автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности

На правах рукописи

Мин Мин Со

сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных канальных реакторов с позиций эффективности и безопасности

05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Автор:

ООЗАЬЫхи^

Москва-2009

003468102

Работа выполнена в Московском инженерно-физическом институте (государственном университете)

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук,

профессор, МИФИ (ГУ) Наумов Владимир Ильич

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

заведующий лабораторией, ГНЦ РФ - ИТЭФ

Герасимов Александр Семенович

кандидат технических наук, первый заместитель генерального инспектора концерна «Энергоатом», Зонов Игорь Владимирович

Ведущая организация: РНЦ «Курчатовский институт»

Защита состоится « 13 » мая 2009 г. в 17 час. 00 мин. на заседании диссертационного совета Д 212.130.04 в Московском инженерно-физическом институте (государственном университете) по адресу: 115409, г. Москва, Каширское шоссе, д.31.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МИФИ.

Автореферат разослан: « 13 » апреля 2009 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенном печатью организации, по адресу МИФИ.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор физико-математических наук, профессор

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность работы. Реакторы типа CANDU, способные эффективно работать на природном уране в условиях открытого топливного цикла, могут быть привлекательны для стран, начинающих осваивать ядерную энергетику. К недостаткам действующих реакторов CANDU следует отнести относительно небольшую глубину выгорания ядерного топлива, что отражается на объемах производства TBC и хранения облученного топлива. Учитывая длительный срок службы реакторов нового поколения (50-60 лет), возможные изменения на рынке ядерного топлива, прогресс в разработке ядерных реакторов других типов, создание региональных центров по производству и переработке топлива, не исключена возможность существенного совершенствования топливных циклов CANDU с целью сохранения их конкурентоспособности. Актуальность работы обусловлена необходимостью получения достаточно полной информации о возможностях эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU на этапе принятия решений по выбору направлений развития ядерной энергетики и по масштабам производственных мощностей обеспечения их топливных циклов. Результаты исследований могут представлять интерес для российского атомного комплекса с позиции его участия в международных проектах региональных центров по производству и переработке ядерного топлива и поставок ядерного топлива в страны, эксплуатирующие реакторы типа CANDU.

Целью работы явилось получение количественных данных по основным показателям перспективных топливных циклов и параметрам безопасности реакторов CANDU, их сравнительный анализ и рекомендации по внедрению.

Научная новизна работы состоит в комплексном исследовании с единой методической позиции и физическом обосновании различных вариантов топливных циклов реакторов типа CANDU. Наряду с топливными циклами на слабо обогащенном уране рассмотрены различные варианты на базе МОКС-топлива и варианты совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория. Исследованы варианты совместных топливных цик-

3 Л -J

L . \

лов, которые ранее в литературе не рассматривались. Получены оценки натуральных показателей топливных циклов и коэффициентов реактивности. Обоснованы возможности профилирования энерговыделения за счет перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» с учетом специфики реактора CANDU.

Практическая зпачимость полученных результатов состоит в формировании представлений о возможной эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU, полученной оценке натуральных показателей топливных циклов, в возможном использовании результатов для экономических оценок и принятия решений о реализации рассмотренных вариантов.

На защиту выносятся

1. Результаты комплексного анализа перспективных топливных циклов реакторов CANDU на основе слабо обогащенного урана и МОКС-топлива.

2. Результаты комплексного анализа совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория.

3. Результаты исследований и рекомендации по организации перегрузок топлива в реакторах CANDU с целью профилирования энерговыделения и повышения безопасности.

Достоверность полученных результатов базируется на использовании многократно проверенных вычислительных средств (Программа гетера), совпадении проведенных тестовых расчетов для известных вариантов топливных циклов CANDU и физической непротиворечивости результатов расчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 118 страницах, содержит 27 рисунков и список цитируемой литературы из 94 наименований.

Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на XV семинаре по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2008» (Москва, 2-6 сентября 2008 г.), на 6-й Курчатовской молодежной научной школе (Москва, 17-19 ноября 2008 г.), на Научных сессиях МИФИ в 2007, 2008 и 2009 г.г.

Публикации

По теме диссертационной работы опубликовано 8 работ, перечень которых приведен в конце автореферата.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность проведенных исследований, сформулирована цель работы, указаны научная новизна, практическая значимость и достоверность полученных результатов, изложены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе приведен обзор работ по существующим тяжеловодным реакторам типа САЫ011 и совершенствованию их топливных циклов. Использование такого идеального материала, как тяжелая вода, в качестве замедлителя и теплоносителя позволяет применить в СА№Э11 в качестве ядерного топлива двуокись природного урана. Один из серьезных недостатков действующих реакторов типа САМЭи, при использовании природного урана, состоит в том, что в этом варианте выгорание топлива не превышает 10 МВт-сут/кг, что в 5-6 раз ниже, чем в современных легководных реакторах, работающих на обогащенном топливе. Это приводит, с одной стороны, к большому объему производства тепловыделяющих элементов (твэлов), а с другой стороны - к большому объему хранилищ облученного топлива. Можно заключить, что перспектива САЖ)11 в значительной степени связана с использованием обогащенного топлива, открывающим, помимо увеличения выгорания, ряд новых возможностей, в частности, использование обычной легкой воды в качестве теплоносителя.

Одно из направлений поисковых исследований связано с потенциальным исчерпанием ресурсов дешевого урана и анализом возможности перехода на альтернативный топливный цикл, базирующийся на использовании тория и получаемого на его основе урана-233. Существуют перспективные проекты ядерных реакторов, реализующие в той или иной степени потенциальные возможности торий-уранового топливного цикла (жидкосолевые реакторы, высокотемпературные реакторы), но одним из реальных претендентов на использование тория являются тяжеловодные реакторы типа САМЖ Среди последних работ, посвященных использованию торий-уранового топливного цикла в САЖ>и показано, что при определенных условиях в тяжеловодном реакторе может быть реализован режим самообеспечения топливом, без использования дополнительного делящегося материала. Анализ опубликованных работ, посвященных упомянутым вопросам, позволил сформулировать следующие выводы:

• В усовершенствованных тяжеловодных реакторах типа САМЗи наряду с природным ураном могут быть использованы слабо обогащенный уран, уран, выделенный после переработки отработавшего топлива ВВЭР, смешанное оксидное топливо (II и Ри), а также торий.

• Данные по потребности природных ресурсов топлива при использовании слабо обогащенного урана и МОКС-топлива применительно к реакторам типа САЫБи в литературе практически не представлены, а также не было изучено изменение свойств реакторов при частичной загрузке реактора типа САМШ торием.

• Недостаточно изучено влияние новых видов топлива на параметры безопасности реакторов и изменения свойств реакторов, связанные с заменой тяжеловодного теплоносителя обычной легкой водой.

• Не исследована возможность профилирования энерговыделения в реакторах типа САМЮ за счет внутризонного перемещения ТВС.

На основании сделанных выводов поставлены задачи исследования.

Во второй главе проведен сравнительный анализ ряда вариантов перспективных топливных циклов тяжеловодных реакторов типа CANDU с позиций эффективности использования ядерного топлива и влияния на параметры безопасности. Рассмотрены варианты, базирующиеся на использовании слабо обогащенного урана, смешанного (МОКС) топлива, а также совместного топливного цикла с реактором типа ВВЭР (DUPIC - технология). В связи с потенциальной возможностью использования в CANDU слабо обогащенного топлива, с целью экономии тяжелой воды, рассмотрены варианты замены тяжеловодного теплоносителя легкой водой. Анализируются изменения свойств реактора, связанные с заменой тяжеловодного теплоносителя обычной легкой водой.

В качестве исходного прототипа принят реактор типа CANDU PHWR-750 на природном уране со стандартной конструкцией TBC, содержащей 37 твэ-лов. Шаг квадратной решетки технологических каналов равен 28,6 см. В качестве основного инструмента исследований использован комплекс программ ГЕТЕРА, позволяющий производить расчет нуклидного состава при выгорании топлива и коэффициента размножения для ячеек и полиячеек ядерных реакторов различных типов. В качестве критерия для определения достижимого выгорания принята величина коэффициента размножения бесконечной размножающей среды Ка0 на среднем нуклидном составе топлива. В данных исследованиях коэффициент размножения принят одинаковым для всех вариантов и равным 1,05. Дополнительным аргументом в пользу такого выбора была полученная расчетная величина выгорания для базового варианта на природном уране, равная 8,2 МВт'Сут./кг, которая хорошо коррелирует с известными данными по выгоранию топлива в существующих реакторах CANDU.

В табл. 1 приведены результаты расчетов основных показателей топливных циклов, базирующихся на основе слабо обогащенного топлива, а также на различных вариантах смешанного (МОКС) топлива, включая вариант DUPIC. Приведены данные по величине выгорания топлива В, по удельному

расходу ядерного топлива (в составе TBC) на единицу произведенной электроэнергии gx, по соответствующему удельному расходу природного урана gc и удельному количеству разделительной работы. При расчете расхода природного урана и количества разделительной работы содержание урана-235 в отвале принято равным 0,25%. В вариантах со смешанным топливом изотопный состав плутония принят соответствующим энергетическому плутонию, содержащемуся в отработанном топливе реактора ВВЭР при выгорании 40 МВт сут./кг. В этих вариантах выделенный радиохимическим способом «энергетический» плутоний смешивается с отвальным ураном. Для сравнения приведены варианты, относящиеся к использованию в качестве теплоносителя тяжелой воды (числитель) или легкой воды (знаменатель). В качестве базового варианта приведены данные для стандартного топливного цикла CANDU на природном уране.

Таблица 1

Характеристики уран-плутониевого топливного цикла с использованием слабо обогащенного урана и смешанного (МОКС) топлива

Топливо Выгорание В [МВт-сут/кг] Удельный расход топлива (в составе TBC), gx [кг/МВт(эл)-год] Удельный расход природного урана, & [кг/МВт(зл)тод] Удельное количество разделительной работы [кг ЕРР/МВт(эл)'ГОд]

ио2 Ри02

UOj (Xs=0,71%) 8,2/- 144/- - 144/- 0/-

U02 (Х5=1,0%) 17,5/6,6 67/183 110/298 20,6 / 59,6

U02(XS=1,5%) 30,6/19,1 38/64 105 /173 39,0/65,7

U02 (Xs=2,0%) 42,1/29,4 28/41 106/157 52,3/76,6

U02 (Xj=2,5%) 52,9/39,5 22/30 109/151 61,1/83,3

U02 (Xs=3,0%) 63,2/48,5 19/25 111/150 70,8/93,2

(U+PU)02(2,0%PU02) 45,5 /32,8 26/36 0,54/0,74 - -

(U+Pu)02 (З.ОУоРиОг) 64,8/51,8 18/23 0,56/0,71 - -

DUPIC - технология 19,4/13,5 61/87 - - -

Как следует из расчетных результатов, переход в реакторах CANDU на слабо обогащенное топливо позволяет не только увеличить выгорание, но и существенно уменьшить расход природного урана. Значительный эффект в экономии природного урана, порядка 30%, достигается при весьма умеренном увеличении начального обогащения, до 1,0-1,5%. Дальнейшее повышение обогащения, до 2,0-3,0%, не приводит к экономии природного урана, но позволяет значительно увеличить выгорание топлива и сократить объем твэльного производства. Приведенные данные показывают, что увеличение обогащения урана до 3,0% позволяет увеличить выгорание до 60 МВт-сут/кг, при этом сократить расход природного урана на 23%, а расход топлива в виде TBC почти в 8 раз по сравнению с базовым вариантом.

Переход на смешанное топливо на основе «энергетического» плутония и отвального урана позволяет полностью исключить потребление природного урана. Аналогичный эффект достигается и при использовании DUPIC-технологии. В случае легководного теплоносителя расход природного урана увеличивается за счет потери выгорания топлива. Замена тяжеловодного теплоносителя легкой водой приводит к ухудшению показателей по эффективности использования ядерного топлива и с этой точки зрения может иметь смысл только при использовании топлива с обогащением не менее 2,0-3,0%. В этом диапазоне тяжеловодный реактор с легководным теплоносителем сохраняет преимущество как по объему производства TBC, так и по расходу природного урана.

Для рассмотренных выше вариантов были рассчитаны коэффициенты реактивности по температуре топлива ат - dp , по температуре теплоносителя

атш = dp и средние доли запаздывающих нейтронов ß . Были также рас-

dTTIH

считаны коэффициенты реактивности по мощности aw - W ■ и по расходу

теплоносителя aG=G- — , демонстрирующие чувствительность реактора к dG

возможным колебаниям мощности и расхода теплоносителя. При расчете коэффициентов реактивности по мощности и по расходу теплоносителя учитывалось совокупное влияние вариации данного параметра на температуру топлива, плотность и температуру теплоносителя. Количественные значения этих коэффициентов нормированы на процент изменения мощности или расхода. Расчеты проведены для вариантов тяжеловодного (числитель) и легководного (знаменатель) теплоносителей. Результаты расчетов представлены в табл. 2.

Таблица 2

Значения коэффициентов реактивности и выхода запаздывающих нейтронов _уран-плутониевых топливных циклов

Топливо ат [1/°К] ,Ю"5 «г/я ДО"5 а„ [1/%] ,10'5 «о [•/%] ,10'3 Р , 10"2

Ш2 (Х3=0,71%) -1,23/- 2,15/- -7,54/- -4,14/- 0,46/-

Ш2 (Х5=1,0%) -1,23/-1,18 2,16/21,5 -7,54/-7,36 -4,12/-40,6 0,45/0,46

1ГО2(Х5=1,5%) -1,22/-1,17 2,25 /19,3 -7,521 -7,34 -4,02/-38,8 0,45/0,45

иб2 (Х5=2,0%) -1,21 /-1,16 2,27/18,2 -7,52 / -7,33 -4,01/-37,6 0,44 / 0,45

Ш2 (Х5»2,5%) -1,20/-1,15 2,31/17,4 -7,51 /-7,32 -3,96/-36,2 0,44/0,45

и02(Х,=3,0%) -1,20/-1,15 2,35/16,6 -7,51/-7,31 -3,93 /-35,1 0,44/0,45

(Л+Ри)02 (2,0%Ри02) -1,21/-1,16 1,92 /14,8 -7,52/-7,31 -4,46/-33,2 0,35/0,35

(1Н-Ри)02(3,0%Ри02) -1,20/-1,15 1,95/11,3 -7,51 /-7,30 -4,48/-31,6 0,35 / 0,35

БЦРТС - технология -1,22/-1,17 2,26/13,6 -7,52/-7,31 -4,02/-32,7 0,41/0,43

Как и следовало ожидать, коэффициент реактивности по температуре топлива, определяемый в основном эффектом Доплера, остается отрицательным и практически неизменным для всех рассмотренных вариантов. Коэффициент реактивности по температуре теплоносителя для тяжеловодного варианта является слабо положительным и мало отличается от базового варианта. Переход на легководный теплоноситель приводит к значительному, почти на порядок, увеличению коэффициента реактивности по сравнению с тяжеловодным вариантом. В коэффициенте реактивности по мощности реактора доми-

нирует составляющая, связанная с эффектом Доплера, что обеспечивает ему благоприятный отрицательный знак. В коэффициенте реактивности по расходу теплоносителя доминирует составляющая, связанная с положительной обратной связью по температуре теплоносителя, что приводит к его неблагоприятному отрицательному знаку. Судя по полученным результатам, при замене тяжеловодного теплоносителя на легкую воду следует ожидать значительного повышения чувствительности реактора к колебаниям расхода теплоносителя.

В третьей главе проведено исследование возможностей профилирования энерговыделения за счет радиальных перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» в пределах активной зоны в реакторах типа CANDU при использовании в качестве топлива слабо обогащенного урана. Рассмотрена эффективность перестановок TBC на конкретном примере реактора CANDU с радиусом активной зоны 425 см и длиной рабочей части технологических каналов 600 см. Приведены количественные оценки эффективности профилирования на примере модели реактора CANDU в диапазоне начального обогащения топлива от 0,71 до 3,0%. Увеличение обогащения неизбежно приводит к росту неравномерности энерговыделения из-за увеличения разницы между максимальным и средним макросечениями деления ядерного топлива в пределах активной зоны. В реакторах типа CANDU, работающих на природном уране при относительно небольшом выгорании топлива, разница между максимальным и средним макросечениями по длине канала не настолько велика, чтобы применять какие-либо специальные средства по ее уменьшению. Но при увеличении начального обогащения топлива и однократном прохождении TBC через активную зону разница между максимальным и средним по длине канала макросечениями возрастает, что приводит к росту аксиальной неравномерности энерговыделения. Представлено относительное распределение макросечения деления топлива по длине канала для трех рассмотренных вариантов при однократном прохождении через активную зону. В случае использования природного урана макросечение деления

топлива мало меняется в процессе выгорания и составляет около 10%. В вариантах со слабо обогащенным ураном, при обогащении 2,0% и 3,0% изменение макросечения деления составляет 55% и 65% соответственно. На рис.1 показана зависимость относительной плотности энерговыделения по длине канала для трех рассмотренных вариантов при симметричном (синусоидальном) распределении плотности потока нейтронов и однократном прохождении топлива через активную зону. Видно, что по мере увеличения начального обогащения максимум плотности энерговыделения смещается ко входу в активную зону, что приводит к значительному росту аксиальной неравномерности энерговыделения.

Рис.1. Зависимость относительной плотности энерговыделения по длине канала

Существует реальная возможность уменьшения как радиальной, так и аксиальной неравномерности энерговыделения за счет радиальных перестановок топлива. Одним из эффективных способов профилирования поля энерговыделения являются перестановки типа «периферия-центр-периферия». В соответствии с этой схемой, свежие TBC поступают сначала в периферийные каналы реактора, где облучаются треть полной кампании, затем перемещаются в каналы центральной зоны, где также облучаются треть кампании, а на последок возвращаются в каналы периферийной зоны, где дожигаются за счет избытка нейтронов, генерируемых свежими TBC.

ii 14

При исследовании эффективности профилирования энерговыделения за счет перестановок топлива предполагалось, что коэффициент размножения нейтронов Кх как в центральной, так и в периферийной зоне одинаков. При этом условии радиальное распределение плотности потока нейтронов в реакторе может быть представлено в виде функции Бесселя J0 (2,405---).

RA.3 + Кщ

Активная зона окружена боковым отражателем, обеспечивающим эффективную добавку АОТ1/,»50 см, так, что радиальный коэффициент неравномерности плотности потока нейтронов в активной зоне составляет kr =1,91. Условие непрерывности потока TBC позволяет определить размеры центральной и периферийной зон, соотносящиеся как 1:2, и радиус центральной зоны, равный в данном случае 245 см. Соответствующие коэффициенты радиальной неравномерности плотности потока нейтронов в центральной и периферийной зонах равны 1,22 и 1,74. Приведены относительные аксиальные распределения плотности энерговыделения по длине технологического канала при перестановке TBC из периферийной в центральную, а затем - снова в периферийную зону. Уменьшение максимальной плотности энерговыделения свежезагружаемых TBC для 2,0% и 3,0% вариантов за счет перестановки TBC составляет около 35% и 40% соответственно.

В качестве количественного критерия эффективности профилирования энерговыделения при радиальных перестановках TBC выбран полный объемный коэффициент неравномерности энерговыделения

к =^2ää.=_k-ra3_

г?™ К,-К

где: qmiXi =максимальная плотность энерговыделения в i-ой зоне; ?гаах=максимальная плотность энерговыделения в активной зоне; kZt =аксиальная неравномерность энерговыделения в i-ой зоне; К, =радиальная неравномерность энерговыделения в i-ой зоне.

В табл. 3 представлены результаты расчета полной неравномерности энерговыделения для рассмотренных вариантов начального обогащения без перестановок TBC и с перестановками «периферия-центр-периферия». В табл. 4 приведены данные по составляющим коэффициента неравномерности в случаях без перестановок и с перестановками для каждой из зон, а также - относительные максимальные плотности энерговыделения в каждой из зон, отнесенные к максимальной плотности энерговыделения в базовом варианте. Если принять в качестве ограничения максимальную плотность энерговыделения для варианта с природным ураном без перестановок TBC, то, как следует из приведенных данных в табл. 4, перестановки TBC дают возможность не только снизить максимальную плотность энерговыделения ниже предельного значения, но и создать определенный резерв для повышения мощности реактора.

Таблица 3

Объемный коэффициент неравномерности энерговыделения

X, [%] kv

Без перестановок TBC При перестановке TBC

0,71 3,08 3,07

2,0 3,88 3,03

3,0 4,47 3,12

Таблица 4

Максимальные плотности энерговыделения и локальные неравномерности энерговыделения

х5 [%] Без перестановок TBC При перестановке TBC

Периферийная зона (1) Центральная зона (2) Периферийная зона (3)

Яшах К К Чт ах, К imя*! К К К К

0,71 1,0 1,61 1,91 0,7 1,57 1,74 1,0 1,57 1,22 0,6 1,57 1,74

2,0 1,3 2,03 1,91 0,9 1,71 1,74 0,8 1,71 1,22 0,5 1,71 1,74

3,0 1,4 2,34 1,91 1,0 1,73 1,74 0,8 1,73 1,22 0,4 1,73 1,74

В четвертой главе проведен сравнительный анализ совместного открытого торий-уранового топливного цикла и варианты замкнутого цикла только по торию. Приведены результаты анализа ряда вариантов комбинированных топливных циклов, основанных па частичной загрузке реактора типа CANDU ториевыми TBC и использовании слабо обогащенного уранового топлива. Анализируется гипотетическая возможность реализации замкнутого топливного цикла по торию.

Среди первых претендентов на внедрение тория в ядерные энергетические установки называют реакторы CANDU как наиболее приспособленные к изменению топливного цикла. Возможны различные варианты внедрения тория в топливные загрузки ядерных реакторов, простейшим и? которых является комбинированный вариант, предполагающий частичную загрузку реактора ториевыми TBC без добавления делящихся материалов и совместный топливный цикл на основе слабо обогащенного урана и тория. Предполагается, что TBC со слабо обогащенным ураном и торием непрерывно загружаются в отдельные каналы полирешетки реактора, перемещаются вдоль каналов по

мере выгорания топлива. Скорости перемещения урановых vuo2 и ториевых vno2 TBC могут быть как одинаковыми, так и существенно различными, в

у

частности, (vTh0i =-~). Фрагмент активной зоны реактора моделировался в

виде полиячейки из 4-х каналов, загружаемых урановыми и ториевыми TBC в пропорции 3:1, 2:2. Время облучения TBC и, соответственно, скорость их перемещения в каналах активной зоны выбиралось таким образом, чтобы коэффициент размножения Кх во всех сравниваемых вариантах, как и в предыдущем уран-плутониевом топливном цикле, был равен 1,05.

Наряду с расходом природного урана, анализируются полный расход обогащенного урана и тория, определяющий объем производства TBC, объем разделительной работы, необходимый для производства обогащенного урана и наработка урана-233 и урана-235 в облученных ториевых TBC. В табл. 5

приведены результаты расчетов глубины выгорания урана (числитель) и тория (знаменатель), удельного расхода природного урана и тория, удельного расхода ядерного топлива (в составе TBC), удельного количества разделительной работы и наработки делящегося 233U+235U в ториевых TBC для двух вариантов, когда скорости движения ториевых и урановых TBC равны между собой и когда скорость движения ториевых TBC вдвое меньше скорости урановых TBC при загрузке реактора в пропорции 3:1. Для сравнения, в первом столбце табл. 5 приведены результаты совместного топливного цикла на основе природного урана при той же загрузке реактора, но при предельно низкой скорости движения ториевых TBC. Как видно, даже это экстремальное снижение скорости ториевых TBC не приводит к сокращению расхода природных ресурсов ядерного топлива. Положительный эффект возникает только при использовании в совместном топливном цикле слабо обогащенного урана. Как видно из приведенных результатов, относительные скорости движения TBC существенно влияют на основные показатели, характеризующие эффективность использования природных ресурсов.

Таблица 5

Характеристики совместного открытого торий-уранового топливного цикла при загрузке

реактора в пропорции 3:1

Обогащение урана [%] vuo, Ттъо,- 10 VThO, ~ 2

0,71 2,0 2,5 3,0 2,0 2,5 3,0

Глубина выгорания урана и тория [МВт-сут/кг] 7,5/79,2 31,5/22,7 41,7/31,9 51,9/41,8 36,0/58,4 44,8/75,2 52,2/90,5

Удельный расход топлива (в составе TBC) [кгЛ1Вт(з.т)гол] 153,2/3,8 30/10 22,5/7,5 18/6 27/4,5 20,6/3,4 17,5/2,9

Удельный расход природного урана и тория [кг/МВт(эл)год] 153,2/3,8 115/10 110/7,5 107/6 103/4,5 100/3,4 105/2,9

Удельное количество разделительной работы [кг ЕРР/МВт(эл) год] 0 56,04 62,46 67,09 50,44 57,19 65,22

Наработка [кг/МВт(эл)-год] 0,057 0,128 0,102 0,085 0,065 0,050 0,043

Сравнивая данные табл. 5 и 1, можно видеть, что включение тория в совместный топливный цикл позволяет, при определенных условиях, получить дополнительную экономию как в расходе природного урана, так и в затратах разделительной работы. Внедрение в топливную загрузку тория приводит к некоторому уменьшению выгорания урановых TBC за счет потери нейтронов на захват в тории, но при этом экономия урана реализуется за счет замещения части загрузки реактора ториевыми TBC и получения дополнительной энерговыработки за счет вклада деления урана-233 и незначительного вклада урана-235, накопленных в ториевых TBC.

В табл. 6 приведены результаты расчетов совокупности параметров реактора, работающего в условиях совместного топливного цикла, при соотношении урановых и ториевых TBC 2:2. Как видно из приведенных результатов, заметный эффект экономии природных ресурсов и топлива рабочего состава наблюдается только при дальнейшем повышении начального обогащения урана до 3,5 - 4,0 %. Проведены расчеты совокупности параметров реактора, работающего в условиях совместного топливного цикла и показано, что частичное включение в загрузку реактора ториевых TBC не приводит к заметному ухудшению коэффициентов реактивности по сравнению с базовым вариантом и вариантами на слабо обогащенном уране.

Таблица б

Характеристики совместного открытого торий-уранового топливного цикла при загрузке

реактора в пропорции 2:2

Обогащение урана [%] V7Ji02 ~VU01 v Ьюг~ 2

3,0 3,5 4,0 3,0 3,5 4,0

Глубина выгорания урана и тория [МВт-сут/кг] 32,0/16,7 44,4/27,3 56,5/38,7 39,7/62,2 51,7/71,3 59,0/89,9

Удельный расход топлива (в составе TBC) [кг/МВт(эл)гоя] 24/24 16,5/16,5 12,5/12,5 14/7 12/6 11,7/5,85

Удельный расход природного урана и тория [кг/МВт(эл) год] 145/24 116/16,5 102/12,5 83/7 87/6 96/5,85

Удельное количество разделительной работы [кг ЕРР/МВфл)год] 89,5 77,68 71,39 52,18 56,50 66,82

Наработка 'JiU+2i5U [кг/МВт(эл)-год! 0,287 0,179 0,168 0,203 0,153 0,087

Приведены результаты расчетов аксиальных распределений макросечений деления и плотностей знерговыделения в урановых и ториевых TBC. В качестве примера на рис.2 приведены зависимости средних макросечений деления по спектру нейтронов в каналах, содержащих урановые и ториевые TBC, для варианта загрузки реактора 3:1 с начальным обогащением урана 2,0%.

Рис. 2. Зависимости средних макросечений деления ториевых и урановых TBC по длине канала. (1) скорость ториевых TBC вдвое больше урановых TBC (2) скорости урановых и ториевых TBC равны между собой (3) скорость ториевых TBC вдвое меньше урановых TBC

Показано, что распределение макросечения деления в ториевых TBC тем ровнее, чем меньше скорость их аксиального перемещения. Неравномерное распределение макросечений деления по длине каналов, содержащих урановые и ториевые TBC, отражается на плотности энерговыделения по длине каналов.

На рис.3 в качестве примера приведены распределения относительных плотностей энерговыделения для двух вариантов скорости движения ториевых TBC для варианта загрузки реактора 3:1 с начальным обогащением урана 4,0%. Как видно из графиков, максимумы энерговыделения как в урановых, так и в ториевых каналах смещены относительно центра активной зоны. Ука-

заны возможные пути выравнивания аксиального распределения энерговыделения в урановых TBC.

а.) б.)

Рис.3. Распределения относительных плотностей энерговыделений ториевых и урановых каналов по длине каналов, а.) скорости ториевых и урановых TBC равны между собой. б.) скорость ториевых TBC вдвое меньше скорости урановых TBC.

Замечено, что макросечение деления ториевых TBC на выходе из активной зоны практически одинаково, поскольку концентрация делящихся изотопов урана в них достигает своего асимптотического значения, составляющего примерно 1,3% по отношению к сырьевому материалу торию-232. Это почти вдвое выше, чем содержание урана-235 в природном уране, и может служить основанием для замыкания топливного цикла по торию. Рассмотрена возможность эффективного использования накапливаемых изотопов урана в ториевых TBC. Предполагается, что облученные ториевые TBC после временной выдержки отправляются на переработку топлива для замыкания топливного цикла по торию. Рассматривается как вариант радиохимической, так и термо-механической переработки с отделением легколетучих продуктов деления (по аналогии с технологией DUPIC для уран-плутониевого топлива). Предполагается, что в перспективе, при условии практического освоения термо-механической или радиохимической переработки облученных ториевых TBC, торий может быть возвращен в топливный цикл и позволит получить дополнительную экономию природного урана. В замкнутом совместном топливном цикле урановые и ториевые TBC движутся с одинаковой скоро-

стью в отдельных каналах. В табл. 7 приведены результаты расчетов совместного замкнутого топливного цикла по торию после радиохимической переработки. Результаты показывают, что замыкание совместного топливного цикла по торию после радиохимической переработки позволяет увеличить глубину выгорания уранового топлива и сократить расход природного урана по сравнению с открытым совместным топливным циклом. Заметный эффект сокращения расхода природного урана за счет замыкания по торию наблюдается при загрузке реактора 2:2 с обогащением урана 3,0%.

Также приведены результаты расчетов совместного замкнутого топливного цикла с многократным повторным использованием тория после термомеханической переработки для двух рассмотренных вариантов загрузки реактора в пропорции 3:1 и 2:2. Результаты расчетов показывают, что замыкание совместного топливного цикла по торию после термо-механической переработки наиболее эффективно в первом рецикле для сокращения расхода природного урана. Дальнейшее повышение числа до двух-трехкратного повторного использования ториевого топлива не приводит к экономии природного урана.

Таблица 7

Характеристики замкнутого топливного цикла по торию после радиохимической

переработки

загрузка урановых и ториевых твс Обогащение урана[%] Глубина выгорания урана и тория [МВт-сут/кг! Удельный расход урана и тория (в составе ТВС) [кг/МВт(элУгод1 Удельный расход природного урана [кг/МВт(эл)-год] Удельное количество разделительной работы [кг ЕРР/МВт(эл)-год]

ио2 ТЬОг ио2 ТЮ2

3:1 2,0 35,9 35,9 24,6 8,2 93,6 50,0

3:1 3,0 54,9 53,1 16,2 5,4 97,0 60,5 ■ .

2:2 3,0 46,5 41,7 13,4 13,4 80,0 49,8

2:2 4,0 61,6 53,6 10,2 10,2 83,5 58,5

Пятая глава посвящена анализу полученных результатов. Наиболее простым и очевидным вариантом совершенствования топливного цикла CANDU является переход на слабо обогащенное топливо. Продемонстрирован потенциал этого варианта на примере сравнения показателей реактора типа CANDU с соответствующими показателями реактора типа ВВЭР-1000 (В-392). Включение тория в топливный цикл CANDU существенно расширяет диапазон поисковых исследований, направленных на экономию природных ресурсов и эффективность топливного цикла реактора. Другим путем повышения эффективности использования тория может быть замыкание топливного цикла по торию, включающее радиохимическую или термомеханическую переработку облученного ториевого топлива.

Основные выводы

1. Продемонстрирован возможный диапазон сокращения потребления природного урана (на примере типового проекта реактора CANDU) и соответствующего изменения основных натуральных показателей топливного цикла (объем твэльного производства, объем единицы работы разделения) при переходе на слабо обогащенное ядерное топливо и использовании тория.

2. Показано, что замена тяжелой воды в контуре охлаждения на легкую воду приводит к ухудшению показателей по использованию ядерного топлива и приводит к значительному увеличению температурного коэффициента реактивности по сравнению с тяжеловодным вариантом.

3. Установлено, что использование радиальных перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» позволяет существенно понизить коэффициент неравномерности и максимальную плотность энерговыделения в топливе в случае использования в CANDU слабо обогащенного топлива.

4. Показано, что дополнительные операции по радиальным перестановкам TBC со слабо обогащенным топливом не приводят к увеличению на-

грузки на перегрузочные машины по сравнению с базовым вариантом. Целесообразно предусматривать техническую возможность радиальных перестановок TBC во вновь строящихся и проектируемых реакторах типа CANDU, рассчитанных на длительный срок эксплуатации.

5. Показано, что при замыкании топливного цикла по торию за счет термомеханической или радиохимической переработки облученных ториевых TBC возможно небольшое дополнительное сокращение потребления уранового топлива как в составе TBC, так и в пересчете на природный уран. При этом также возможно значительное сокращение потребления природного тория.

6. Целесообразность замыкания топливного цикла по торию только с точки зрения экономии природных ресурсов урана нельзя считать очевидной. Радиохимическая переработка ториевых TBC может быть оправдана другими соображениями, например, накоплением урана-233 для использования в реакторах других типов, либо для реализации режима самообеспечения топливом в реакторах типа CANDU.

Основные публикации по теме диссертации

1. Мин Мин Со, Наумов В.И., Сравнительный анализ перспективных топливных циклов тяжеловодных реакторов типа САОТ)11. // Научная сессия МИФИ-2007. Сб. научных трудов. Том 8, М.: МИФИ, 2007, С. 119-122.

2. Мин Мин Со, Наумов В.И., Сравнительный анализ вариантов перспективных топливных циклов тяжеловодных реакторов типа САЖШ. // Инженерная физика. 2007. № 3. С. 18-20.

3. Мин Мин Со, Тан Зин Чжо, Наумов В.И., Анализ смешанных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория в реакторах типа САКГОи. // Научная сессия МИФИ-2008. Сб. научных трудов. Том 1, М.: МИФИ, 2008, С. 134-136.

4. Мин Мин Со, Наумов В.И., Савандер В.И., Нейтронно-физический анализ схемы перегрузок топлива в тяжеловодных реакторах типа СА№)и с зонным изменением шага решетки. // Научпая сессия МИФИ-2008. Сб. научных трудов. Том 1, М.: МИФИ, 2008, С. 97-99.

5. Мин Мин Со, Наумов В.И., Перспективные топливные циклы тяжеловодных реакторов типа САМБИ // Актуальные проблемы физики ядерных реакторов - эффективность, безопасность, нераспространение. Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2008». С. 186-188.

6. Мин Мин Со, Наумов В.И., Нейтронно-физический анализ перспективных топливных циклов реакторов типа САЖ)И с позиций эффективности использования природных ресурсов и показателей безопасности. // Известия вузов. Ядерная энергетика.2008. №.3. С. 65-73.

7. Мин Мин Со, Анализ возможности и условий внедрения слабо обогащенного топлива в реакторах типа САЖШ. // 6-я Курчатовская молодежная научная школа. Сб. аннотаций работ. М.: 2008, С. 34.

8. Аунг Бо Хейн, Мин Мин Со, Наумов В.И., Анализ комбинированных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория в реакторах типа САЖ>и. // Научная сессия МИФИ - 2009. Аннотация докладов. Том 1, М.: МИФИ, 2009, С. 56.

Подписано в печать: 10.04.2009

Заказ № 1836 Тираж - 90 экз. Печать трафаретная. Типография «11-й ФОРМАТ» ИНН 7726330900 115230, Москва, Варшавское ш., 36 (499) 788-78-56 www.autoreferat.ru

ОСНОВНЫЕ СОКРАЩЕНИЯ И ОБОЗНАЧЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЩЕЕ СОСТОЯНИЕ СУЩЕСТВУЮЩИХ

ТЯЖЕЛОВОДНЫХ КАНАЛЬНЫХ РЕАКТОРОВ И ИХ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ.

1.1. Типичные конструкции тяжеловодных реакторов типа СА>ГОи.

1.2. Выгорание и система перегрузки топлива в тяжеловодных реакторах типа САМОЙ.

1.3. Ядерные топливные циклы тяжеловодных реакторов.

1.3.1. Топливный цикл на природном уране.

1.3.2. Топливный-цикл на слабо обогащенном уране.

1.3.3. Уран-плутониевый (МОКС) топливный цикл.

1.3.4. Ториевый топливный цикл [28,30,32].28'

Выводы к главе и постановка задачи исследования.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ

ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ СЛАБО ОБОГАЩЁННОГО УРАНА И СМЕШАННОГО МОКС-ТОПЛИВА

2.1. Данные для нейтронно-физического расчёта.

2.2. Анализ возможностей получения высокого выгорания и нуклидный состав выгружаемого топлива.

2.3. Анализ удельного годового расхода топлива при использовании слабо обогащенного урана и смешанного МОКС-топлива.

2.4. Сравнительный анализ коэффициента реактивности по плотности и по температуре теплоносителя при замене тяжеловодного теплоносителя на легководный.

2.5. Анализ коэффициента реактивности по температуре топлива.

2.6. Анализ коэффициента реактивности по мощности реактора и по « расходу теплоносителя.

2.7. Анализ возможности достижения отрицательного коэффициента реактивности по температуре теплоносителя.

Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ УМЕНЬШЕНИЯ

КОЭФФИЦИЕНТА НЕРАВНОМЕРНОСТИ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЗА СЧЁТ ПЕРЕСТАНОВОК TBC ПО СХЕМЕ «ПЕРИФЕРИЯ-ЦЕНТР

ПЕРИФЕРИЯ»

Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ СОВМЕСТНОГО ТОРИЙ-УРАНОВОГО

ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА.

4.1. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми TBC в пропорции 3:1.

4.2. Анализ совместного открытого топливного цикла при загрузке реактора урановыми и ториевыми TBC в пропорции 2:2.

4.3. Анализ коэффициентов реактивности совместного открытого торий-уранового топливного цикла.

4.4. Анализ накопления урана-233 в ториевых TBC и энерговыделений ториевых и урановых каналов в совместном открытом торий-урановом топливном цикле.

4.5. Анализ возможностей и условий сокращения потребления природных ресурсов урана за счёт замыкания топливного цикла по торию.

Выводы к главе 4.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей максимально эффективного и экономного использования доступных природных ресурсов ядерного топлива. Этот поиск ведётся по различным направлениям, с учётом потенциальных физических возможностей улучшения нейтронного баланса в ядерно-энергетических установках, с учётом технических и технологических возможностей реализации существующих физических резервов, с учётом возможного расширения топливной базы как за счёт увеличения разведанных запасов природного урана, так и вовлечения альтернативного сырьевого материала тория-232. Одним из критериев для оценки и выбора тех или иных вариантов является экономика, включающая все затраты на реализацию топливного цикла по той или иной схеме. О направлениях современных поисков в путях развития ядерной энергетики можно судить, в частности, по содержанию известной программы «Поколение - IV».

Важно отметить, что выбор того или иного варианта ядерной энергетики и типа ядерно-энергетических установок для конкретной

• 1 страны неоднозначен и зависит от наличия альтернативных источников энергии, от перспективных планов увеличения производства энергии в данной стране, от состояния национальной сырьевой, технической и технологической базы, от возможностей получения материалов и технической помощи от других государств. По совокупности этих соображений ряд стран, начинающих внедрять ядерную энергетику, сделал выбор в пользу тяжеловодных канальных реакторов типа CANDU (CANadian Deuterium (moderated) Uranium (fueled) reactor), работающих на природном уране в условиях открытого топливного цикла и обеспечивающих в настоящее время наиболее экономичное использование природного урана. Тяжеловодные канальные реакторы типа CANDU в настоящее время составляют значительную долю мировой ядерной энергетики.

Один из серьёзных недостатков реакторов типа САМЭи, при использовании природного урана, состоит в том, что в этом варианте выгорание топлива не превышает 10 МВт-сут/кг, что в 5-6 раз ниже, чем в современных легководных реакторах, работающих на обогащённом топливе. Это приводит, с одной стороны, к большому объёму производства тепловыделяющих элементов (твэлов), а с другой стороны — к большому объёму хранилищ облучённого топлива, не подлежащего радиохимической переработке. Это побудило разработчиков проектов реакторов САЖШ к созданию проектов модернизированных вариантов тяжеловодных канальных реакторов на слабо обогащённом уране с увеличенным выгоранием топлива. Можно заключить, что перспектива САЖШ в значительной степени связана с использованием обогащённого топлива, открывающим, помимо увеличения выгорания, ряд новых возможностей.

Ядерно-энергетические установки, проектируемые и строящиеся в настоящее время, рассчитаны на период эксплуатации 50-60 лет. В течение этого времени могут произойти существенные изменения в состоянии сырьевой базы, в разработке технологии ядерного топливного цикла, в организации международного сотрудничества, неизбежно появятся новые реакторы с более совершенными техническими и экономическими показателями. В связи с этим представляются важными исследования, связанные с изучением возможностей совершенствования уже построенных реакторов в процессе их эксплуатации, совершенствования топливного цикла, внедрения новых видов ядерного топлива и др.

Судя по имеющимся оценкам и прогнозам развития мировой ядерной энергетики, значительный прирост мощностей атомных электростанций предполагается за счёт строительства новых АЭС в развивающихся странах, в том числе - в странах Юго-Восточной Азии. Многие развивающиеся страны начинают свои ядерные программы в условиях, когда появляются первые тревожные сигналы о возможном исчерпании-ресурсов сравнительно дешёвого урана в обозримом будущем. Это обостряет для них проблему выбора стратегии развития ядерной энергетики с учётом экономного расходования природных ресурсов; включая возможность перехода, на альтернативные варианты топливных циклов на основе тория: Тяжеловодные канальные реакторы, имеют значительные: преимущества1! перед! другими типами- ядерно-энергетических установок как в экономном; расходовании; природного урана; так и в возможностях перехода на альтернативные варианты топливных циклов. * .

Судя по обзору литературных данных, относящихся к перспективам эволюции концепции САМЖ, можно отметить основные направления научных поисков и проектных разработок: ^ .

Г., Повышение начального обогащения топлива; ■

21 Использование смешанного (МОКС) - топливазшсчёт включения; в его состав «энергетического» плутония либо на базе БиР1С-технологии;

3- Замена тяжеловодного теплоносителя обычной лёгкой;; водош в; сочетании с обогащенным топливом;

4. Внедрение в топливный цикл САЫЭи альтернативного сырьевого: материала тория-232, вплоть до реализации; режима самообеспечения по делящемуся изотопу урану-233 .

Задача данной работы состояла в сравнительном, анализе с единой;, методическойс позиции; различных вариантов, перспективных топливных циклов, реакторов типа;^ САШ)1!1 с учётом, возможности достижения высокого; выгорания топлива и влияния на натуральные показатели-: производственных этапов; топливного цикла и основные парамётры безопасности.

10

Цель работы

Целью диссертационной работы явилось получение количественных данных по основным показателям перспективных топливных циклов и параметрам безопасности реакторов CANDU, их сравнительный анализ и рекомендации по внедрению.

Актуальность работы Реакторы типа CANDU, способные эффективно работать на природном уране в условиях открытого топливного цикла, могут быть привлекательны для стран, начинающих осваивать ядерную энергетику. К недостаткам действующих реакторов CANDU следует отнести относительно небольшую глубину выгорания ядерного топлива, что отражается на объемах производства TBC и хранения облученного топлива. Учитывая длительный срок службы реакторов нового поколения (50-60 лет), возможные изменения на рынке ядерного топлива, прогресс в разработке ядерных реакторов других типов, создание региональных центров по производству и переработке топлива, не исключена возможность существенного совершенствования топливных циклов CANDU с целью сохранения их конкурентоспособности. Актуальность работы обусловлена необходимостью получения достаточно полной информации о возможностях эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU на этапе принятия решений по выбору направлений развития ядерной энергетики и по масштабам производственных мощностей обеспечения их топливных циклов. Результаты исследований могут представлять интерес для российского атомного комплекса с позиции его участия в международных проектах региональных центров по I производству и переработке ядерного топлива и поставок ядерного топлива в страны, эксплуатирующие реакторы типа CANDU.

Научная новизна работы Научная новизна работы состоит в комплексном исследовании с единой методической позиции и физическом обосновании различных вариантов топливных циклов реакторов типа CANDU. Наряду с топливными циклами на слабо обогащенном уране рассмотрены различные варианты на базе МОКС-топлива и варианты совместных топливных циклов на основе слабо обогащенного урана и тория. Исследованы варианты совместных топливных циклов, которые ранее в литературе не рассматривались. Получены оценки натуральных показателей топливных циклов и коэффициентов реактивности. Обоснованы возможности профилирования энерговыделения за счёт перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» с учётом специфики реактора CANDU.

Автор защищает Автор выносит на защиту:

1. Результаты комплексного анализа перспективных топливных циклов реакторов CANDU на основе слабо обогащённого урана и МОКС-топлива.

2. Результаты комплексного анализа совместных топливных циклов на основе слабо обогащённого урана и тория.

3. Результаты исследований и рекомендации по организации перегрузок топлива в реакторах CANDU с целью профилирования энерговыделения и повышения безопасности.

Практическая значимость Практическая значимость полученных результатов состоит в формировании представлений о возможной эволюции топливных циклов реакторов типа CANDU, полученной оценке натуральных показателей топливных циклов, в возможном использовании результатов для экономических оценок и принятия решений о реализации рассмотренных вариантов.

Достоверность результатов Достоверность полученных результатов базируется на использовании многократно проверенных вычислительных средств (Программа ГЕТЕРА), совпадении проведенных тестовых расчётов для известных вариантов топливных циклов СЛЫБи и физической непротиворечивости результатов расчётов.

Апробация и публикации Основные положения работы докладывались и обсуждались на XV семинаре по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2008» (Москва, 2-6 сентября 2008 г.), на 6-й Курчатовской молодёжной научной школе (Москва, 17-19 ноября 2008 г.), на Научных сессиях МИФИ в 2007, 2008 и 2009 г.г.

Структура и объём диссертации Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 118 страницах, содержит 27 рисунков и список цитируемой литературы из 94 наименований.

Выводы к главе 4

1. Проведен анализ вариантов совместного топливного цикла на базе слабо обогащенного урана и тория в реакторах типа CANDU. Рассмотрены варианты открытого топливного цикла при раздельном размещении урановых и ториевых TBC без дообогащения тория делящимися изотопами, а также варианты закрытого топливного цикла по торию с термо-механической или радиохимической переработкой ториевых TBC.

2. Показаны условия и масштаб эффекта, при которых может быть достигнута значительная экономика природного урана в совместном открытом топливном цикле за счёт замещения части топливной загрузки ториевыми TBC.

3. Исследованы основные нейтронно-физические характеристики размножающих сред с комбинированной топливной загрузкой. Показано, что частичное включение в загрузку реактора ториевых TBC не приводит к заметному ухудшению коэффициентов реактивности по сравнению с базовым вариантом и вариантами на слабо обогащённом уране.

4. Приведены результаты расчётов аксиальных распределений макросечений деления и плотностей энерговыделения в урановых и ториевых TBC. Продемонстрировано влияние относительных скоростей движения ториевых и урановых TBC. Показано, что распределение макросечения деления в ториевых TBC тем ровнее, чем меньше скорость их аксиального перемещения. Указаны возможные пути выравнивания аксиального распределения энерговыделения в урановых TBC.

5. Показано, что при замыкании топливного цикла по торию за счёт термо-механической или радиохимической переработки облучённых ториевых TBC возможно небольшое дополнительное сокращение потребления уранового топлива как в составе TBC, так и в пересчёте на природный уран. При этом также возможно значительное сокращение потребления природного тория.

6. Целесообразность замыкания топливного цикла по торию только с точки зрения экономии природных ресурсов урана нельзя считать очевидной. Радиохимическая переработка ториевых TBC может быть оправдана другими соображениями, например, накоплением урана-233 для использования в реакторах других типов, либо для реализации режима самообеспечения топливом в реакторах типа CANDU.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ

Основной целью выполненной работы была демонстрация на конкретных примерах возможностей совершенствования и эффективности топливных циклов тяжеловодных реакторов типа САМЭи в условиях наличия и доступности соответствующей технологической базы. Приведенные примеры отнюдь не исчерпывают всех потенциальных возможностей концепции САЪГОи и оставляют широкое поле для дальнейших исследований. Тем не менее они дают определённое представление о потенциальных возможностях, заложенных в концепции этого типа ядерно-энергетических установок как в эффективности использования природного урана, так и в объёмах производств топливного цикла.

Наиболее простым и очевидным вариантом совершенствования топливного цикла САМЭи является переход на слабо обогащённое топливо. Продемонстрировать потенциал этого варианта можно на примере сравнения показателей реактора типа САЪГОи с соответствующими показателями реактора типа ВВЭР. Для сравнения выбран один из современных проектов ВВЭР-1000 (В-392) [94].

В таблице 5.1. приведены основные проектные характеристики реактора ВВЭР с расчётными оценками параметров, характеризующих эффективность его топливного цикла, и соответствующие расчётные оценки для реактора типа САЪГОи для различных начальных обогащений топлива в условиях открытого топливного цикла. Расчётные оценки потребностей в природном уране для ВВЭР и САЪГОи сделаны в одинаковом предположении, что содержание урана-235 в отвале разделительного производства составляет 0,25%, и поэтому могут считаться достаточно консервативными. В случае уменьшения содержания урана-235 в отвале разделительного производства до 0,1% приведённые данные по расходу природного урана могут существенно измениться.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В рамках диссертационной работы выполнены исследования перспективных топливных циклов тяжеловодных реакторов типа CANDU, включающее эффективность и влияние новых топливных композиций на показатели безопасности. В задачу работы входило сравнительное исследование комплекса проблем топливных циклов CANDU с единой методической позиции. Были сравнены нейтронно-физические характеристики при использовании различных составов топлив в тяжеловодном реакторе типа CANDU.

Проведено исследование возможностей профилирования энерговыделения за счёт радиальных перестановок TBC по схеме «периферия-центр-периферия» в пределах активной зоны в реакторах типа CANDU при использовании в качестве топлива слабо обогащённого урана.

Приведены оценки эффективности профилирования в реакторе CANDU в диапазоне начального обогащения топлива от 0,71 до 3,0%.

На основе единой методики выполнены комплексные исследования по i совершенствованию топливного цикла реактора типа CANDU за счёт использования слабо обогащённого топлива и МОКС-топлива на базе компонентов после радиохимической переработки облучённого топлива реакторов ВВЭР, а также при использовании DUPIC-технологии. Получены расчётные результаты по энерговыработке и составу выгружаемого топлива в зависимости от исходного состава. Показана возможность и условия достижения энерговыработки, сравнимой или превышающей энерговыработку в существующих легководных реакторах. Рассчитаны коэффициенты реактивности для различных вариантов топливных композиций.

Исследовано влияние замены тяжёлой воды на лёгкую воду в качестве теплоносителя. Показано влияние замены на величину энерговыработки и коэффициенты реактивности.

В работе выполнен комплексный анализ модернизации топливного цикла канальных тяжеловодных реакторов типа CANDU в условиях перехода на слабо обогащённое топливо и частичное внедрение тория в топливные загрузки реактора. Проведены расчёты глубины выгорания топлива в различных вариантах комбинации топливных загрузок, расчёты параметров, влияющих на безопасность реакторов (коэффициенты реактивности по температурам топлива и теплоносителя), а также макропараметры топливных циклов, расход природного урана и тория, расход рабочего топлива в виде TBC, расход разделительной работы, наработка нового делящегося материала в ториевых TBC.

1. Heavy Water Reactors: Status and Projected Development. // Technical Report Series № 407. International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna.2002.

2. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1984.

3. Наумов В.И. Канальные энергетические реакторы. // Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2003.

4. Боболовин В.Н., Ядерная Энергетика Канады. // Атомная техника за рубежом. 1977. № 10.

5. Ганчев Б.Г., Калишевский JI.JI., Демешев Р.С., Журавский Ю.В., Ядерные Энергетические Установки. //М.: Энергоатомиздат, ,1983.

6. Климов А.Н., Ядерная Физика и Ядерные Реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002.с

7. Duffey R., Torgerson D., Hedges K. The Status and Future of CANDU Reactor Technology. // В сб.: Межд. Научно-техн. конф. «Канальные реакторы: проблемы и решения». Октябрь 2004, НИКИЭТ им Н.А. Доллежаля, Курская АЭС.

8. Jeremy J. Whitlock, The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution To World Peace. // International Youth Nuclear Congress. 2000.

9. Наумов В.И., Хромова М.Ф., Физический расчёт канальных реакторов. Москва. 1985.

10. Харт P., Уэлс H., Реактор CANDU уменьшенной мощности. // Атомная техника за рубежом. 1985, № 12.

11. Н.Перера Дж., Разработка пассивного тяжеловодного реактора. // Атомная техника за рубежом. 2004, № 5.

12. Кириллов П.Л. Усовершенствованный канадский ядерный реактор ACR-700 с охлаждением водой сверхкритических параметров. // Атомная техника за рубежом. 2005. №.1.

13. Тюнин И.Б., Эволюционные и Инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. // Атомная техника за рубежом. 2005. № 1.

14. Егалин Ю.П., Усовершенствованные реакторы.// Атомная техника за рубежом. 2003. № 10.

15. Федеров Ю.С., Бибичев Б.А., Зильберман Б.Я., Кудрявцев Е.Г., Использование Регенерированного Урана и Плутония в тепловых реакторах. // Атомная энергия т.99, вып. 2, 2005.

16. Гоке У., Браун В., Вебер Е., Регенерация топлива: 30 лет МОКС- и ERU- топливу для легководных реакторов. // Атомная техника за рубежом. 2008. №.1.20."New fuel Project for Bruce В." Project Description, December, 2003.

17. Tsukasa 0.,Takashi I., Yoshitake S., Análisis of mixed oxided fuel loaded cores in the heavy water reactor FUGEN.// Juornal of Nuclear Science and Technology. Vol. 40. № 11. 2003.

18. Sullivan J.D., Boczar P.G., Cox D.S., Yang M.S., Lee J.S., Benefits of the DUPIC Fuel cycle strategy. -In: Future Nuclear Systems GLOBAL'99

19. Nuclear Technology — Bridging the Millennia, Proc. of Intern. Conf. — Wyoming. USA.

20. Пшакин Г.М., Гераскин Н.И., Апсэ B.A., Савандер В.И., Мурогов. В.М. и др. Ядерное нераспространение. Москва, 2004.

21. Апсэ В.А, Шмелев А.Н. Разработка и перспективы использования DUPIC-технологии. // Атомная техника за рубежом. 2002. №.8.

22. Yang М., Characteristics of DUPIC fuel fabrication technology. In: Future Nuclear Systems GLOBAL'97 (Proc. Of Intern. Conf., Yokohama, Japan), v. l,p. 535-537.

23. Мурогов B.M., Троянов М.Ф., Шмелев A.H., Использование тория в ядерных реакторах. Москва: Энергоатомиздат, 1983.

24. Jungmin Kang, Frank N. von Hippel. "U-232 and the Proliferation Resistance of U-233 in Spent Fuel". // Science and Global Security, 2001, Vol. 9.

25. Проценко A.H., Перспективы использования ториевых топливных циклов в ядерной энергетике .//Атомная техника за рубежом. 1978. № 1.

26. Le Dai Dien, На Van Thong, Giang Thanh Hieu, Comprehensive study of Lattice Cell Calculations for Thorium Based Fuel Cycle in Light Water Reactors Using SRAC code. 2004.

27. Puill A., "Thorium Utilization in PWRs. Neutronics Studies". In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 185-197.

28. Majumdar S., Purushotham D.S.C., "Experience of Thorium Fuel Development in India". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 69-76.

29. Troyanov M. F., "On some issues of Thorium Fuel Cycle Study". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 316-320.

30. Kumar A., Kannan U., Padala Y., Behera G. M., Srivenkatesan R., Balakrishnan K., "Physics Design of Advanced Water Reactor Utilizing

31. Thorium". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option,and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 165-175.

32. Hirakawa N., "Studies of Thorium Fuel Cycle in Japan". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 42-53.

33. Balakrishnan K., Majumdar S., Ramanujam A., Kakodkar A., "The Indian Perspective on Thorium Fuel Cycles". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 257-265.

34. Thompson C.A., "Nuclear, Energy Research Initiative: Thorium Fuel Cycle Projects". // In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 97-103.

35. Wilson P.D., "Development Requirements in Reprocessing Thorium Fuels". // Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. (IAEA-TECDOC-1319) IAEA, Vienna, 2002. p. 343-355.

36. Jin Xingqing, Xu Yunling., "Study Of Thorium Fuel Cycles Burning Plutonium in Module-HTR". In: Proc. of Three IAEA Meetings on Thorium Fuel Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 215220.

37. Boczar P.G., Dyck G.R., Chan P.S.W., Buss D.B., "Recent Advances in Thorium Fuel Cycles for CANDU Reactors". // In: Proc. of Three IAEA

38. Meetings on Thorium Fuel, Utilization: Option and Trends. IAEA-TECDOC-1319, 2002, p. 104-120.

39. Бергельсон Б.Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г.В., Ли Цзиньхун, Режим самообеспечения топливом (ураном-233) для- тяжеловодного1 энергетического реактора типа CANDU. // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 5.

40. Бергельсон Б.Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г.В., Оптимизация торий-уранового режима в тяжеловодных реакторах типа CANDU. // Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 5.

41. Бергельсон Б.Р., Тихомиров Г.В:, Расширенное4воспроизводство 233U в тяжеловодном^бланкете электроядерной установки. // Атомная энергия, 2001, т. 91, вып. 2.

42. БергельсошБ.Р., Герасимов A.C., Тихомиров Г.В., Плотностной эффект реактивности энергетического тяжеловодного реактора, работающего в1. О П 'режиме самообеспечения U. // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып. 5.

43. Belousov N, Bichkov S, Marchuk J. The Code GETERA For Cell And Policell Calculations Models And Capabilities. // Proceeding of the 1992 Topical Meeting on Advances in Reactor Physics. March 8-11, 1992. Charlston, USA.

44. Синев H.M. Экономика ядерной энергетики. M.: Энергоатомиздат, 1987.

45. Физика выгорания топлива в ядерных реакторах. Материалы 2-го Всесоюзного семинара по проблемам физики реакторов. М.: ЦНИИ., Атоминформ, 1980.

46. Наумов В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов. Москва,2003.

47. Фейнберг С.М., Анциферов Е.С., Катков В.П., и др., Выгорание горючего в водо-водяных энергетических реакторах и эксперименты с уран-водной решеткой. // Ядерные реакторы и ядерная энергетика.

48. Вторая международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Доклады советских ученых. Москва, 1959.

49. Галанин А.Д., Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1990.

50. Ядерные Реакторы повышенной безопасности. Анализ концептуальных разработок. М.: Энергоатомиздат, 1993.

51. Xie Zhonsheng., Boczar P.G., CANDU Fuel-Cycle Vision. 2005.

52. Torgerson D.F., Boczar P.G., Dastur A.R., CANDU Fuel Cycle Flexibility. 1994.

53. Бабаев H.C., Демин В.Ф., Ильин Л.А.и др. Ядерная энергетика, Человек и Окружающая среда. М.: Энергоатомиздат, 1984.

54. Фрэнк фон Хиппель, Всеобщий подход к устранению высокообогащенного урана из топливных циклов всех ядерных реакторов. 2005.

55. Соболев В.П., Кузнецов В.А., Системы обеспечения безопасности ядерных энергетических установок. Москва, 1989.

56. Белоусов Н.И., Наумов В.И., Канальный реактор с комбинированным охлаждаемым замедлителем. // Атомная энергия, 1992, т. 73, вып. 6.

57. Gord L. Brooks. "A Short History of the CANDU Nuclear Power System". 1993.

58. Jerry M. Hopwood. "The Next Generation of CANDU Technologies".2001.72."Vision 2020 and Beyond: The Need for Nuclear Research and Development in the 21st Century". // Report of the AECL Research and Development Advisory Panel for 2003.

59. Harms A.A. "An Introduction to the CANDU Nuclear Energy Conversion System". 1975.

60. Victor Mourogov. "Development of Innovative Reactors and Fuel Cycles: The IAEA Role". World Nuclear Association Annual Symposium. September. 2001.

61. Sinha R.K., Anil Kakodkar, "Advanced Heavy Water Reactor." INS News. Vol. 16, № 1,2003.

62. Doria F.J., "CANDU Safety: Large Loss of Coolant Accident." 2001. May.77."CANDU SCWCR". Information Exchange Meeting on SCWCRs, Washington, DC, November, 2002.

63. Уборский В.В., Алексеев! И.А., Основные характеристики тяжелой воды. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006 г. Тяжёлая вода.

64. Развитие быстрых натриевых и тепловых тяжеловодных реакторов в Японии (реферат).// Атомная техника за рубежом. 1983. № 9.

65. Страхов Э.Б., Селиверстов В.В., История проектирования, создания и эксплуатации тяжеловодных ядерных систем в России. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006- г. Тяжёлая вода.

66. Стукин А.Д. Тяжёлая вода в ядерной энергетике. // Новости ФИС. Информационный бюллетень. Специальный выпуск 2006 г. Тяжёлая вода.

67. Jacopo' Buongiorno. "The Supercritical-Water-Cooled' Reactor (SCWR)". ANS, 2002 Winter Meeting.

68. Snell V.G., "CANDU Safety: CANDU Nuclear Power Plant Design". 2001. May.

69. RoubenB., "Introduction to Reactor Physics". AECL, 2002, September. . 85.Page R.D., "Canadian Power Reactor Fuel." Report of AECL-5609, March, 1976.

70. Petrunik K.J., Kang Rixin, "Qinshan CANDU Project: Construction Experiences and Lessons Learned to Reduce Capital Costs and Schedule Based on Qinshan CANDU Project in China." February, 2003.

71. CANDU 6 Technical Summary. // CANDU 6 Program Team. Reactor Development Business Unit. June, 2005.

72. Петруник К. На пути к коммерческому реактору ACR-1000.// Атомная техника за рубежом. 2008. № 6.

73. Гмырко В.Е, Гроздов И.И., и др., Реакторы канального типа как составная часть ядерной энергетики России.// Атомная энергия, т. 103, вып. 1, 2007.

74. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС 89 (Официальный документ). М., Госатомнадзор.

75. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г., Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002.