ВВЭР и торий Опции

[AtomInfo.Ru]

Несколько интересных статей из Томска прислал один из участников форума, за что ему большое спасибо!

http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2004. Т. 307. No 7
В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян
Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торий-плутониевым и торий-урановым оксидным топливом

Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-ториевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам.

Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний.

Плутоний и высокообогащённый уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233.

Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованы так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний.

[AtomInfo.Ru]

http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-MA.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2005. Т. 308. No 1
В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян
Баланс актиноидов в торий-плутониевом ядерном топливном цикле на базе серийного легководного реактора

Изложена методика построения оптимальной схемы перемещения ядерного топлива, позволяющей организовать сверхдлинную компанию энергетического реактора.

Определён баланс актиноидов в торий-плутониевом топливном цикле, образованном 8-летними компаниями реактора ВВЭР-1000 при режиме движения топлива от периферии к центру активной зоны при частичном перемешивании в азимутальном направлении.

Определена оптимальная схема перестановок тепловыделяющих сборок, обеспечивающая рекордное значение выгорания ядерного горючего 94,4 гВт*сут/т при глубине выгорания 239Pu до 93,3%.

[AtomInfo.Ru]

http://atominfo.ru/files/th/U-Th-reso.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 5
И.В. Шаманин, А.В. Годовых
Структура резонансной области поглощения ядер 238U и 232Th и зависимости её параметров от температуры

Анализируются структуры резонансных областей в зависимостях сечений поглощения нейтронов от их энергии для чётно-чётных ядер 238U и 232Th.

Теоретически обоснованы преимущества использования 232Th в качестве сырьевого нуклида при изготовлении ядерного топлива перспективных реакторов.

В результате анализа установлены причины возрастания значений отрицательного температурного эффекта реактивности и оптимального водно-топливного отношения в тепловых реакторах в случае использования торий-содержащих ядерных топливных композиций.

[AtomInfo.Ru]

http://atominfo.ru/files/th/Pu-U-Th-parameters.pdf

Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1
В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров
Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов

Анализируется возможность безопасного хранения сплавов сырьевого нуклида Th-232 с основными нечётно-чётными нуклидами U-235 и Pu-239.

Получены соотношения для определения предельно допустимых значений концентрации ядер урана и плутония в сплавах, приведены результаты нейтронно-физических расчётов.

[generalissimus19...]

http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-MA.pdf

То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым?
Авторы приводят значения 0,672 − 0,346 − 0,210 % для урановой − смешанной − торий/плутониевой загрузок.

Вообще, в трёх статьях я нашёл только одно упоминание о доле запаздывающих нейтронов и ни одного слова об управлении реактором с такой загрузкой.

[AtomInfo.Ru]

То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым?

Строго говоря, всё не слишком хорошо.
Поэтому смотреть желательно в комплексе - какие могут быть возмущения в реакторе и каковы возможности системы регулирования.

[Didro]

То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым?
Авторы приводят значения 0,672 − 0,346 − 0,210 % для урановой − смешанной − торий/плутониевой загрузок.

А может ответ поискать в стандартной топливной компании тех же ВВЭР?
Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?
Вопрос вроде много раз муссировали в темах про МОХ, БН и ЯТЦ ?

[AtomInfo.Ru]

Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?

Урановая зона в ВВЭР всё-таки собирается из кассет разных лет.
То есть (особенно к концу кампании) там есть хорошо прогоревшие кассеты, чей состав приближается к MOX'у (но только приближается, всё-таки в MOX 235U отвального количества).
Но есть и кассеты первого года, где плутония ещё мало.

[AtomInfo.Ru]

Не могу сейчас найти ничего особо путного, поэтому из интернета ссылка.

https://www.oecd-nea.org/science/pubs/2006/...224-burn-up.pdf


Некий анализ 440-ого с выгоранием. Для общей картины - видно, что с выгоранием у них бета максимум падает на одну тысячную, даже чуть меньше.
Даже до MOX-овских величин бета не доходит.

[AtomInfo.Ru]

Вообще, в трёх статьях я нашёл только одно упоминание о доле запаздывающих нейтронов и ни одного слова об управлении реактором с такой загрузкой.

В хвосте первой ссылки http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf - начало статьи, где тема дефицита запаздывающих нейтронов, очевидно, разбирается. Увы, только самое начало этой статьи.

[AtomInfo.Ru]

В хвосте первой ссылки http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf - начало статьи, где тема дефицита запаздывающих нейтронов, очевидно, разбирается. Увы, только самое начало этой статьи.

Ну вот и она. Спасибо быстро откликнувшемуся участнику форума!

http://atominfo.ru/files/th/delayed.pdf

[ВОВИЩЕ]

Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?

0,63 => 0,56

[AtomInfo.Ru]

0,63 => 0,56

По реактору в целом.

А вот если взять одни только кассеты с самым глубоким выгоранием...
Например, если имеем в такой кассете поровну 235U и 239Pu, то бету-эфф для неё грубо-прикидочно получим (0,0064+0,0021)/2 = 0,00425.

[Pakman]

Одна касета реактор не взорвёт.

[AtomInfo.Ru]

Одна касета реактор не взорвёт.

Не взорвёт, всё правильно.

Но желательно помнить, что beta-eff и проч. - это параметры точечной кинетики, в которой реактор представляется материальной точкой.

Поэтому, строго говоря, для полной уверенности считать надо пространственную кинетику, то есть, решать, например, нестационарное уравнение диффузии с запаздывающими нейтронами.

[Pakman]

Я - за стационарные решения.

[KTN]

если взять одни только кассеты с самым глубоким выгоранием...
Например, если имеем в такой кассете поровну 235U и 239Pu, то бету-эфф для неё грубо-прикидочно получим (0,0064+0,0021)/2 = 0,00425.

Реакторы на быстрых нейтронах, и частично ВВЭРы, могут иметь повышенную бету благодаря делению урана-238 у которого доля запаздывающих нейтронов 1,35%.
Умножение нейтронов ураном-238 может иметь значение порядка 1,07 в ВВЭРах на оксиде урана, и до 1,17 в бесконечной среде металлического урана-238.
В отличие от урана-238, торий-232 нейтронами деления практически не делится.

Один из классиков делал в трудах опечатки: вместо "торий" писал "теорий". Прошло 60 лет, и это остаётся справедливым. Для ядерного ракетного двигателя нагревающего водород, уран-233 тоже не имеет преимуществ перед ураном-235.

[AtomInfo.Ru]

могут иметь повышенную бету благодаря делению урана-238

Никто и не спорит с этим, я ж написал, что "грубо-прикидочно".

Конечно, 238U ещё немного повысит бету. Но всё-таки это не радикальное изменение.

[Didro]

Тогда уж дополню малость, для полноты картины β:

Pu239 - 0,0021
U233 - 0,0026
U235 - 0,0064
U238 - 0,0157
Th232 - 0,0220


Другое дело что в ВВЭР вклад деления U238 5-7%, а Th~1,5-2%, а при увеличении доли воды еще снизится.

[VBVB]

Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1
В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров
Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов

Какая довольно странная статья.
Идет речь о топливных сплавах 235U-232Th 239 и Pu-232Th. Но в каких же реакторах такие сплавы предполагается использовать?
В ВВЭРах, БНах, РБМК? Так ни в одном из этих типов энергетических реакторов металлическое топливо не используется и в ближайшее время не предполагается к использованию.
Или обсуждаемые сплавы с содержанием делящихся нуклидов до 18% - это основа для перспективных топливных сплавов для транспортных ЯЭУ?