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.

Небольшой комментарий.



И металл. U(90%)Zr(10%) или что-то подобное.

Карбид вызывает сомнения после того, как от него внезапно отказались индийцы (мировые рекордсмены по глубине выгорания и переработке карбида).



Похоже. В СВБР по памяти получается примерно такая разница в КВ при переходе от оксида к нитриду. При оксиде КВ на несколько сотых меньше единицы, при нитриде - на несколько сотых больше.



Спрашивали вроде бы заводских (центрифуги). Ответ был примерно такой - взяться можно было бы, но все технологические линии окажутся загаженными плутониевыми холдапами и пр., и для нормальных урановых заказов будут потеряны.
Но в принципе, вроде бы, не совсем фантастично. Возможно даже, что примерно одинаково по неосвоенности с нитридным топливом.



Вам сюда бы появиться http://atominfo.ru/newsb/k0824.htm

Вполне сейчас осуществимы многие проекты ЖСР. Поскольку куда ранее жидкосолевики уже работали в виде прототипов.
Судя по резко возросшему числу зарубежных и отечественных публикаций по жидкосолевикам в последний десяток лет, перспективность ЖСР довольно высокая.
Интересуются разработками ЖСР много стран. И даже те же голландцы, чехи, итальянцы и турки. И проекты разные выдают различной степени новизны и фантастичности.
Но куча тонких вопросов в перспективах промышленой эксплуатации у ЖСР имеется.
1) Высокая корозионная активность фторидных и хлоридных солей. Имеются выраженне проблемы с конструкционными материалами.
2) Высокий нейтронный флюенс в ЖСР приводит к прогнозируемым срокам эксплуатации корпусов около 35-40 лет (в оптимистичном приближении).
3) Для ЖСР с термальным спектром выраженная деградация графита будет достигаться за 4,5-6 лет.
4) Термогидравлика солевых топливных смесей и мнгих солевых теплоносителей изучена недостаточно.
5) Схема периодического репроцессинга солевого топлива для выделения паразитных оскольков деления на основе технологии летучих фторидов не очень удобная на практике.
6) Опыт работы с солевыми ядерными топливными смесями у многих стран отсутсвует целиком. Его имеют специалисты из США, Франции, Чехии, Японии и наши.
Если кто и построит сейчас среднемощный ЖСР, то это скорее всего могут оказаться или французы или американцы. Последние все таки имеют практический опыт разработки и опытной эксплуатации ЖСР, правда носители этого опыта бытро вымирают.
В целом, ЖСР-наработчик урана-233 из ториевого сырья может являться может являтся довольно нужным и хорошим промышленным аппаратом для товарищей из некоторых ЗАТО, поскольку при опытной эксплуатации потребует высокой квалификации и инженерной смекалки персонала. Кажется, что как энергетический реактор на сегодняшний день ЖСР не выдержит конкуренции с тепловыми PWRами или БНами. Ни по экономическим параметрам, ни по технологическим.

США и СССР проводили работы по разделению изотопов плутония в килограммовом количестве. В основном методом электромагнитной сепарации, хотя американцы и лазерные технологии пробывали, но без заметного успеха.
Как минимум пробные работы по разделению изотопов плутония в милиграммовых количествах проводили французы, японцы, немцы и южнокорейцы.
Общий итог по этим работам: разделению изотопов плутония реально, технически возможно, но экономически неоправданно (для целей ЯОК). С точки зрения получения чистых препаратов плутония-242 или плутония-244 для аналитических методик или наработки трансуранидов, подобного рода затраты вполне приемлемы.
Но никакие КВ около 1.5 для быстровика на чистом 239Pu-MOX не окупят сверхзатратные работы по фракционированию изотопов плутония.

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

Хороший сайт, статья тоже понравилась. Часть цифр, взятые автором из других источников, выглядят спорными, в частности на стр.180 в таблице 2. Формула (4) на стр. 179 чаще пишется в других обозначениях в виде C=(eta)*(eps)-1.
В целом эта работа отличное пособие для студентов.

Однако для проекта БН-1200 ОКБМовцы дают увеличение КВ с 1.2 до 1.45 при переходе с плутониевого МОКСа на смешанный нитрид.
(Оценка эффективности конструкторских решений быстрых натриевых реакторов и их развитие в новых проектах. Васильев Б.А. ОАО «ОКБМ Африкантов». МНТК-2010)
http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/...ye/vasiliev.ppt

может быть, дело в плотности потока нейтронов? у БН-1200 она раза в три выше...

А может дело в хитрой компоновке бланкетов БН-1200?
Хотя может быть просто воспевания "всемогущего нитрида", что БН-1200 прикрепить к госфинансам с учетом последних перекосов в направлении "Прорыва"...

в компоновке а.з. БН-1200 вроде бы ничего особо хитрого нет - http://imglink.ru/show-image.php?id=66c831...736864e167f27d9
на попытку присосаться к гос.финансам тоже непохоже, т.к. такие же оценки КВ на нитриде встречались в презентациях ОКБМ и в 2009 году, когда Адамов и компания еще не пытались прорваться через тернии к звездам :-)

Да эта цифра КВ 1.45 на смешанном нитриде для БН-1200 везде фигурирует и давно, однако помнится мне, что в индийских публикациях оценивалось, что практический выход на КВ 1.45-1.50 для перспективного гигаватной электрической мощности БНа возможен лишь для плутоний-уранового нитрида с плутонием оружейного (не топливного) качества и при использовании высокообогащенного 15N.
Т.е. для реального случая использования топливного плутония в (PuxU1-x)N при азоте обычного изотопного состава КВ для БНа должно быть на уровне 1.38-1.41. Ну а практический КВ с учетом потерь 241Pu за время выдержки ОЯТ и потерь при переработке будет заметно ниже.
Т.е. обмана по цифре КВ=1.45 может и нет, но лукавство присутствует. Как понимаете такая большая величина КВ уж очень способствует расчетам экономичности БН-1200.

Не знаю, откуда 1.45 берётся.
Прорыв обещает на нитриде максимум 1,35.

Кстати, к первому посту. По первому пункту (переход на плотное топливо) Прорыв обещает выигрыш в КВ 0,15.

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.

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.

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.

1,1 для АЗ или бланкета?
Ценность U233 всем известна - самая минимальная зависимость от энергий нейтронов.

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.

Для производства дополнительного делящегося материала из сырьевого элемента нужен высокий КВ.
Бридер, при КВ>1 сжигая уран-238 или торий-232, превращает часть ядер в осколки деления, часть - в делящийся материал.
Отношение масс дополнительного плутония к начальному урану-238 соответствует функции:

(m_239)/(m_238) = (КВ-1)/(КВ+1).
Имеется в виду КВ цикла, с учётом распадов и потерь химпереработки.
Крайние случаи:
при КВ=0 сколько сгорело, настолько и убавилась масса делматериала в цикле;
при КВ=1 уран-238 делится, а дополнительного делматериала не образуется;
при КВ=1,16 экспериментально полученном на "Фениксе", в делматериал преобразуется 7,4% природного урана. В десять раз больше чем 235-го в природном содержится. Не так много как хотелось бы;
при КВ=1,5 достижимом в перспективе на металлическом топливе, в плутоний превратится 20% природного урана.

Применительно к ториевому циклу, КВ реактора на металлическом топливе и быстрых нейтронах однажды насчитали 1,11;
Для расплавно-солевых ториевых реакторов 1,08. Основная часть Th232 сгорит в реакторе, в "избыточный" U233 перейдёт порядка 2% массы.

Урановый цикл, при одинаковой тепловой мощности реакторов, даёт хотя и немного дополнительного плутония на тонну урана-238 по сравнению с ТЯ-синтезом, однако на порядок больше чем ториевый. Становятся очевидны два вывода:
* понятно почему у нас торием не занимаются;
* при КВ характерных для Феникса, и для оксидного топлива в целом, проще из природного урана выделять 235-й либо облучать в прямоточном графитовом котле с КВ 0,8 что и делалось. Поскольку "нейтронный потенциал" (нет такого термина пока-что) второго варианта не во много раз меньше первого, при гораздо меньшей трудоёмкости и технологической сложности.