МОХ-топливо, Перспективы внедрения в ЯТЦ РФ и проблемы Опции

[VBVB]

Предлагаю в этой теме обсуждать перспективы вхождения МОХ-топлива в ЯТЦ нашей страны.

[VBVB]

Вот для японского проекта Mitsubishi APWR пишут следующее.

The standard APWR is going through the licensing process in Japan and two (of 1538 MWe) are being constructed at the Tsuruga plant.
The next APWR+ will be of a 1700 MWe power and have full Mox core abilities.

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2014, 1:25

[asv363]

Т.е. разрабатываемая модель APWR+ будет способна работать на полной зоне из МОХ-топлива.
Вопрос появился, а что такого принципиально нового должно быть внесено в конструкции легководяного реактора, чтобы он мог безпроблемно работать на полной загрузке МОХ-топлива?
Какие-то тонкости в нейтронике, изменении нейтронного спектра и его плотности с соответствующим влиянием на СУЗ и ВКУ, или снижение управляемости при наборе мощности и в маневренных режимах?

Собственно, уважаемый VBVB, основные тонкие места Вы обозначили. На первый взгляд, будет другая нейтроника активной зоны. Потребуется большее количество ОР СУЗ, скорее всего, с большим весом стержней. Поскольку работу ГНЦ РФ-ФЭИ, рекомендовал уважаемый AtomInfo.Ru в сообщении №8, ещё в прошлом году, то на примере абстрактного ВВЭР-СКД, рискуя положить партбилет на стол:

Исследование особенностей U-Pu-Th топливного цикла и его применения для выжигания младших актинидов в водоохлаждаемом реакторе при сверхкритических параметрах с быстрым спектром нейтронов
А.П. Глебов, А.В. Клушин, Ю.Д. Баранаев, П.Л. Кириллов ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск

Из данных табл. 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда). Очевидно в реакторе с (U-Pu) топливной загрузкой нужно использовать ПС СУЗ с обогащенным бором, которые рассмотрены ниже с (U-Th) топливом, эффективность СУЗ в этом случае увеличивается в ~ 2 раза. Рассмотрено изменение реактивности О” К % (абс.) при обезвоживании реактора на начало и конец кампании (НК/КК) (табл. 2). Из полученных результатов видно, что при обезвоживании реактор переходит в подкритическое состояние в течении всей кампании.

Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного количества делящихся ядер (U5 + Pu9 + Pu41) в выгружаемом и в свежем топливе, составляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.

Однако, это для быстрого спектра нейтронов.

Для реакторов на тепловых нейтронах, основную роль будет играть ТКР (ТЭР) по топливу, ибо области резонансов у урана-235 и плутония-239 различны, микросечения захвата, поглощения, распада различны, плюс смещение и слияние резонансов. Естественно, если я правильно помню. Отнормировать на единичную мощность в 1000 МВт, затруднительно, по причине наличия геометрической составляющей, материала и высоты отражателя, добавки поглотителей того или иного вида. Однако, чуть ранее правильно написал уважаемый pappadeux.

Кстати, ВВЭР-1000, я бы, наверное, исключил.

P.S. Жду пояснений, где написал неправильно.

Сообщение отредактировал asv363 - 1.2.2014, 5:19