Повышение КВ БН относительно модели Бейкера, сколько процентов роста в том или ином слагаемом Опции

[KTN]

Методы повышения КВ быстрого реактора относительно модели Бейкера
Сколько процентов роста КВ в том или ином слагаемом

В 1969 году Бейкер в рамках деятельности МАГАТЭ предложил тестовую модель реактора на быстрых нейтронах /Baker A.R. Specification of a Standard Reactor Calculation. IAEA, 7-th July, IAEA, 1969/. Задача модели – сравнить КВ, получающийся при использовании различных систем констант нейтронных сечений нуклидов и расчетных методик. Тестовая расчётная модель представляет собой сферический реактор с радиусом активной зоны 84,2 см и отражателем толщиной 45,72 см. Концентрации в активной зоне, в единицах 10**24 (см**-3) составляют
топливо: 0,0072;
кислород: 0,0144; (применён UO2)
нержавеющая сталь: 0,011;
натрий: 0,0123;
Концентрации в экране:
U238: 0,012;
Pu239: 0,00012;
кислород: 0,024;
нержавеющая сталь 0,011;
натрий 0,0069;
В 1971 году было проведено сравнение результатов расчётов этой тестовой модели, полученных 17 лабораториями из 10 стран /Baker A.R., Hammond A.D. Calculations of a Large Fast Reactor. A comparison of Results Organized by the IWG on Fast Reactors of the IAEA. TRG report 2133 ( R ). Vienna, IAEA, 1971/. Сравнение выявило многие нестыковки в старых константах, например в немецкой системе нейтронных групповых констант плутоний-240 давал положительный вклад в реактивность на спектре этого реактора (во всех остальных – отрицательный).
Условиями теста предусматривался расчёт трех вариантов реактора, различающихся составом топлива.
А: топливо состоит из U238 и Pu239;
В: топливо состоит из U238, Pu239 и осколков деления (n= 0,00072);
C: топливо состоит из U238, Pu239, Pu240 и осколков деления с той же плотностью, что и в варианте В. Отношение концентраций Pu239 к Pu240 равно 2:1.
Сравнивались загрузка Pu239 и «физический коэффициент воспроизводства», определённый тестом как отношение темпов появления и ухода нечётных изотопов плутония. Использование системы констант ENDF/B-IV дало массу 973 килограмма плутония-239, при которой модель Бейкера имеет К=1. Коэффициент воспроизводства по ней получился 1,28.
Эта цифра не учитывает бетараспад Pu241=>Am241, поглощение в регулирующих стержнях, потери при радиохимической переработке и другие факторы реального замкнутого топливного цикла. Осколки деления при выгорании 100 килограмм на тонну дают вклад в КВ –0,15.
Константы БНАБ-70 дают для модели Бейкера КВ=1,346 то есть на 0,066 больше. По ним рассчитывался не оправдавший ожидания БН-350, проектировавшийся на КВ=1,5 а показавший КВ около единицы на плутонии и ниже единицы на уране-235.
При использовании БНАБ-78 у модели Бейкера КВ=1,29.

Методы повышения КВ

Вопрос у меня в следующем. Предположим, что модель Бейкера оптимизирована в основном на теплофизику, гидравлику и механическую прочность АЗ. В таком случае, сколько процентов потенциала роста КВ содержится в том или ином очевидном способе его увеличения? Перечислим эти способы.

1. Плотное топливо вместо UO2: карбидное UC, нитридное UN, силицидное U3Si. Фактор самый очевидный, поскольку UO2 имеет несколько преимуществ, ни одно из которых в быстрых реакторах не используется: химически не взаимодействует с водой, кислород не поглощает тепловые нейтроны, допустима температура до 2800 цельсия. Однако альтернативные топлива менее изучены во всех возможных ситуациях, а нитридное сильно поглощает тепловые нейтроны и не может использоваться в тепловых реакторах.

2. Металлический уран в зоне воспроизводства. Нужно обеспечить, чтобы во всех режимах кроме МПА температура экрана и теплоносителя не превысила 660 цельсия при которой уран переходит в бета-фазу кристаллической решётки. 660 градусов довольно близки к рабочей температуре натрия, а в перспективе её надо повышать для увеличения КПД паровой турбины.

3. Уменьшение объёмной доли натрия. Это может ограничить теплосъём, увеличится загрузка плутония на МВт электрической мощности.

4. Свинцово-висмутовый /Тпл=127 цельсия/ или гелиевый теплоноситель вместо натрия. Считается, при переходе с натрия на свинец выигрыш в КВ 0,15. С другой стороны, может увеличиться длительность топливной кампании. У БРЕСТ-300 она около 5 лет в реакторе плюс выдержка, радиохимия и рефабрикация ТВЭЛов. Увеличится доля бетараспада плутония-241 в америций.

5. Уменьшение толщины оболочки ТВЭЛ. В БН-600 она 300 (+-30) микрон, в сплаве хром, никель, титан. При уменьшении толщины оболочки должно учитываться явление массопереноса по первому контуру.

6. Непрерывное удаление осколков деления. Насколько перспективными сейчас считаются жидкосолевые реакторы и реакторы с жидкометаллической АЗ без теплоносителя?

7. Если при работе реактора или при рефабрикации топлива производить разделение изотопов плутония, удаляя чётные изотопы, изотопный состав улучшится и КВ вырастет.

8. О других методах пока умолчим.

Интересует, насколько правдоподобна оценка: первый фактор 0,1; второй 0,05; третий 0,1; четвёртый 0,15; пятый 0,05 а очень эффективные шестой и седьмой не осуществимы при нынешнем технологическом укладе.

[VBVB]

to KTN
По обсуждаему вопросу может полезной оказаться следующая статья.
W. S. YANG. Fast Reactor Physics and Computational Methods. // NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, VOL.44 NO.2 MARCH 2012
http://www.kns.org/jknsfile/v44/JK0440177....4b40853e16fe3d7

[KTN]

W. S. YANG. Fast Reactor Physics and Computational Methods. // NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, VOL.44 NO.2 MARCH 2012 http://www.kns.org/jknsfile/v44/JK0440177....4b40853e16fe3d7

Технический вопрос по сайту www.kns.org такой появился:
cайт поддерживает свободное скачивание *.pdf, в связи с этим, в чём преимущества регистрации там, учитывая что она не бесплатная: в возможности присылать свои публикации, или ещё что-то?

Каким образом перечислять туда регистрационный взнос: через карту VISA в корейской валюте, или в долларах тоже можно?
Может быть кто знает и может подсказать.

[Denis_Hliustin]

В продолжение темы. Число нейтронов испускаемых при делении важнейших нуклидов, по версии БНАБ-1964:

Th232: 1,95 + 0,14*En
U233: 2,49 + 0,13*En
U234: 2,37 + 0,13*En
U235: 2,42 + 0,135*En
U236: 2,38 + 0,135*En
U238: 2,40 + 0,14*En
Pu239: 2,87 + 0,13*En
Pu240: 2,80 + 0,13*En
Pu241: 2,96 + 0,135*En
Pu242: 2,85 + 0,135*En

Здесь En - энергия нейтрона в Мэвах. Характерные величины 0,2 Мэв для натриевого бридера без внутрикассетной гетерогенности, и 0,8 Мэв для СВБР.
В контексте сравнения ториевого и плутониевого циклов, было измерено размножение нейтронов спектра деления в бесконечной среде U238: этот коэффициент оказался равен 1,17. В случае тория порог выше а сечение под ним ~втрое ниже, поэтому аналогичный коэффициент порядка 1,05 и для практических конструкций мало отличим от единицы.

Минимальное обогащение бесконечной среды урана-238, когда возможна цепная реакция, соответствует наличию 5,56% U235 либо 4,5% Pu239.
Однако в связи с тем что уран-238 имеет одно из самых больших сечений неупругого рассеяния с нижним уровнем около 50 кэв, было обнаружено, что при таком высоком разбавлении ураном-238 /не говоря уже про сталь, легкоатомный теплоноситель и т.д./ воспроизводящие свойства быстрого реактора на уране-235 мало отличаются от случая на тепловых нейтронах. При этом разбавлении, даже в отсутствии других ядер в АЗ, Nu235=2,47; (бс/бf)=0,23 /больше чем на тепловых нейтронах/. Eta_235 = 2,01 /меньше чем на тепловых нейтронах/.

В случае Pu239 на спектре БР-5 было измерено alfa=0,10(+-)0,03 для центра активной зоны и alfa=0,19(+-)0,02 для края активной зоны реактора.
На плутонии-239 картина несколько лучше благодаря тому, что уже с энергии нейтронов 50 Кэв воспроизводство становится выше чем на тепловых нейтронах. В случае U233 и U235 соответствующая граница находится на 400 Кэвах, причём даже при 800 Кэв превышение воспроизводства над случаем тепловых нейтронов незначительное.
Практически из этого следует, что после добычи природного урана, первую загрузку с выделенным ураном-235 целесообразно помещать не в БН или СВБР, а в специализированный легководный реактор имеющий КВ~0,8 плутоний которого используется затем в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями.

Среднегрупповые eta для U233, если не учитывать неупругое рассеяние, получаются завышенные в группах с 1-й по 9-ю.
Посчитал их в таком варианте специально для энтузиастов ториевого цикла
group №1, En=10,5-6,5 Mev: ETA = 3,35
group №2, En=6,5-4,0 Mev: ETA = 2,98
group №3, En=4,0-2,5 Mev: ETA = 2,73
group №4, En=2,5-1,4 Mev: ETA = 2,57
group №5, En=1,4-0,8 Mev: ETA = 2,49
group №6, En=0,8-0,4 Mev: ETA = 2,40
group №7, En=0,4-0,2 Mev: ETA = 2,31
group №8, En=0,2-0,1 Mev: ETA = 2,25
group №9, En=100-46,5 kev: ETA = 2,21
group №10, En=46,5-21,5 kev: ETA = 2,12
group №11, En=21,5-10,0 kev: ETA = 2,10
group №12, En=10,0-4,65 kev: ETA = 2,05
group №13, En=4,65-2,15 kev: ETA = 2,01
group №14, En=2,15-1,0 kev: ETA = 1,99
group №15, En=1000-465 ev: ETA = 1,92
group №16, En=465-215 ev: ETA = 1,77
group №17, En=215-100 ev: ETA = 1,77
group №18, En=100-46,5 ev: ETA = 1,81
group №19, En=46,5-21,5 ev: ETA = 1,99
group №20, En=21,5-10,0 ev: ETA = 1,94
group №21, En=10,0-4,65 ev: ETA = 2,02
group №22, En=4,65-2,15 ev: ETA = 1,90
group №23, En=2,15-1,0 ev: ETA = 2,12
group №24, En=1,0-0,465 ev: ETA = 2,29
group №25, En=0,465-0,215 ev: ETA = 2,29
group №T, En=0,0253 ev: ETA = 2,26

Из этой таблицы следующие спорные выводы относительно задействования мировых запасов Th-232 в быстрых реакторах:
* практический КВ цикла Th232-U233 ниже единицы на промежуточных и быстрых нейтронах;
* переход на быстрые нейтроны не повышает КВ U233 по сравнению с тепловыми;
* заметно превысить КВ=1 на быстрых нейтронах и U233 можно только на жидкометаллической АЗ при непрерывном удалении осколков деления и сорных изотопов актиноидов.
* по сравнению с ториевым, в плутониевом цикле для нейтронов энергий уровня 200 Кэв изотопы-аналоги дают на ~0,4 нейтрона больше. Эти 0,4 нейтрона на ядро - совсем не лишние для коэффициента воспроизводства, они принципиально важны для превышения единицы, также как и добавка в виде множителя порядка 1,1 от деления U238.