Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 Опции

[AtomInfo.Ru]

Верхняя натриевая прослойка помогает занизить пустотный эффект, но портит КВ. Схематично нашу прослойку можно в статье посмотреть.

Вот, кстати, правильно напомнили-то.
Это даже не прослойка. Чтобы побороть НПЭР, пришлось вообще верхний экран снимать. Соответственно, получаем проигрыш в КВ.

А были и некоторые другие идеи.
Один из вариантов, который я когда-то слышал - вернуться к Na-K, натрий с небольшой добавкой калия.

Ещё один разумный выход, хороший как для НПЭР, так и для КВ - поискать варианты уменьшения доли натрия в зоне.
Чем меньше натрия, тем меньше эффект от его опустошения/кипения, а также тем лучше для КВ.

[pappadeux]

То есть, если грубо, получается так: КВ растёт с ростом активной зоны (уменьшением утечки нейтронов) и понижением удельного энерговыделения (меньше теплоносителя в зоне).

несомненно

Из этого же опять же банально следует, что рыбка с удовольствием хорошо сочетается, но только в больших аппаратах (БН-1200, -1600, -2400, -4000), ибо можно увеличивать зону и отношение объём/периметр без пенальти для удельной мощности.

Ergo: нужны БОЛЬШИЕ аппараты.

оставив пока сказки о БН-2400/4000, есть оценки на сколько можно поднять КВ за счет уменьшения утечки при апгрейде аппарата от реальных 1200 до реальных 1600?

причем речь идет об аппаратах на примерно одинаковом технологическом уровне - скажем, оксидное топливо, боковые/торцевые экраны, нулевой пуст.коэф.

[AtomInfo.Ru]

Следующие пункты в списке факторов, важных с точки зрения повышения КВ, касаются СУЗов.

Между прочим, о них нередко забывают. Объёмная доля топлива - это понятно. Экраны - тоже очевидно. А ведь СУЗы находятся в зоне, по крайней мере, некоторые из них, и прямо влияют на нейтронное хозяйство.

[AtomInfo.Ru]

"Стремление к улучшению баланса нейтронов привело к внедрению в конструкцию реакторов БН топливных компенсаторов, состоящих из сырьевой (поглощающей) и топливной (делящейся) частей.

Воздействие этих компенсаторов на реактивность происходит без бесполезного поглощения нейтронов.
Кроме того, такие КП не приводят к сильным возмущениям нейтронного поля.

Задача разработки таких компенсаторов была решена для БН-350 с обеспечением времени работы между перегрузками - 2 месяца.

В БН-600 от этой идеи было сделано отступление. Для увеличения времени работы между перегрузками до 6 месяцев использованы поглощающие стержни из естественного карбида бора или окиси европия.
Однако их использование приводит к снижению КВ по сравнению с БН-350 на 0,06-0,07.

В дальнейших разработках принято решение возвратиться к топливным КП с усовершенствованием их конструкции для увеличения времени непрерывной работы до 4-5 месяцев.

В перспективных реакторах с более плотным топливом (карбид или металл) при более высоком значении внутреннего КВ (КВа) с помощью топливных КП, по-видимому, без особых усилий удастся добиться времени непрерывной работы в течение 1 года.

Во всех известных нам проектах LMFBR используются только поглощающие компенсаторы выгорания (как правило, карбид бора).

В различных проектах LMFBR большая по сравнению с БН часть объёма занята ячейками СУЗ, особенно ячейками аварийной защиты.
Это связано с тем, что в иностранных проектах используется, как правило, естественный карбид бора, в результате чего на одинаковый с БН запас реактивности требуется больший объём.

Применение в реакторах БН обогащённого бора для стержней АЗ и компенсации температурно-мощностного эффектов позволяет ограничиться выделением меньшего объёма под эти стержни".

[AtomInfo.Ru]

Ремарка на полях.

По опыту работы с европием в БН-600 есть статья в журнале ИАТЭ №1'2011.
ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПОГЛОЩАЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ С ЕВРОПИЕМ В РЕАКТОРЕ БН-600 И ПЕРСПЕКТИВЫ ИХ ДАЛЬНЕЙШЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В ИННОВАЦИОННЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
В.Д. Рисованый*, Е.П. Клочков*, А.В. Захаров*, В.В. Мальцев**, А.И. Карпенко**, В.И. Оглезнев**, А.М. Тучков**, И.А. Чернов**
*ОАО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград
**Белоярская АЭС, г. Заречный
Доступ к ней - после бесплатной регистрации.

Оттуда несколько кусков.

"Европий имеет уникальные ядерные свойства, позволяющие использовать его в качестве поглощающего материала в органах регулирования ядерных реакторов самого различного типа, включая реакторы на быстрых нейтронах.
Наибольшее применение получили оксид европия и оксид европия в металлических матрицах, которые характеризуются высокой радиационной стойкостью и практически не распухают при реакторном облучении.
Наличие цепочки дочерних изотопов с высокими сечениями поглощения нейтронов обеспечивает практически неизменную физическую эффективность в течение 20–25 лет эксплуатации.
Оксид европия совместим со сталями до температур 1100–1200оС".

"В период с 1980 по 2005 гг. в реакторе БН-600 прошли эксплуатацию более 100 стержней КП-ТК (современное обозначение КС) и около 50-ти стержней АР (теперь РС) с композицией Eu2O3+Mo...
Максимальное время нахождения в активной зоне и максимальный флюенс нейтронов составили для КП 390 эфф.сут и 1,59e23 н*см^-2, для АР 510 эфф.сут и 2,43e23 н*см^-2, соответственно.
Все стержни СУЗ показали высокую работоспособность, не было ни единого случая отказа в их работе.

Материаловедческими исследованиями показано, что максимальное увеличение диаметра чехловых труб стержней КП-ТК не превысило 3%, а в местах шарнирных соединений 2,3%.
Отмечена эллипсность чехловых труб, что связано с неравномерностью распухания конструкционного материала.
Все поглощающие элементы сохранили целостность и форму.
Диаметры оболочек пэла увеличились до 1% вследствие высокотемпературного распухания.
Проведенные в НИИАР материаловедческие исследования позволили сделать рекомендации по увеличению времени эксплуатации стержней.
Основным фактором, ограничивающим ресурс стержней, является низкая радиационная стойкость стали ЭИ-847, из которой сделаны оболочки поглощающих элементов".

[AtomInfo.Ru]

Но в то же время!!!

"В конце 1980-х гг. в реакторе БН-600 был осуществлен переход на новые конструкции стержней КП-ТК, а в 2005 г. – стержней АР с карбидом бора с естественным содержанием по изотопам 10В и 11В.

Основная причина перехода заключалась в высокой наведенной активности радионуклидов европия с большим периодом полураспада, что создавало проблемы с обращением с отработавшими изделиями при транспортировке и длительном их хранении в бассейне выдержки.

Имелись случаи попадания радионуклидов европия в воду бассейна.

Это потребовало решения вопросов по безопасному хранению отработавших стержней с европием".

= = =

Так что идея с европием оказалась, как минимум, преждевременной. Уйти от (n,alpha) поглотителя не получилось.

[Обнинский]

По обогащённому бору была хорошая статья Рисованого.

[Dobryak]

По обогащённому бору была хорошая статья Рисованого.

Совместно с Радиевым институтом ПИЯФ создавал (на базе части своего бывшего гаражного хозяйства) опытную установку обогащению бора с технологией, усовершенствованной против анизольной криогенной ректификации. что была в ходу в Тифлисе. Речь шла о том, что на БН-800 уйдет почти весь базисный российский запас бора-10. Кажись, каким-то боком к этому был причастен и ФЭИ. Последние года четыре ничего об этом не слышал, есть какие новости?

[AtomInfo.Ru]

есть какие новости?

Раз пустили, значит, справились

А вот где в итоге его делали, как-то даже не задумывался. Надо будет спросить при случае.

[AtomInfo.Ru]

По обогащённому бору была хорошая статья Рисованого.

Да, хорошая, но ей уже 10 лет.

[Татарин]

оставив пока сказки о БН-2400/4000, есть оценки на сколько можно поднять КВ за счет уменьшения утечки при апгрейде аппарата от реальных 1200 до реальных 1600?

Чисто геометрически отношение объёма зоны к периметру растёт на 9%, но вот что это значит для нейтронного бюджета прикинуть на пальцах - заведомо слабо.

Стремление к улучшению баланса нейтронов привело к внедрению в конструкцию реакторов БН топливных компенсаторов, состоящих из сырьевой (поглощающей) и топливной (делящейся) частей.

Вообще, если бы в некоем абстрактном натриевом реакторе конструкция (и физика) реактора позволяла бы постоянную перегрузку на мощности, то нейтронный баланс использовался бы наилучшим образом, а регулирующих стержней требовался бы абсолютный минимум.

[AtomInfo.Ru]

Вообще, если бы в некоем абстрактном натриевом реакторе конструкция (и физика) реактора позволяла бы постоянную перегрузку на мощности

ЖСР с хлоридами
Только он не натриевый.

[Обнинский]

В перспективных реакторах с более плотным топливом (карбид или металл) при более высоком значении внутреннего КВ (КВа) с помощью топливных КП, по-видимому, без особых усилий удастся добиться времени непрерывной работы в течение 1 года.

В БН-1200 на нитридном топливе может получиться?

[Татарин]

Вообще, абстрактно размышляя, как-то само по себе получается, что нужен реактор на "сверхбольшом ТВЭЛе" - жидкотопливном. ЖСР или жидкий металл - не так уж важно.
Просто это следует из а) желания не связываться вдолгую с солями, б) требования сделать зону как можно более компактнее, повысить топливосодержание, но без последствия для теплоотвода из середины.


...
А дальше - просто шаг за шагом строго логически - вырисовываются остальные черты концепта.

Идея концепта: большой и относительно компактный ТВЭЛ, содержащий в себе ВСЁ топливо активной зоны + встроенный стержень регулирования (именно так, в единственном числе) и отвод ГПД. Поскольку всё это требует замены, нет причин не менять это целиком.
Это радикально решает ВСЕ проблемы с коррозией в ЖСР, ибо ВСЕ поверхности, контактирующие с коррозионно-опасной солью подлежат периодической замене.
Это же радикально решает ВСЕ проблемы с материалами: мало того, что стенки ТВЭЛа находятся в зоне минимальных нейтронных потоков, они ещё и подлежат относительно частой (раз в несколько лет) замене.
Это решает проблемы чистоты: вся соль аккуратно сидит в своей бочке и никуда оттуда не течёт. Если бочку убрать, то за исключением небольшого числа слабоактивированных конструкций, всё в реакторе чистое. Что облегчает обслуживание, демонтаж, замены и т.п. Ну а переработку соли - вынести в совершенно отдельное место, и даже там дело иметь уже с "остывшей", в миллионы раз менее активной гадостью, не сразу из реактора, а уже через годы.
Реактор можно сделать кипящим (генерация пара на поверхности ТВЭЛа, что заодно позволяет более интенсивный теплоотвод) и одноконтурным (читать как "дешёвым").

Выглядит вполне себе хипстерски, стартапно и инновационно, КМК. После пары стаканов разбавленного фреша и смузи нужно звонить Биллу Гейтсу.

[AtomInfo.Ru]

У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения.

[Syndroma]

Дак это же ThorCon. Только они ещё содержимое этого ТВЭЛа прокачивают через парогенератор. И меняют раз в 4 года сразу ТВЭЛ, парогенератор и ГЦН.

[Татарин]

У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения.

Да. И, КМК, это серьёзное преимущество.
Потому что максимальный нейтронный поток, высокие тепературы и радиационные нагрузки сосредоточены в центре, где нет конструкционных материалов. Ну, вообще нет. То, чего нет - не может испортиться.
А если где-то прибудет, значит, где-то убудет. В данном случае - у стенок ТВЭЛа, чего и добивались.

[Татарин]

Дак это же ThorCon. Только они ещё содержимое этого ТВЭЛа прокачивают через парогенератор. И меняют раз в 4 года сразу ТВЭЛ, парогенератор и ГЦН.

Ладно, получается, что к Биллу уже поздно.

Смущает только "одноразовый" ГЦН, но, наверное, его можно сделать вполне себе недорогим (на фоне ядерного топлива).

[Syndroma]

Ну, ладно, ГЦН не целиком меняют. И не парогенератор, а первичный теплообменник. Но в целом всё похоже.

[LAV48]

То, чего нет - не может испортиться.

А топливо не разложится на "фракции"? В смысле не случится ли химического разделения, а в последствии физического...