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?

[VBVB]

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?

Вполне возможно использовать загрузки энергетических тяжеловодников обедненным ураном и наработанным с них плутонием топливного качества (80-88% по 239Pu) в виде МОХа. Эта схема на бумаге неоднократно рассматривалась индийцами и пакистанцами. КВ получалось в таком варианте около 0,76-0,80. Причем по пакистанским расчетам выходило, что 238Pu на медленных нейтронах делился, а 240Pu частично конвертировался в делящийся 241Pu. Отработанное топливо невысокого выгорания с высоким процентным содержанием наработанного плутония-239 можно быстро пеработать. Выходило по расчетам, что плутоний раза по 2-3 последовально можно было пережигать до превращения его в плутоний реакторного качества с неудобными для изготовления топливных таблеток радиологическими характеристиками .
Насколько помню индусы на тяжеловодном ИРе комбинации плутония топливного и урана обедненного пробовали несколько раз.
Однако уж тогда проще на плутоний-ториевый МОХ тяжеловодник перевести и КВ иметь около 0,84-0,88. Ну а при наличии наработанного запаса урана-233 уран обедненный становится не столь важен для топливного цикла тяжеловодника. Поскольку на 233-уран-торий МОХе для CANDU и PHWR ожидаем КВ около 0,94-0,98.
Канадцы этот заманчивый аспект туманного будущего CANDU обсуждают последнее время в связи с перспективами разработки версии CANDU со сверхкритическим водным теплоносителем. Только вряд ли США так просто им репроцессинг ОЯТ позволит применять.
Т.е. обедненный уран может являться полезным фертильным компонентом гибридного топливного цикла для энергетического тяжеловодного реактора при переходе к финальному почти самодостаточному 233-уран-торий топливному циклу.
Однако при гетерогенной гибридной зоне в тяжеловоднике из таблеток на основе обедненного урана при стандартных выгораниях 5-6 ГВт*сут/тонну получается плутоний вполне пригодный для создания ЯО, что чревато проблемами разными для страны-эксплуатанта этого тяжеловодника.

Сообщение отредактировал VBVB - 17.12.2012, 15:01