Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать Опции

[Помм]

В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

[Помм]

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

[AtomInfo.Ru]

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

А чего, хороший и здравый вопрос! Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы.

При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут.

Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, чтобы выжать из них ещё больше, и доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%. Это известный контракт на дообогащение западного ОГФУ в России, о котором любят вспоминать зелёные.

[KTN]

можно ли использовать обедненный уран в Candu? хороший и здравый вопрос!
Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы. При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут. Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%.

Небольшое дополнение к дискуссии двухлетней давности.
С точки зрения физики, тяжеловодный замедлитель допускает использовать обеднённый уран для производства изотопов. Однако с точки зрения техники это затратный вариант, нецелесообразный в условиях наличия больших мощностей центрифуг и реакторов на быстрых нейтронах. Несколько слов, из чего такой вывод получается.

В формуле четырёх сомножителей для коэффициента размножения бесконечной среды, первый – eta урана применённого обогащения:

nu*Ef/Ea = nu5*Sf5/[Sf5+Sa5+(1/X)Sa8]

Для его оценки используем следующие микросечения:
Уран-238: (тепловые нейтроны)
Sa = 2,71 барн
Уран-235 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,42
Sf=583 барн
Sa = 101 барн
X = обогащение урана /в долях единицы/.

Подставляем цифры:
Для природного урана eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,0072)*2,7] = 1,33;
При концентрации 0,6% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,006)*2,7] = 1,24;
При концентрации 0,5% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,005)*2,7] = 1,15;
При концентрации 0,4% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,004)*2,7] = 1,03;

Теперь рассмотрим случай, когда топливо имеет небольшое выгорание.
Заменим уран-235 на плутоний-239 с КВ=0,8 используя сечения:
Плутоний-239 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,86
Sf=744 барн
Sa = 267 барн
Подставляя цифры получаем:
для концентрации 0,576% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,0072))*2,7] = 1,438;
При концентрации 0,48% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,006))*2,7] = 1,35;
При концентрации 0,4% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,005))*2,7] = 1,26;
При концентрации 0,32% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,004))*2,7] = 1,14;

Кроме того, коэффициент размножения реактора увеличится и за счёт уменьшения вылета тепловых нейтронов при более высоких сечениях плутония. Так появляется эффект «временного роста реактивности», когда в начале топливной кампании реакторов на природном и обеднённом уране реактивность растёт до тех пор, пока не наработались перекрывающие эффект осколки деления и плутоний-240.

Из цифр видно, что практически тяжеловодный реактор может работать на топливе со средним стартовым содержанием 0,5% U235, давая на выходе плутоний в концентрации порядка половины равновесной величины, для реактора на тепловых нейтронах с мягким спектром составляющей 2,8 кг Pu239/т.

Для реализации преимуществ этой концепции необходимы: высокое качество D2O по примесям H2O, цирконий без гафния для оболочек ТВЭЛов и непрерывная перегрузка топлива.

Коллегам в других странах хорошо известно, что ИТЭФ в своё время разработал проект канального тяжеловодного реактора ТР-1000 с CO2 – теплоносителем.
Получался расчётный КВ = 0,93 позволяющий в варианте замкнутого топливного цикла с полным возвратом плутония в реактор сжечь в реакции деления 10% добытого природного урана, производя электричество с нетто-КПД на уровне 25%. При концентрации урана-235 в обеднённом уране выше 0,45% природный уран при работе реакторов ТР-1000 вообще не расходуется.

Если концентрация отвального урана выше чем 0,45% то появляется возможность наработки плутония из обеднённого урана, для запуска быстрых реакторов. Это давно известно, однако по тяжеловодной тематике в соцлагере построен только КС-150 в Чехословакии. Более того, ИТЭФ сейчас находится в процессе ликвидации: при курчатнике создаётся авторитетная комиссия, которая возьмёт на себя ответственность за бесславный шаг. В обмен некоторым её участникам обещано избрание в член-корры Академии Наук.

Ни в коем случае не оправдывая планирующееся закрытие ИТЭФ, отметим почему тяжеловодные реакторы в специфике России не целесообразны:
1) Производство природного урана после отделения Казахстана и других республик упало с советского максимума 25.000 тонн в год до ~3.000 тонн в год, притом что потребление существующими реакторами 5.000 тонн в год без учёта нового строительства и экспорта. Чтоб хоть чем-то загрузить центрифужные заводы, стали грузить на вход обеднённый уран с отвалом повторной переработки 0,1%. Такой уран идеален для бланкетов БН, но непригоден для ТР.

2) В ВВЭР СКД тоже возможен КВ на уровне 0,9 причём если в тяжеловодных реакторах он достигается максимальной экономией нейтронов, то в СКД используется более простой и правильный путь: увеличение доли делений урана-238 быстрыми нейтронами.

3) Задача полного сжигания природного урана в реакции деления, лучше чем ТР решается быстрыми реакторами.

Таим образом техническая целесообразность строительства тяжеловодных реакторов для работы на обеднённом уране возникнет только у тех стран, где совпадут три фактора:
1. Дефицит природного урана при наличии его производства на собственной территории.
2. Малая эффективность и мощность (в тоннах ЕРР/год) заводов по обогащению урана при их наличии на собственной территории, приводящая к целесообразности высокой концентрации U235 в отвалах разделительного производства.
3. Отсутствие быстрых реакторов по каким-либо причинам, возможно по причине отсутствия нескольких тонн плутония для первых загрузок.
Только при совпадении этих обстоятельств целесообразно проектирование и строительство HWR на обеднённом уране.

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?