Сравнение традиционной и нетрадиционной цепочек в топливной решетке легководного реактора с плотностью теплоносителя 0.72 и 0.1 г/см3

Прежде всего обратим внимание на то, что вследствие большого поглощения в ^23|Ра и ²³⁷Np (см. сечение захвата нейтронов на рис. 4.4) их введение в топливо приводит к существенному изменению (ужестчению) спектра нейтронов (рис. 5.3), что улучшает размножающие свойства вторых нуклидов цепочек «U и «Ри и это, соответственно, скажется на улучшении нейтронного баланса при реализации этих цепочек. Дальше в нашем рассмотрении топливные решетки характеризуются не типом спектра нейтронов, а величиной плотности легководного теплоносителя.

Рис. 5.3. Влияние протактиния на спектр нейтронов.

На рис. 5.3 показаны гистограммы спектров при полной замене в топливе «U на «Ра (сходное изменение наблюдается и при замене на ²³⁷Np). Замена осуществлена с увеличением содержания делящегося материала ²³⁵U для сохранения критичности, что совместно приводит к значительному изменению спектра нейтронов. Можно видеть также, что в то время как спектр нейтронов реактора типа ВВЭР-1000 с типичной урановой загрузкой характеризуется важной долей тепловых и эпитепловых нейтронов, при введении в топливо существенной доли ²³¹ Ра (или ²³⁷Np) тепловая и эпитепловая (до 1 кэВ) части спектра становятся незначительными. Поэтому в данном случае для достижения глубокого выгорания в качестве конструкционного материала можно использовать сталь. Действительно, при уменьшении доли тепловых и эпитепловых нейтронов поглощение в элементах, входящих в состав стали, снижается. Вместе с тем, использование стальной оболочки способствует сохранению работоспособности твэла при более глубоком выгорании по сравнению с оболочкой, выполненной из циркония и сплавов на его основе.

Сравним следующие топливные композиции: топливную композицию на основе ²³²Th и ²³³U и топливную композицию, в которой присутствует ²³¹ Ра, что «задействует» нетрадиционную цепочку нуклидных превращений (~ Ра —> U —> U), и, как ожидается, позволит продлить кампанию топлива и повысить выгорание.

Применительно к спектру нейтронов, соответствующего плотности теплоносителя теплового реактора типа ВВЭР (Ут/н = 0.72 г/см³), изменение эффективного коэффициента размножения топливной решетки К_т в процессе выгорания топлива представлено на рис. 5.4. Модельные расчеты выполнены для оксидного топлива (10%²³³U+²³¹Pa+²³²Th)O₂, причем доля ²³³U в топливе оставалась неизменной.

Можно видеть, что при замещении «Th на «Ра эффективный коэффициент размножения нейтронов на начало кампании существенно уменьшается, т. е. уменьшается первоначальный запас реактивности, который требуется компенсировать. Это обусловлено тем, что среднее сечение захвата ²³¹ Ра (43 барн) более чем на порядок превосходит сечение захвата ²³²Th (3 барн). Вместе с тем, именно благодаря такому значительному сечению захвата протактиния наблюдается эффективная наработка двух следующих друг за другом делящихся изотопов (' U и U). Это последнее обстоятельство обусловливает более плавное изменение эффективного коэффициента размножения нейтронов в процессе выгорания и, как следствие, увеличение глубины выгорания.

Рис. 5.4. Влияние введения ²³¹Ра на выгорание топлива (у_т/н = 0.72 г/см³).

Допустимая доля протактиния, которая может быть введена в топливо, ограничена коэффициентом размножения нейтронов на начало кампании: он должен быть не менее единицы. Поэтому эффект от введения протактиния можно наблюдать только для тех топливных композиций, доля делящегося нуклида в которых достаточно существенна.

Если увеличить долю делящегося нуклида (в рассматриваемом примере — ²³³U) до такой степени, чтобы даже при полном замещении Th на «Ра эффективный коэффициент размножения нейтронов на начало кампании составлял величину около единицы, то содержание делящегося ²³³U в топливе составит 25%. При этом изменение эффективного коэффициента размножения нейтронов в бесконечной среде в процессе выгорания при переходе от традицион'уу 1.

ной (на основе «Th) к нетрадиционной (на основе «Ра) топливной композиции представлено на рис. 5.5.

Рис. 5.5. Зависимость коэффициента размножения нейтронов (К_то) от глубины выгорания при использовании топлива на основе ²³²Th и ²³¹Ра (спектр легководного реактора типа ВВЭР, у_х/н = 0.72 г/см³).

Как видно из рис. 5.5, при использовании топлива на основе то;

9⁴ 999.

рия (25% «U+75%» Th) начальный запас реактивности весьма существенен: /^(0) ~ 1.9; при этом достижимое выгорание составляет 26% т.а.

Введение

в топливо протактиния приводит к уменьшению начального запаса реактивности, и в то же время к увеличению выгорания топлива. При полной замене тория на протактиний (25%" U+75% ~ Ра) эффективный коэффициент размножения нейтронов остается практически неизменным и близким к единице на протяжения всей кампании, что свидетельствует о том, что накопление продуктов деления и выгорание делящихся нуклидов с хорошей степенью точности скомпенсировано воспроизводством делящихся нуклидов (U и «» U) из протактиния.

В данном случае существенная часть протактиния переходит в делящиеся нуклиды, которые выгорают и, таким образом, достигается сверхглубокое выгорание, близкое к 70% т.а. (рис. 5.5). Легководный реактор типа ВВЭР-1000 мог бы иметь длительность кампании по топливу около 40 лет.

Важно отметить, что поддержание размножающих свойств такого топлива определяется, главным образом, присутствием в нем нуклида ~ Ра. Так что, если вместо делящегося нуклида ««U в свежее топливо поместить делящийся нуклид ²³⁵U, то это уникальное свойство топлива (поддерживать размножающие свойства до сверхглубокого выгорания) сохраняется (рис. 5.6). Однако так как делящийся нуклид ²³⁵U является менее эффективным, чем нуклид ²³³U, то его содержание в топливной композиции, обеспечивающее критичность, больше и составляет около 42% (против 25% ²³³U). Можно предположить, что введение плутония в качестве делящегося материала также сохранит подобные размножающие свойства такой топливной композиции.

Рис. 5.6. Зависимость коэффициента размножения нейтронов (К<*,) от глубины выгорания при использовании топлива на основе ²³⁸U и ²³¹ Ра (легководный реактор типа ВВЭР, у_т/н = 0.72 г/см³).

Подобное топливо могло бы найти применение на плавучих атомных станциях и в космических аппаратах.

Продемонстрируем преимущество, которым обладает цепочка (²³¹Ра—>? ²³²U^ ²³³U^…) перед цепочкой (²³⁷Np^ ²³⁸Pu^ ²³⁹Pu^…) в спектре легководного реактора типа ВВЭР-1000 (у_т/н = 0.72 г/см³). Для этого в состав топливной композиции (10% «U+» «Th) введем.

997 999.

нуклид «Np, а содержание делящегося нуклида U оставим неизменным, как в случае использования тория.

Результаты расчетов приведены на рис. 5.7.

Рис. 5.7. Влияние введения ²³⁷Np на выгорание топлива (у_х/н = 0.72 г/см³).

При сравнении рис. 5.4 и 5.7 можно заключить, что в тепловом спектре нейтронов введение нептуния, в отличие от введения протактиния, приводит к ухудшению размножающих свойств не только свежего топлива, но и в течение всего времени выгорания. Причем с введением нуклида ²³⁷Np в топливо глубина выгорания сокращается, правда, можно заметить, что изменение эффективного коэффициента размножения становится более пологим.

Это обусловлено, главным образом, существенным отличием размножающих свойств U и Ри в тепловой области энергий: в то время как 232U хорошо делится, генерируя избыточные нейтроны (у данного нуклида величина ve -1 положительна, где — число вторичных нейтронов на один захваченный нейтрон), ~ Ри в тепловой области энергий является поглотителем нейтронов (он характеризуется отрицательной величиной eff-1) (рис. 5.8).

Рис. 5.8. Зависимость величины (v^-1) от энергии нейтронов для ²³²U и ²³⁸Ри (где v_ef- число вторичных нейтронов на один поглощенный нейтрон) Таким образом, можно заключить, что размножающие свойства цепочки (²³⁷Np —" ²³⁸Pu —> ²³⁹Pu —>…) в спектре легководного реактора типа ВВЭР-1000 оказываются, действительно, слабее, чем для цепочки (²³¹Ра ²³²U -> ²³³U ->…).