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.

[Didro]

Торий в БН оптимален в экранах.

[Denis_Hliustin]

Торий в БН оптимален в экранах.

Хотелось бы подробнее услышать, зачем он там нужен. При замене U238 в бланкете на Th232 в нейтронном балансе исчезает множитель 1,1 от деления сырьевого нуклида. Какие изделия или ценные качества возможны на U233, недоступные на U235 и Pu239? У нас в Институте прорабатывается, среди прочего, подкритичный U233-ториевый стенд на 5 МВт. Приоритета он не имеет: нет уверенности нужно ли от уран-плутониевого направления отвлекаться. Разные мнения, делать ли его со свинцовым теплоносителем на быстрый спектр, или жидкосолевой с рабочей энергией нейтронов вблизи резонанса 0,3 электрон-вольта.

С точки зрения поглотить утечку быстрых нейтронов минимальной толщиной экрана, торий полезен:
group №1, En=10,5-6,5 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,01)/(0,00)
group №2, En=6,5-4,0 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,02)/(0,01)
group №3, En=4,0-2,5 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,04)/(0,02)
group №4, En=2,5-1,4 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,08)/(0,06)
group №5, En=1,4-0,8 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,14)/(0,13)
group №6, En=0,8-0,4 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,17)/(0,13)
group №7, En=0,4-0,2 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,19)/(0,15)
group №8, En=0,2-0,1 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,27)/(0,22)
group №9, En=100-46,5 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,42)/(0,35)
group №10, En=46,5-21,5 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,56)/(0,46)
group №11, En=21,5-10,0 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,75)/(0,60)
group №12, En=10,0-4,65 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (1,35)/(0,78)
group №13, En=4,65-2,15 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (2,10)/(1,20)
group №14, En=2,15-1,0 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (3,30)/(2,10)
group №15, En=1000-465 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (5,00)/(3,60)
group №16, En=465-215 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (11,0)/(4,50)
group №17, En=215-100 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (19,0)/(17,0)
group №18, En=100-46,5 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (28,0)/(15,0)
group №19, En=46,5-21,5 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (47,0)/(58,0)
group №20, En=21,5-10,0 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (12,0)/(82,0)
group №21, En=10,0-4,65 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,46)/(171)
group №22, En=4,65-2,15 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,67)/(0,54)
group №23, En=2,15-1,0 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,99)/(0,47)
group №24, En=1,0-0,465 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (1,45)/(0,58)
group №25, En=0,465-0,215 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (2,11)/(0,9)
group №T, En=0,0253 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (7,56)/(2,71)

Цифры БНАБ-1964, по более поздним групповым константам качественно картина та же.
Центральный вопрос в том, зачем вобще нарабатывать U233: возиться с ним можно долго, радиации много, а количество делящегося материала в процессе этого только уменьшается.

[VBVB]

Центральный вопрос в том, зачем вобще нарабатывать U233: возиться с ним можно долго, радиации много, а количество делящегося материала в процессе этого только уменьшается.

1. Радиактивность от правильно наработанного урана-233 в том же БНе будет гораздо меньше чем от топливного плутония из отработанной а.з. БН-600, но правда чуть более чем от наработанного оружейного плутония в бланкете. Индусы этот вопрос разбирали довольно плотно. Нужно просто использовать тонкие металлические пленки фильтров-конвертеров (никель, цинк и т.п.) в оболочке трубок стержней бланкета.
Можете у саровцев поинтересоваться, много ли радиоактивности от критсборке на уране-233 у них имеющейся (а ведь там уран-233 совсем не оптимальной чистоты).
2. Использование урана-233 в имеющихся ВВЭРах в варианте МОХа уран-233+ThO2 позволит работать на чуть меньшем обогащении топлива c чуть большей длиной топливной кампании.
Радиотоксичность урана-233 в ОЯТ будет на уровне плутония от уранового ОЯТ этого реактора.
Однако использованием уран-233-ториевого МОХа можем устранить такой геморный фактор как наработка изотопов америция и кюрия (их уже в имеющемся отечественном непеработанном ОЯТ сотни кг. имеются, а реальной технологии выделения нет). Пользы от этих актинидов сейчас нет, а проблемы с утилизацией жидких ВАО от переработки ОЯТ явно сушествуют.
3. Для БНа как такового торий как фертильный сырьевой элемент и наработка урана-233 преимуществ перед плутонием особых видимо не имеет, но переход на чисто плутониевый ЯТЦ (а.з. на плутонии и наработка плутония в бланкетах) явно создаст гору проблем с выделением и утилизацией минорных актинидов. В случае урана-233 эти проблемы минимальны по сравнению с его собственной радиактивность.

Сообщение отредактировал VBVB - 4.4.2013, 15:35