И чтобы два раза толстенную (623 стр.!!) книгу не открывать Объёмные доли топлива оттуда (те, что отличаются от данных из отчёта-1974).

"Монджу" - 0,32
Demo/CRBR(CRBRP) - 0,32.

То есть, даже немного меньше, чем в советском отчёте.

У кладбища нереализованных проектов (различных европейских демонстрационных реакторов, которые так и не были построены) объёмная доля топлива принята в диапазоне 0,35-0,37.

Объёмная доля топлива - важный, но не единственный параметр с точки зрения борьбы за КВ. Следующими по списку идут экраны.

"Выбор конструкции экранов в реакторах БН производился и производится также с учётом возможно лучшего использования нейтронов.

В боковом экране создаётся возможно большая доля сырьевого материала с максимальной плотностью (об. доля 60%, плотность двуокиси урана 9,5 г/см3), а толщина экрана делается не менее 40 см.

Торцевые экраны также имеют толщину не менее 40 см и ту же плотность окиси.

Толщина экрана в зарубежных проектах составляет 20-30 см и выбирается только из экономических соображений, а не, скажем, из времени удвоения.
В работе ФЭИ... показано, что если исходить только из минимизации стоимости электроэнергии, действительно оптимальными оказываются экраны толщиной 20-30 см.

Однако эти критерии не используются ФЭИ как единственные, и толщина экранов выбирается большей с целью экономии нейтронов.

Для повышения КВ ФЭИ постоянно добивается ликвидации больших прослоек между активной зоной и торцевыми экранами.
Эти прослойки смягчают спектр и снижают КВ вблизи границы раздела активной зоны и торцевого экрана.

Верхние торцевые экраны реакторов PFR и Phenix отделены значительной прослойкой из стали и натрия (100 мм).

Некоторые реакторы имеют малую толщину экранов:



Разница для боковых экранов по сравнению с реакторами БН более заметна, чем для торцевых экранов".

Здесь надо сделать ещё одно отступление.
В отчёте-1974 всё звучит очень замечательно и здорово, но есть одно обстоятельство, которое притормозит оптимизм.

Натриевый пустотный эффект (НПЭ). В БНах создавалась область, где он был положительным.
Усынин/Кусмарцев в помощь.

"В реакторах небольшой мощности область положительного НПЭ сравнительно невелика и полное удаление натрия вносит отрицательную реактивность.

Для больших реакторов НПЭ становится положительным не только в ограниченной области активной зоны, но и в целом по реактору.

Эффект реактивности от удаления натрия из центральной ТВС БН-600 составляет -2E-5, а в реакторе БН-1600 +8E-5.
Полный слив натрия из реактора даёт соответственно -0,01 и +0,015".

кликабельно

Усынин/Кусмарцев:

"Может быть предложено много вариантов компоновки активной зоны, позволяющих повысить роль утечки нейтронов или уменьшить положительные составляющие НПЭ.
Эти решения, как правило, связаны с ухудшением других физических характеристик активной зоны и экономики топливного цикла".

= = =

Про утечку авторы имеют в виду, что удаление натрия увеличивает утечку и, следовательно, вносит отрицательный вклад в реактивность.
Соответственно, если повысить "вес" этой составляющей НПЭ, то это шаг в правильном направлении.

А утечка, как легко догадаться, связана, в том числе, с экранами, с их конструкцией.

Так что увы! С возможной положительностью НПЭ мирились до Чернобыля, потом всё. А меры по устранению положительного НПЭ плохо сказывались на КВ.

К большому моему сожалению, по всей видимости, погибли при какой-то аварии на технике многие наши записи с Быстрого клуба-2007, где этот вопрос обсуждался в резких выражениях, и где от надзора требовали согласиться хотя бы на нулевой НПЭ. Бороться с надзором трудно, у них свои взгляды на вещи. Но в итоге, судя по всему, БН-800 был всё-таки заявлен как реактор с нулевым НПЭ.

Немного про НПЭ и БН-800 - по ссылке, см. "Натриевые особенности".

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

Его как нулевой и заявили. А сколько у него вокруг нуля, это большой вопрос. По смыслу должно быть чуть меньше нуля.

Поплавский?

И он тоже, насколько я помню. Десять лет прошло всё-таки. Что обсуждали достаточно бурно - помню.

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.

несомненно



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.

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.

"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".

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".

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.

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?

Раз пустили, значит, справились

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

Да, хорошая, но ей уже 10 лет.

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


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.

ЖСР с хлоридами
Только он не натриевый.

В БН-1200 на нитридном топливе может получиться?

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.

У него будет дичайшая неравномерность энерговыделения.

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

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.

Ладно, получается, что к Биллу уже поздно.

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

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

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

БОльшая объемная доля натрия позволяет иметь при одном уровне мощности больший теплотвод и следовательно более низкую температуру топлива и экранов, что положительно сказывается на изотопном составеи нарабатываемого плутония. Более холодные экраны -> более чистый по плутонию-239 нарабатываемый материал.

Промежуточный пост, или служебный.

Далее в отчёте-1974 проводится некоторый количественный анализ (поисковые расчёты).

Но так как это всё-таки не проектирование. а аналитика стратегического характера, то рассматривается упрощённая модель БН, немного абстрактная
Но чтобы не попадать в ситуацию "Чего 42?" - "А чего сколько?", эту модель всё-таки надо привести здесь.

= =

"Влияние различных изменений в конструкции на воспроизводящие свойства рассмотрено ниже на примере реактора типа БН-1500 с окисным топливом.
В дальнейшем рассмотрены и другие виды топлива.

Схема реактора (1/4 часть) выглядит следующим образом.


То, что нечитаемо на скане - размеры в см; 4- ЗБО; 5 - БЭ.

Средняя "размазанная" плотность топлива в ТВЭЛ активной зоны составляет 8,5 г/см3, в экранах (как торцевом, так и боковом) - 9,5 г/см3.

Состав активной зоны, толщина экранов варьировались для изучения влияния этих изменений на физические характеристики".

Собственно, простейшая моделька.
Зон обогащения всего две, сверху/снизу/сбоку - экраны, учтены конструкции и натрий за пределами экранов. Всё.

И первый анализ.

Как влияет состав активной зоны на КВ?



К сожалению, не взялась при сканировании последняя колонка - КВэт.
Она вычисляема, но для удобства я её просто набью.

Первое число - доля топлива, второе - КВэт.
0,5 - 0,27
0,45 - 0,28
0,40 - 0,29
0,356 - 0,28
0,3 - 0,30

Авторы отчёта в выводах обращают внимание на важное для них.

Разница в КВ между LMFBR (об.доля топлива 0,356) и БН (об.доля топлива 0,45) составляет 0,1 в пользу БН.

Ну а я отмечу интересное обстоятельство.
В этой модели, если конструкторам и пр.разработчикам удалось бы загнать долю топлива до 1/2, то КВа перевалил бы за единицу.

Конечно, остаются ещё вопросы влияния на реактивность осколков, выхода на равновесный цикл, где всё могло бы измениться, и так далее.
Но в первом приближении это выход на реактор, у которого реактивность не меняется с выгоранием (за вычетом нептуниевого эффекта) - то, чего хотят добиться в БРЕСТе.

Ну и видно, что в интересующем диапазоне объёмных долей топлива (0,3-0,5) КВ ведёт себя от доли достаточно близко к линейной зависимости.
Грубо можно считать, что +0,1 в объёмной доле топлива даёт +0,1 в КВ.

Отсюда можно оценить влияние на КВ атомнадзора (нулевой НПЭ со снятием верхнего экрана).

Если предположить, что наработка плутония в верхнем и нижнем экранах одинакова (а в модели это так и есть, т.к. рассматривается симметрия с четвертью реактора), то снятие верхнего экрана понизит КВ где-то на 0,14-0,15.
Это не учитывая влияния от изменений в верху на воспроизводство в самой зоне, конечно.

По ЖСР Тошинский здорово проехался, и на эти поднятые вопросы (а подняты они, понятно, задолго до 2016 года) что-то никто не спешит отвечать. Почему при том, что ЖСР так плохо проработаны и несут в себе множество геммороев, они так популярны у разработчиков? Не принято отвечать за результат?

Аспектов много.

Не по порядку важности.

Во-первых, мода. Если тема на слуху, проще добывать финансирование (частное ли, государственное ли). То, что к ЖСР склонилась даже компания, которую запускал Б.Гейтс, тоже играет свою роль. Китайский интерес также греет тему.

Во-вторых, более практичный момент. Любая новая реакторная технология, выходя на стадию лицензирования, столкнётся с тем, что надзор скажет - у нас не хватает нормативной базы для неё.
У нас ведь то же самое, мы специально спрашивали Драгунова, Пименова - по БРЕСТу, по малым у нашего надзора есть вопросы, на основании чего их рассматривать (точнее, отдельные моменты в их проектах).
Когда лицензироваться идёт сразу толпа разработчиков, то надзор быстрее разберётся с нормативной базой. А если ещё идти не в первых рядах, то можно вообще в этом случае пройти надзор уже по стандартным процедурам.

Далее. На Западе сейчас большой интерес к малым реакторам. Идёт конкурс в Великобритании. Идёт (неформальный пока) конкурс в Канаде. Устроители, скорее всего, постараются отбирать в финалы концепции на разных принципах, потому что по малым реакторам пока мало кто чётко понимает, какими они должны быть. Соответственно, у ЖСР есть хорошие шансы пройти во вторые туры и далее до финала. На это хорошо отреагируют инвесторы.

В-четвёртых, ЖСР всё-таки работал в XX веке, в отличие от многих других концепций, которые сегодня на слуху.
Свинцовые реакторы, например, пока чисто бумажные.
У ЖСР есть практический опыт, значит, у них уже вторая итерация, а не первая. Тоже немаловажно.

В-пятых, ЖСР часто увязывают с ториевым циклом, который не даёт плутония. Неважно, что он даёт всякое другое. Реактор без плутония - это модно. По крайней мере, на Западе.

В-шестых, ЖСР представляется относительно простым способом стартовать быструю программу с нуля или почти с нуля. Опять же, для Запада это важно, они ведь не строили БН-800, CEFR или МБИР.

В-седьмых, высокие температуры теплоносителя. Можно бороться за к.п.д., можно бороться за выход на рынок высокотемпературного тепла.

В-восьмых, есть вкусненькие технические плюшки. Например, в тепловом ЖСР можно избавиться от ксеноновых эффектов, убирая ксенон из активной зоны онлайн. Экономия нейтронов, между прочим.
И другие различные моменты.

Наверное, можно ещё много чего написать. Это так, сходу, что придумалось.

Но что хочу обязательно сказать. Тошинский ведь не против ЖСР и растворных как класса. Фактически он говорит (не только интервью, я ведь его и лично знаю, и даже когда-то считал самоед для его команды), он говорит, если перевести на обыденный язык: "Ребята, рыбу урежьте!".

У ЖСР будут проблемы. Их надо решать. Наверно, их можно решить. Решения будут стоить денег. Вполне возможно, больших денег. Надо отдавать себе в этом отчёт.

Для ЖСР, если уж надо ввести их в структуру отрасли, есть очень хороший стартовый вариант - наработка изотопов для народного хозяйства.
То есть, делайте специализированные небольшие реакторы, заточенные под конкретные наборы изотопов (а то и вообще один реактор под один изотоп). Отлаживайте на нём технологию, заодно зарабатывайте деньги (или хотя бы частично окупайте вложения) на продаже изотопной продукции.
У нас собираются идти таким путём для растворных (соглашение с ЮАР).

На Западе, в отличие от этого, пытаются сразу залезть с ЖСР в генерацию. Вот это очень рискованный подход, я считаю.

Интересные цифры.

Получается, что если делать БН-1200 с КВа около 1.03 и без экранов, то это дикое транжирство нейтронного потенциала топлива.
В экранах КВэ около 0.49 будет и это будет высокочистый плутоний с которого гораздо проще топливо делать, чем с плутония из облученного топлива из активной зоны.

Лишний раз видим очевидное доказательство, что строить в своей стране БН без экранов это или глупость или вредительство.

Якобы это уже сделано.
Пишут про КВа=1.04 уже на БН-800.

Однако более реальной кажется известная фраза "Нитридное топливо в активной зоне БН-800 позволяет достичь КВА=1,05 вместо КВА=0,91 в зоне на МОХ топливе".

Мне тоже так кажется.

Следующий поисковый расчёт из отчёта-1974 касался влияния на КВ толщины экранов и их состава.

"ТОЛЩИНА ЭКРАНОВ, ИХ СОСТАВ И КВ.

При анализе этих факторов было также рассмотрено влияние "подпора" - отражателя из стали и натрия за зоной воспроизводства (экраном).

Боковой подпор имел состав 80% стали, 20% натрия, торцевой - 50% стали, 50% натрия. Толщина обоих - 40 см.

Активная зона имела типичный состав LMFBR: топливо - 35,6%, сталь - 19,2%, натрий - 45,2%.

Результаты оказались следующими:

(кликабельно)


первая колонка - dбэ, см; вторая - dтэ, см

Из этих данных следует, что уменьшение толщины экрана (любого) до 20 см даже при наличии подпора весьма сильно сказывается на коэффициенте воспроизводства и, следовательно, на времени удвоения.

Реакторы PFR, Phenix, SNR имеют сравнительно тонкие экраны, и поэтому, в частности, заметно меньший КВ.

Изменение объёмной доли топлива в боковом экране слабо сказывается на КВ в случае толстого (50 см) и сильнее - в случае тонкого (20 см) экрана:



В этих вариантах имеются боковой и торцевой подпоры, а активная зона имеет тот же состав: 0,356/0,452/0,192.

Изменение КВ происходит только за счёт КВэб.

В зарубежных проектах встречаются экраны с объёмной долей окиси 0,5 при толщине экрана 20-30 см.
Как показывают приведенные результаты, такой экран проигрывает экрану БН не только из-за меньшей толщины, но и из-за меньшей объёмной доли окиси".

Если только про утечку разговоры, то, соответственно, можно взять за ориентир цифры из предыдущего поста.

Экраны по 50 см - хорошее приближение к бесконечно толстым экранам (и минимальной утечки).
А варианты 20/20 без подпоров - соответственно, предельный случай тонкого экрана (и большой утечки).

Следующий кусок отчёта-1974 посвящён вопросу влияния стержней СУЗ на КВ. К какому проигрышу приводит отказ от топливных компенсаторов в пользу поглощающих?

В отличие от двух предыдущих факторов (объёмная доля и экраны), здесь не было поискового расчёта, а использовались результаты из отчёта ФЭИ 1973 года, в котором выбиралась система СУЗ для БН-1500.

"СТЕРЖНИ КОМПЕНСАЦИИ ВЫГОРАНИЯ И КВ.

Использование поглощающих стержней компенсации приводит к существенному снижению КВ и особенно КВа.
Это в свою очередь увеличивает потерю реактивности при выгорании.

В результате при одной и той же заданной длительности непрерывной работы реакторы с топливными и поглощающими компенсаторами выгорания будут заметно различаться по КВ.

Проведенный в работе... анализ показывает следующую сравнительную картину для одного из вариантов реактора типа БН-1500.



Благодаря большей величине КВа и меньшей потере реактивности при выгорании варианты с использованием топливных КП позволяют обойтись практически тем же количеством стержней, что и в случае использования поглотителей.

Дальнейшая экономия в числе топливных стержней-компенсаторов может быть достигнута за счёт использования стержней усовершенствованной конструкции с большей единичной эффективностью каждого стержня.

В случае необходимости улучшенная конструкция топливных КП может быть использована для увеличения времени непрерывной работы реактора.
Разработка таких КП в настоящее время ведётся.

Использование поглощающих КП в большом реакторе приводит к особенно большой потере КВ в том случае, когда эти стержни для лучшей стабилизации во времени поля тепловыделения приходится размещать на границе ЗМО.
В этом случае потеря КВ может достигать 10%...".

Взгляд с другой стороны. Что пишут Усынин/Кусмарцев про топливные стержни?

"Регулирование с помощью топливного материала нашло применение в некоторых РБН.

Преимуществом таких регуляторов является сохранение характеристик воспроизводства, слабое искажение распределения тепловыделения в активной зоне, использование тех же твэлов, что и в рабочих ТВС.

Комбинирование топливного регулятора с поглотителем из обеднённого урана в виде пучка твэлов в зоне воспроизводства в нижней части стержня позволяет повысить его эффективность.

В реакторе типа БН-350 эффективность подобного комбинированного топливного стержня всё же примерно в три раза меньше эффективности стержня с естественным карбидом бора.

Поэтому в энергетических реакторах средней мощности, где требуется интервал между очередными перегрузками не менее нескольких месяцев, предпочтение отдаётся рабочим органам СУЗ на основе поглощающего материала.

В больших РБН, особенно при использовании перспективных топливных композиций в активной зоне, когда ИКВа.з.=0 и изменение реактивности с выгоранием невелико, топливные органы управления могут стать предпочтительными".

= =

Вообще, в монографиях, которые печатались, естественно, много позже отчёта-1974, тема топливных компенсаторов практически сошла на нет.

Усынин/Кусмарцев хотя бы делают реверанс - мол, в будущем к ним возможно вернуться.

Уолтер/Рейнольдс вообще топливные стержни не рассматривают. В качестве материалов для СУЗов они перечисляют бор, тантал и европий. Всё.

Казачковский в научно-технических мемуарах останавливается на самых разных вещах.
Например, на проблеме направляющих СУЗ (на БН-350 был инцидент с разрушением этого узла, и очистку зоны от обломков О.Д. сравнивает по сложности задачи с очисткой зоны "Энрико Ферми" после аварии с частичным расплавлением).
Или на вопросе нейтронных ловушек, позволяющих экономить обогащённый бор.
А вот топливных компенсаторов он не касается вообще (что даже несколько удивительно)!
По всей видимости, тема в итоге не пошла.

Наверняка наработка плутония и осколков деления в компенсаторах усложняла регулировку - нужны было учитывать время стержня в зоне, а еще лучше - интегральный поток через него. С техникой 80-х это было наверняка очень нетривиально.

А непредсказуемость и сложные зависимости - не совсем то, что хочется от системы регулирования ядерного реактора. Особенно, если сам реактор - быстрый и его физика (на тот момент) - предмет очень эксперементальный.

...
Наверное, имея современные коды, константы, опыт и вычмощь к этому можно вернуться при большом желании.

Тантал?