Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350

Вырабатываемый реактором пар использовался на ТЭЦ для производства электроэнергии и на опреснительных установках для опреснения морской воды. Мангышлакский энергозавод, реорганизованный в 1978 году в МАЭК, был единственным в мире энергетическим комплексом, где, наряду с традиционными видами энергии (тепло, пар, электроэнергия) осуществлялось производство дистиллята, питьевой и технической воды, а также воспроизводство ядерного горючего, путем наработки в реакторе БН-350 плутония -239.

На многие годы МАЭК с реакторной установкой БН-350 стал визитной карточкой города Шевченко.

За время эксплуатации РУ БН-350 не произошло ни одного ядерного или радиационного инцидента.

Запланированный (проектный) срок службы реактора составлял 20 лет. Но удачная конструкция реактора, грамотная эксплуатация его позволила продлить срок службы до 25 лет, реактор и сейчас бы мог работать на мощности, если бы не крах промышленности в 90-х годах.

Опыт пуска, эксплуатации и результаты исследования нейтронно-физических и тепло-физических характеристик активной зоны реактора БН-350 был использован при сооружении реактора БН-600. Надежная работа АЭС с реакторами БН-350 и БН-600 была использована при разработке других проектов реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, в том числе реакторов типа БН-800 и БН-1600.

Конечно, будущее  ядерной энергетики за АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, позволяющих “сжигать” урановое топливо до 80 %, с замкнутым топливным циклом, позволяющим перерабатывать ядерное топливо и изготавливать тепловыделяющие элементы (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС) вблизи АЭС. В последние годы обоснована возможность использования быстрых реакторов, в том числе и на БН-350, наряду с эффективной выработкой электрической энергии, проведены экспериментальные работы по эффективному выжиганию наиболее потенциально опасной части радиоактивных отходов атомной энергетики – долгоживущих актиноидов. Тем самым открывается возможность радикального решения проблемы захоронения радиоактивных отходов атомной энергетики.

Реакторы на быстрых нейтронах позволяют использовать в качестве ядерного топлива также торий-232, которого на планете Земля больше чем урана.

В настоящее время многие страны (Китай, Южная Корея, Япония, Индия) развернули работы по созданию малой атомной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, свинец, свинец-висмут) мощностью от 80 до 300 МВт (электрической).

Атомный реактор БН-350 в плановом порядке был остановлен на перегрузку топлива в1998 г.

В 1999 году Постановлением Правительства Республики Казахстан реактор БН-350 был остановлен для вывода из эксплуатации. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) было выгружено из реактора БН-350 и упаковано в специальные герметичные чехлы, реактор приведен в ядерно- и радиационно- безопасное состояние.

Ведутся работы по приведению в безопасное состояние конструкции реактора, приведению натрия 1 контура в геоцементный камень и длительному захоронению.

Реактор БН-350 мог бы еще работать и по сей день на сэкономленном ядерном топливе. Жаль, что и это уникальное сооружение, в котором можно было нарабатывать радиоактивные нуклиды, необходимые в медицине и технике, сжигать высокоактивные радионуклиды, утилизировать ядерные заряды «атомных бомб», обучать молодых специалистов ядерщиков, попало под политические амбиции, и было уничтожено.

В настоящее время, как Вы знаете, реакторная установка БН-350 приводится в состояние безопасного длительного хранения.

Тем не менее, и сейчас, в процессе снятия с эксплуатации, на БН-350 проходят апробирование самые современные методики, последние достижения ядерной отрасли. Мы по-прежнему впереди планеты всей. По-прежнему к нам едут со всего мира – из США, Великобритании, Японии и других стран, чтобы учиться, почерпнуть для себя новую информацию о технических новинках в ядерной области и снятии с эксплуатации БН-350.

В том, что замкнутый топливный цикл с использованием реакторов на быстрых нейтронах обеспечивает большую безопасность, решает также проблемы нераспространения ядерных материалов и позволяет достаточно эффективно решать вопрос обращения с радиоактивными отходами. 

На сегодняшний день в мире работает около 440 атомных энергоблоков, которые сосредоточены в 30 странах мира, из них 103 находится в США, 59 – во Франции, 55 – в Японии и 31 – в России. В настоящее время строится еще 30 энергоблоков, большая часть из них - в развивающихся странах.

На долю атомных станций сегодня приходится 16 % всей вырабатываемой энергии и по отдельным странам эти показатели сильно разнятся. Во Франции на долю ядерных электростанций сегодня приходится 78 % всей потребляемой в стране электроэнергии, а в Китае всего 2 %, однако, в последнее время, с учетом резкого роста энергетической зависимости, страны Азии занимаются поиском новых источников энергии, в том числе путем строительства новых АЭС.

В ближайшие десятилетия атомные станции станут одним из ключевых источников электроэнергии. К 2030 году число АЭС в мире по прогнозам МАГАТЭ вырастет на 60 %, а перспективы термоядерной энергетики пока заоблачные.

Наработка радиоактивных нуклидов в реакторе БН-350

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах обладают объективными возможностями для широкомасштабного производства радиоактивных источников высокой удельной активности (например, 60Со, иридия, хрома-51 и др.), что обусловлено большими плотностями нейтронных потоков в этих реакторах. Однако для реализации таких возможностей в производстве преобладающего числа радиоактивных нуклидов необходимо существенно "смягчить" спектр нейтронов внутри облучательных устройств. Так при облучении 59Со в активной зоне реактора БН-350 в течение 2 лет достигается удельная активность 60Со всего около 10 Ku/г что на порядок ниже требуемой. Предварительные расчёты показали, что введение замедлителя в виде гидрида циркония в облучательное устройство, размеры которого ограничены размером ТВС, позволяет достигнуть в тех же условиях удельных активностей порядка 100 Ku/г. Применение других замедлителей, например, Be, ВеО, С, как показал расчёт, менее эффективно.

На реакторе БН-350 проводился промышленный эксперимент с целью обоснования наработки 60Со в энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Были спроектированы и изготовлены экспериментальные облучательные устройства, представляющие собой ТВС бокового экрана, в которых имеется центральное отверстие для выемного контейнера (рис. 4 и 5). В выемном контейнере располагались элементы 59Со, окруженные слоем замедлителя из ZrH2 толщиной ~10 мм. 2 облучательных устройства были поставлены во внутренний боковой экран реактора БН-350 на (4 -:-7 t - интервалов между перегрузками) [2].

Перед постановкой облучательных сборок в реактор во время штатной

перегрузки был выполнен цикл реакторно-физических экспериментов с кратковременным выводом реактора на малый уровень мощности (~ 1 % N ном.). В результате экспериментов были измерены характеристики нейтронного поля и полей энерговыделения в реакторе с ТВС, содержащими замедлитель. Получены данные об удельных активностях 60Со при облучении в ТВС с замедлителем.

6. Описание экспериментов и полученные результаты.

Конструкция облучательное сборки и выемного контейнера показа­ны на рис. 4 и 5. Исследования велись с двумя такими сборками. Одна из них во время эксперимента облучалась в центральной ячейке ЗМО (ячейка 166) , а другая в первом ряду бокового экрана (ячейка 174). Картограмма загрузки реактора дана на рис. 6. Нейтронно-физические измерения проводились с помощью активационных детекторов, размещаемых в межтвэльном пространстве TBС. Ячейки, в которых располагались TBС с детекторами, показаны на картограмме (рис. 6). Измерения в ячейках 166 и 187 дают детальную структуру возмущения нейтронного поля, вносимого облучательной сборкой в ЗМО, а в ячейках 173, 174 и 175 - возмущения на границе ЗБО и экрана. На рис. 7 и 8 показано расположение ампул с детекторами в ТВС ячеек 173, 174, 175 и 166, 187, соответственно. Измерения в ТВС ячеек 34, 306, 157 и 158, нейтронные поля в которых не возмущены, дают результаты, используемые в качестве опорных для проведения расчетов [3].

Все детекторы располагались на уровне центральной плоскости реактора. В межтвэльном пространстве в каждой микроампуле размещали детекторы из урана-235 (90%) весом ~2 мг., из урана-238 (естеств.) весом 100 мг. и кобальта-59 (проволока). Кроме того, в ячейке 174 в центре выемного контейнера с гидридом циркония в центральной ампуле на уровне центральной плоскости реактора между дисками кобальта были заложены активационные детекторы из марганца, золота, никеля, вольфрама и кобальта в виде дисков. Схема расположения детекторов в центральной ампуле облучательной сборки показана на рис. 5. Облучение детекторов проводилось на мощности ~ 5 MВт (тепловых) в течение 2 часов. После извлечения микроампул с детекторами и измерительного контейнера из облучательной сборки (ячейки 174) измерительный контейнер в сборке был заменен на штатный. И было начато опытно-промышленное облучение двух облучательных сборок в I ряду внутреннего бокового экрана. Измерение гамма - активности облученных образцов проводилось на спектрометрической установке с Ge(Li) детектором и анализатором Nokia LP -4900. Энергетическое разрешение установки для гамма линии 1333 КэВ составляло 4 КэВ.

В результате проведенных измерений были получены следующие нейтронно-физические характеристики:

скорости реакций 235U (n,f), ест.U (n,f), 238U (n,f) , 238U (n,γ), 59Co (n,γ) по радиусу реактора; 

отношения сечений реакций нуклидов к сечению деления 235U: 238U (n, f), 238U (n,γ), 59Co (n,γ) в межтвэльном пространстве ячейки 174 (см. рис. 4);

- абсолютные значения чисел процессов (Ф¯) следующих реакций: 59Co (n,γ,), 58Np(n,γ), 186W(n,γ), 197Au(n,γ), 55Mn(n,γ) в центре контейнера с кобальтом, окруженного слоем гидрида циркония, в ячейке 174.

Все экспериментальные данные были приведены к единой геометрии облучения (поправка на высотное расположение). В случае необходимости вводилась поправка на самопоглощение гамма - излучения в материале детекторов (максимальная поправка составляла 27 % для линии 277,6 кэВ в детекторах из естественного урана). Пространственные распределения скоростей реакций нормировались на скорости реакций в ячейке 34 (см. рис.6). Погрешности измеренных распределений скоростей реакций и отношений сечений составляют 3-:-7 % (с доверительной вероятностью 0,95) и складываются: из среднеквадратичных погрешностей 6 - 8 серий измерений активности детекторов (1-:-5 %), погрешностей определения веса детекторов (0,5 -:- 1,5 %),  погрешности коэффициентов приведения к единой геометрии облучения и поп­равки на самопоглощения γ - лучей в детекторе (0,5 % и 1 % соответственно). При определении отношений сечений к этим составляющим погрешностей добавляются погрешности определения эффективности регистрации γ - квантов (2-:-3 %) и неопределенности используемых ядерных данных (1-:-3 %).

7. Проведение расчётов

Для расчётов наиболее широко использовался программный комплекс КРАБ-1 / I /, который широко используется в инженерных расчётах. Рассматривалось среднестационарное состояние реактора БН-350 с активной зоной 2-го типа загрузки. Расчёты велись в цилиндрической геометрии. В центр активной зоны помещалась экспериментальная ТВС с контейнером. Она разбивалась на следующие расчётные зоны:

I зона толщиной 3,5 мм - кобальт ; 2 зона толщиной 2,25 мм -стальные трубы + натрий ; 3 зона толщиной 7,5 мм - кольцо из гидрида циркония ; 4 зона толщиной 8,2 мм - чехол контейнера + канал + натрий ; 5 зона толщиной 11,3 мм - первый ряд твэл; 6 и 7 зоны толщиной 7,3 мм - второй и третий ряд твэл; 8 зона толщиной 7 мм включает в себя чехол экспериментальной ТВС + чехлы окружающих её ТВС ЗМО + натрий.

Остальные зоны - зона толщиной 263 мм, в которой гомогенно размешаны ТВС ЗМО и органы СУЗ; "чистая" ЗМО толщиной 254 мм, ЗБО - толщиной 212 мм ; боковой экран толщиной 471 мм и нейтронный подпор 300 мм. Этот вариант соответствует расположению экспериментальной ТВС в центре ЗМО.

Во втором варианте, описывающем постановку облучательной сборки в 1-й ряд бокового экрана, центральная экспериментальная ТВС окружалась слоем бокового экрана толщиной 5 см. Из этого варианта использовались для дальнейших расчётов только спектральные характеристики. Аксиальные лапласианы для расчётов были взяты из предварительных расчётов по программе СИНВАР-2. Использовались P1 и S8 - приближения в комплексе КРАБ-1. В качестве константной базы использовался комплекс APAMAKO-CI [3].

Две серии расчётов были проведены также методом Монте-Карло с групповым и подгрупповым описанием резонансной структуры сечений. С целью корректного учёта влияния резонансной экранировки сечений на изучаемые функционалы. Расчёты проводились по программам MMFК, МКРА и МССG, с их помощью рассчитывали спектральные характеристики и локальные возмущения нейтронных полей.

8. Сравнение экспериментальных результатов и данных расчёта

8.1. Удельная активность 60Co

Экстраполяция полученных в эксперименте результатов по актива­ции кобальта на интервал облучения до 2 календарных лет ( 7 t) при уровне мощности 750 МВт даёт максимальную удельную активность кобальта (в центре облучательной сборки): αмах = 107 Ku/г, усредненное значение по высоте облучаемого образца кобальта: α = 85 Ku /г (t – интервал времени между перегрузками).

В расчёте было получено (для ячейки 174) значение αpмах =110 Кu /гр., т.е. наблюдается хорошее согласие расчётных и экспериментальных данных, что явилось неожиданным, учитывая сложность проведения корректного расчёта.

По результатам относительных распределений скоростей реакций были определены отношения скоростей захвата кобальта в центре контейнера с гидридом циркония (ячейка 174) к скорости деления урана-235 в ячейках ЗБО 34 и 306, а также в ячейке 157 (симметричной ячейке 174) и ячейке 158 бокового экрана. Потоки нейтронов в этих ячейках не возмущены замедлением на гидриде

 циркония и сечение урана-235 в них может быть использовано в качестве опорного для определения сечения захвата 59Со. Соотношение потоков в этих ячейках и ячейке 174 опре­делялось расчётным путем по программе КРАБ-1.

Результаты такого определения сечения захвата 59Со в центре ячейки с гидридом циркония были усреднены по 4 мониторным ячейкам. Определенное таким образом экспериментальное значение оказалось на 8 % ниже расчётной величины, усредненной по данным полученным с использованием программ MCCG и КРАБ-1. Учитывая значительные сложности расчёта, связанные с учётом термализации спектра (вклад этой области составляет ~ 50 %) и блокировки сечений кобальта, согласие экспериментальных и расчётных величин представляется вполне удовлетворительным. Правомерен даже вопрос, не является ли это результатом компенсации различных погрешностей. Окончательный вывод можно будет сделать после дополнительных экспериментальных исследований.

Ядерные реакторы