подземных вод (патент RU 2393987 С2 С01В 5/02, публик. 10.07.2010).An example of a specific implementation of the proposed method can serve as a method of operating a nuclear reactor of a VVER type in a closed thorium fuel cycle. The fuel rods of the initial assemblies of the first campaign are enriched in the isotope.235U of (235U0.1343 238U0,0013 232Th0.8624) O2 pills. When starting the reactor, heavy water with its content close to 100% is used as a coolant, obtained, for example, in an industrial plant for the disintegration of associates of heavy and light water (patent RU 2163929 C2 C12M 1/33, publ. 10.03.2001) , or by the method of multistage isotopic exchange (patent RU 2060801 C1 B01D 59/28, publ. 27.05.96), or from groundwater (patent RU 2393987 С2 С01В 5/02, publ. 10.07.2010).
Нейтронно-физические расчёты были выполнены для одно-твэльной ячейки, предложенной МАГАТЭ (для реактора PWR) с заменой энергетического плутония изотопом 235U, легкой воды - тяжелой водой. Были проведены расчёты изменения изотопного состава и нейтронной кинетики в десяти последовательных 4-х летних кампаниях для ячейки с радиусом воды, равным Rв = 0,75 см в приближении бесконечной среды (ячейка с удельным содержанием 235U, равным 126 кг, а 238U - 12,6 кг на тонну тяжелого металла, водотопливным отношением Vв/Vт = 1.226 и удельной мощностью Р=211 Вт/см). В течение облучения критическое состояние (K∞=1) ячейки поддерживается разбавлением тяжёлой воды лёгкой водой H2O в соответствии с выражением (α D2О + (1-α) Н2О), где коэффициент α является параметром, определяющим количество разбавления. Разбавление можно осуществить, выполнив соединение контура теплоносителя с водяным объемом, в котором находиться легкая вода для его разбавления. Это соединение формируют на участке трубопровода после прохождения теплоносителя через парогенератор. Разбавление осуществляют с обеспечением постоянного впрыскивания легкой воды в контур теплоносителя. Подмешивание легкой воды в замедлителе является способом реализации запаса реактивности для поддержания ячейки (реактора) в критическом состоянии по мере выгорания реакцией деления стартового 235U и наработки поглотителей нейтронов при соблюдении эффективной экономии нейтронов. Neutron-physical calculations were performed for a single-fuel cell proposed by the IAEA (for the PWR reactor) with the replacement of energy plutonium with the 235 U isotope, and light water with heavy water. Calculations were made of changes in isotopic composition and neutron kinetics in ten consecutive 4-year campaigns for a cell with a water radius equal to R in = 0.75 cm in the approximation of an infinite medium (a cell with a specific content of 235 U equal to 126 kg, and 238 U - 12.6 kg per ton of heavy metal, in the water-fuel ratio V / V r = 1.226 and P = power density of 211 W / cm). During irradiation, the critical state (K ∞ = 1) of the cell is maintained by diluting heavy water with light water H 2 O in accordance with the expression (α D 2 O + (1-α) H 2 O), where the coefficient α is the parameter determining the amount of dilution . Dilution can be accomplished by performing a connection of the coolant circuit with a water volume in which there is light water to dilute it. This compound is formed on the pipeline section after the passage of the coolant through the steam generator. The dilution is carried out with the provision of continuous injection of light water into the coolant circuit. Adding light water to the moderator is a way of realizing the reactivity margin to maintain the cell (reactor) in a critical state as it burns out by dividing the starting 235 U and accumulating neutron absorbers while observing effective neutron economy.
Если рассматривать результаты расчётов изменения изотопного состава и нейтронной кинетики в десяти последовательных кампаниях, то можно увидеть, что нейтронная кинетика и изотопное преобразование в замкнутом торий-уран-плутониевом топливном цикле представляются наиболее оптимальными и эффективными. Картину изотопного преобразования можно условно разделить на три группы. Первая, наиболее интенсивно меняющаяся группа представлена на фиг.1 и связана с нейтронами деления стартового изотопа 235U и нарабатываемого 233U, их превалирующего поглощения 232Th (из-за его большого содержания) с наработкой изотопа 233U, деления 233U и радиационного захвата нейтронов им с наработкой 234U. Последующего захвата нейтронов 234U и наработкой исходного изотопа 235U. Этот «укороченный замкнутый цикл» интенсивно работает на протяжении всех кампаний замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла и в каждой кампании в основном определяет энерговыделение, нейтронную кинетику и изотопное преобразование в топливе. Вторая группа представлена на рисунке 2 и связана с содержанием 238U, радиационным захватом нейтронов изотопом 235U с наработкой 236U и с последующей наработкой изотопов 237Np, 238Pu в последовательных захватах нейтронов. Наработка 236U идёт наиболее интенсивно в процессе первых кампаний в связи со значимым содержанием 235U в первоначальной загрузке, выходит на насыщение и затем понижается по мере выгорания 235U. Отсутствие активных изотопов в этой группе определяет её в качестве основной поглощающей нейтроны группой. Она является переходной областью между парами активных изотопов 233U, 235U и 239Pu,241Pu. Её наработка и интенсивность поглощения нейтронов в ней на порядок ниже при использовании 233U вместо 235U в топливе, что является одним из главных преимуществ использования 232Th относительно 238U в качестве сырьевого изотопа и предоставляет возможность понижения наработки младших актиноидов. Третья группа представлена на фиг.3 и связана с изотопами плутония. Видно, что в первых кампаниях наработка 239Pu происходит на 238U исходной стартовой загрузки. По мере наработки 238Pu на 237Np (начиная с 236U) дополнительно возрастает наработка 239Pu. Деление 239Pu нейтронами любой энергии понижает его содержание и наработку 240Pu и последующих изотопов и элементов. Аналогичная ситуация имеет место с парой 241Pu и 242Pu. Нетрудно увидеть сравнительно низкую интенсивность наработки, изотопного преобразования и соответственно второстепенную роль плутония в энерговыделении в таком топливе. Однако при этом процесс деления ядер плутония ограничивает наработку ядер америция, кюрия и изотопов более тяжёлых элементов. Из фиг. 2 и 3 видно, что использование в стартовой топливной композиции урана с более высоким обогащением изотопом 235U (пониженным содержанием 238U) будет сопровождаться соответствующим понижением наработки изотопа 239Pu и более тяжёлых изотопов и элементов в первых кампаниях. Поэтому в стартовой загрузке целесообразно понижать содержание 238U (в пределе стремиться к 100% обогащению урана изотопом 235U) и таким образом соответственно понижать наработку изотопа 239Pu и изотопов боле тяжёлых изотопов и элементов.If we consider the results of calculations of changes in the isotopic composition and neutron kinetics in ten consecutive campaigns, we can see that the neutron kinetics and isotopic transformation in a closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle seem to be the most optimal and effective. The picture of the isotopic transformation can be divided into three groups. The first, most rapidly changing group is represented in figure 1 and is associated with the fission neutrons of the starting isotope 235 U and the accumulated 233 U, their prevailing absorption 232 Th (due to its high content) with the accumulation of the isotope 233 U, division 233 U and radiation capture neutrons them with operating time of 234 U. The subsequent capture of neutrons and the operating time 234 U isotope source 235 U. This "shortened closed loop" is intensively throughout the campaign closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle, and each campaign mainly opred It wishes to set up energy release kinetics and isotope neutron conversion of the fuel. The second group is presented in Figure 2 and is related to the content of 238 U, the radiation capture of neutrons by the 235 U isotope with the operating time of 236 U and the subsequent production of 237 Np, 238 Pu isotopes in successive neutron captures. The operating time of 236 U goes most intensively during the first campaigns due to the significant content of 235 U in the initial load, reaches saturation and then decreases as 235 U burns out. The absence of active isotopes in this group defines it as the main neutron-absorbing group. It is a transition region between pairs of active isotopes of 233 U, 235 U and 239 Pu, 241 Pu. Its operating time and the intensity of neutron absorption in it are an order of magnitude lower when using 233 U instead of 235 U in fuel, which is one of the main advantages of using 232 Th relative to 238 U as a feed isotope and provides an opportunity to reduce the operating time of younger actinides. The third group is represented in Figure 3 and is associated with plutonium isotopes. It can be seen that in the first campaigns the operating time of 239 Pu occurs at 238 U of the initial starting load. As the operating time of 238 Pu to 237 Np (starting from 236 U), the operating time of 239 Pu additionally increases. The division of 239 Pu by neutrons of any energy lowers its content and the production time of 240 Pu and subsequent isotopes and elements. A similar situation occurs with a pair of 241 Pu and 242 Pu. It is not difficult to see the relatively low intensity of production, isotope conversion and, accordingly, the secondary role of plutonium in the energy release in such fuel. However, the process of plutonium nuclear fission limits the production of americium, curium and isotopes of heavier elements. From FIG. 2 and 3 it can be seen that the use of uranium with a higher enrichment of 235 U isotope (reduced content of 238 U) in the starting fuel composition will be accompanied by a corresponding decrease in the production of the 239 Pu isotope and heavier isotopes and elements in the first campaigns. Therefore, in the starting load, it is advisable to lower the 238 U content (in the limit, to strive for 100% enrichment of uranium with the 235 U isotope) and thus reduce the production of the 239 Pu isotope and isotopes of more heavy isotopes and elements, respectively.
Из фиг.2 видно, что после каждой из трёх первых кампаний целесообразно выделять уран из облучённого ядерного топлива и путём изотопного разделения освобождать его от изотопа 236U до уровня 1-2% и ниже, соответственно обогащая его изотопами с более низкими массовыми числами. При этом в кампаниях уменьшается последовательное поглощение нейтронов 236U, 237Np, 238Pu (см. фиг. 2), что значимо улучшает нейтронный баланс и понижает расход 235U. Вместе с этим оптимизируется выход на равновесный изотопный состав замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла (с минимальным содержанием изотопов 236U, 237Np, 238Pu), в котором и будет работать будущая ядерная энергетика. From figure 2 it can be seen that after each of the first three campaigns, it is advisable to separate uranium from irradiated nuclear fuel and release it from the isotope 236 U to the level of 1-2% and lower by isotopic separation, thus enriching it with isotopes with lower mass numbers. At the same time, the campaigns decrease the successive neutron absorption of 236 U, 237 Np, 238 Pu (see Fig. 2), which significantly improves the neutron balance and reduces the consumption of 235 U. At the same time, the output to the equilibrium isotopic composition of the closed thorium-uranium-plutonium ion is optimized fuel cycle (with a minimum content of 236 U, 237 Np, 238 Pu isotopes), in which the future nuclear power engineering will work.
Выделенные изотопы 236U и некоторое количество 235U и 238U могут быть утилизированными на более поздних этапах замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла с лучшим нейтронным балансом. При этом сравнительно низкие количества нарабатываемых изотопов 237Np, 238Pu могут рециклироваться.Isolated isotopes236U and some amount235U and238U can be recycled in the later stages of a closed thorium-uranium-plutonium fuel cycle with a better neutron balance. At the same time, relatively low amounts of produced isotopes237Np238Pu can be recycled.
Таким образом, использование разделительной технологии при подготовке стартового (понижение содержания изотопа 238U) топлива и свежего топлива второй и третьей кампаний (понижение содержания изотопа 236U) качественно уменьшает наработку младших актиноидов 237Np, Am и Cm при стартовой загрузке реактора типа ВВЭР торием и высокообогащённым ураном. При этом понижаются содержание младших актиноидов в радиоактивных отходах и рециклируемом топливе, а также понижается потребление высокообогащённого урана.Thus, the use of separation technology in the preparation of the starting (lowering the 238 U isotope content) fuel and fresh fuel of the second and third campaigns (lowering the 236 U isotope content) qualitatively reduces the operating time of the younger actinides 237 Np, Am and Cm when starting the VVER reactor with thorium and highly enriched uranium. At the same time, the content of minor actinides in radioactive waste and recycled fuel decreases, and the consumption of highly enriched uranium also decreases.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018137321A RU2690840C1 (en) | 2018-10-23 | 2018-10-23 | Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018137321A RU2690840C1 (en) | 2018-10-23 | 2018-10-23 | Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2690840C1 true RU2690840C1 (en) | 2019-06-06 |
Family
ID=67037421
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018137321A RU2690840C1 (en) | 2018-10-23 | 2018-10-23 | Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2690840C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2163929C2 (en) * | 1999-01-25 | 2001-03-10 | Тумченок Виктор Игнатьевич | Disintegrator of cyanophyceae and associates of heavy and light water molecules |
| US20100034336A1 (en) * | 2008-08-08 | 2010-02-11 | Hitachi GE Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| RU2541516C1 (en) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Operating method of nuclear reactor in thorium fuel cycle with extended reproduction of isotope 233u |
| RU2619599C1 (en) * | 2016-05-20 | 2017-05-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u |
-
2018
- 2018-10-23 RU RU2018137321A patent/RU2690840C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2163929C2 (en) * | 1999-01-25 | 2001-03-10 | Тумченок Виктор Игнатьевич | Disintegrator of cyanophyceae and associates of heavy and light water molecules |
| US20100034336A1 (en) * | 2008-08-08 | 2010-02-11 | Hitachi GE Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| RU2541516C1 (en) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Operating method of nuclear reactor in thorium fuel cycle with extended reproduction of isotope 233u |
| RU2619599C1 (en) * | 2016-05-20 | 2017-05-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lung et al. | Perspectives of the thorium fuel cycle | |
| Zainuddin et al. | The factors affecting MTC of thorium–plutonium-fuelled PWRs | |
| RU2672565C1 (en) | Fuel assembly of the light water reactor, light water reactor core and the mox-fuel assembly production method | |
| JPH11295462A (en) | Fuel recycle system of high-speed neutron utilization furnace | |
| Morrison et al. | The effect of Am241 on UK plutonium recycle options in thorium-plutonium fuelled LWRs–Part I: PWRs | |
| RU2690840C1 (en) | Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle | |
| RU2619599C1 (en) | Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u | |
| Hong et al. | Characterization of a sodium-cooled fast reactor in an MHR–SFR synergy for TRU transmutation | |
| Puill et al. | Improved plutonium consumption in a pressurised water reactor | |
| KR102588913B1 (en) | Light water reactor uranium fuel assembly and nuclear fuel cycle operating method | |
| Elsheikh | Environmental Impacts of Molten Salt Reactors | |
| Hino et al. | Application of the resource-renewable boiling water reactor for TRU management and long-term energy supply | |
| Şahin et al. | CANDU reactors with reactor grade plutonium/thorium carbide fuel | |
| Rome et al. | Plutonium reload experience in French pressurized water reactors | |
| Galperin et al. | A competitive thorium fuel cycle for pressurized water reactors of current technology | |
| Wigeland et al. | Repository benefits of partitioning and transmutation | |
| RU2634476C1 (en) | Method of operating nuclear reactor in thorium fuel cycle with production of uranium isotope 233u | |
| Galahom | Analyze the effect of void fraction on the main operating parameters of the VVER-1200 | |
| Collins et al. | Preliminary Multicycle Transuranic Actinide Partitioning-Transmutation Studies | |
| Bays et al. | Deep burn fuel cycle integration: Evaluation of two-tier scenarios | |
| Lawrence et al. | Electronuclear Reactor | |
| Morrison et al. | The effect of Am241 on UK plutonium recycle options in thorium-plutonium fuelled LWRs–Part II: BWRs | |
| Youinou et al. | Improving Natural Uranium Utilization By Using Thorium in Low Moderation PWRs-A Preliminary Neutronic Scoping Study | |
| Shimizu et al. | Evaluation of the Applicability of Plutonium Transmuted From Minor Actinides by Fusion Reactor as Fertile Fuel in Boiling Water Reactor | |
| Kim et al. | Assessment of deep burnup concept based on graphite moderated gas-cooled thermal reactor |