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

Исследование возможности выжигания младших актинидов (МА) в реакторе ВВЭР-СКД.

Реактор ВВЭР-СКД может эффективно использоваться в ЗТЦ, поскольку использует свой ОЯТ с добавлением небольшого количества плутония (оружейного или из бланкетов БН-реакторов). В нем может использоваться (U-Pu-Th)-топливные циклы [7].

При обращении с ОЯТ и РАО основным вопросом становится обращение с младшими актинидами (МА) к которым прежде всего относятся изотопы америция – Am241-243 и Cm242-245, которые определяют большую радиоактивность ОЯТ и РАО. Изотоп Np237 не отделяется от топлива, вместе с ним делится.

При переходе к ЗТЦ рассматриваются возможности выжигания МА в различных реакторах. В работе [9] исследуется возможность выжигания МА в реакторе БН-1200 с натриевым теплоносителем и быстрым спектром нейтронов.

МА обладают не только высоким тепловыделением и активностью, но и не вполне совместимы с технологией МОХ топлива: америций отличается повышенной активностью и он может «улететь» при спекании таблеток. Кюрий обладает высокой нейтронной активностью и тепловыделением (Am – высокой γ-активностью). Эти изотопы химически близки, их лучше выжигать вместе, предварительно смесь этих изотопов целесообразно выдержать 20-30 лет, чтобы спала активность и тепловыделение от Am241, 243.

Применительно к реактору БН-1200 исследуются два способа выжигания МА:

В части ТВС (выжигательные сборки – ВС ~ 10 % от общего количества) твэлы изготавливаются из смеси MgО + (Am + Cm)О2. Для увеличения мощности ВС в них добавляется часть твэл с МОХ-топливом из основного состава. Однако как показано расчетными исследованиями, в ВС за кампанию топлива МА выгорают только на ~ 45 % и, следовательно, такие твэлы нужно включать в дальнейший рецикл.

Для более глубокого выгорания МА, чтобы их оставалось после выгорания около 10 % и такие твэлы можно без дальнейшей переработки отправить на длительное хранение, предлагается «смягчить» спектр нейтронов в ВС размещением в центральной части гидрида циркония. Твэлы в этом случае изготавливаются из смеси ZrO + (Am + Cm)O2 – такая композиция не растворяется в кислотах и воде при длительном захоронении. В таких ТВС за кампанию (5 лет) МА выгорают и остается их ~ 10 ÷ 12 %. Однако введение гидрида циркония в ВС, приводит к смягчению спектра нейтронов в соседних рабочих ТВС и к увеличению их мощности в 4 - 5 раз, что недопустимо по условиям эксплуатации.

В реакторе ВВЭР-СКД есть зона с более мягким спектром нейтронов – ПЗ в которой можно размещать ТВС с МА с их эффективным выгоранием без каких либо дополнительных замедлителей.

Для более эффективного выжигания МА в ТВС ПЗ по отношению к исходному варианту ВВЭР-СКД предлагается [8]:

Перейти к безчехловым ТВС при сохранении состава топлива, количества, размеров и шага размещения твэл – 205 мм (как это указанно в п. 5);

В ПЗ наряду с рабочими ТВС размещаются ТВС в которых в двух периферийных рядах твэлы состоят из композиции 35 % ZrO + 65 % (Am + Cm)O2, остальные твэлы соответствуют рабочим;

Кампания рабочих ТВС ЦЗ и ПЗ составляет 5 × 300 эфф. суток с использованием ежегодных частичных перегрузок. ТВС с МА размещаются в 2-х последних рядах активной зоны и находятся там двойную кампанию (10 календарных лет) без перестановок, после чего выгружаются.

Поскольку ТВС с МА размещаются на периферии активной зоны, то достигаемые параметры в твэлах с МОХ-топливом за 10 лет: повреждающая доза ~ 60 сна и максимальная энерговыработка ~ 90 МВт·сут/кг т.а. не превышают проектных параметров.

Расчеты топливных циклов.

За 10 лет работы в реакторе ВВЭР-СКД накапливается ~ 1400 кг МА (из них 97 % Am и

3 % Cm) при стационарном режиме перегрузок при кампании 5 лет для рабочих ТВС и 10 лет для ТВС с МА. Часть накопленных МА распадается за 3-4 года выдержки ОЯТ в пристанционных хранилищах до переработки и фабрикации нового топлива.

Проведены расчеты топливного цикла в 3-х мерной гексагональной геометрии и 5-и групповом приближении. Учитывалось только выгорание Am.

На рисунке 5 приведены в угле симметрии 60° результаты расчетов энерговыработки Е МВт·сут/кг т.а. и неравномерности энерговыделения (Kq) по ТВС из которых 4 ТВС в ПЗ (№ 8, 23, 36, 45) с МА на конец кампании после 10-и лет работы при стационарном режиме перегрузок [8]. ТВС № 15, 28, 39 имитируют в расчетах наличие разделительной выгородки и соответствуют ее объему и составу.

В твэлах с МА за 10 лет выгорания остается ~ 12 % МА от начального значения и такие твэлы можно отправлять на длительное захоронение. Всего в 24 ТВС загружается 1230 кг Am241÷243. Таким образом все МА, которые накопились в реакторе за 10 лет работы могут за это же время выгореть и для этого нужно ~ 24 ТВС.

 


Рис. 5. Результаты расчетов энерговыработки Е МВт·сут/кг т.а. и неравномерности энерговыделения (Kq) по ТВС в угле симметрии 60° на конец кампании

Использование в реакторе ВВЭР-СКД твэлов с МА (в указанных количествах) можно сэкономить ~ 40 кг плутония в год, при этом не будет существенных изменений в неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне.

7. Тестовые расчеты выгорания и распределения энерговыделения в ТВС с использованием программ WIMS и MCNP.

Программа WIMS-D5 была создана для расчета макросечений в сборках реакторов с тепловым спектром нейтронов. В последствии она была модифицирована и расширена по количеству изотопов для расчета реакторов с более жестким спектром нейтронов. Однако, в ней не выдается детальное распределение энерговыделения по твэлам в ТВС. Поскольку спектр нейтронов в реакторе ВВЭР-СКД изменяется от теплового до быстрого, то необходимо тестирование расчетов и сравнение их результатов с использованием различных программ и библиотек ядерных данных.

В данном случае в качестве такого теста использовалась программа MCNP, основанная на методе Монте-Карло и в библиотеке микросечений которой используется непрерывная энергетическая зависимость.

Для расчетов были выбраны в ТВС ПЗ 3 участка с различной плотностью воды и температурой элементов из таблицы 3 с γН2О = 0,745 (№ 1); 0,62 (№ 2); 0,40 (№ 3) г/см3 с шагом 205 мм. Рассматривались рабочие ТВС с МОХ-топливом и ТВС с МА в которых два ряда твэлов состоят только из Am и с (Am + Cm).

Ядерные реакторы