Физические характеристики легководного и высокотемпературного газографитового ядерных реакторов со сверхдлинной кампанией топлива

Нейтронно-физические характеристики топливных решёток долгоживущих активных зон легководого реактора

Как известно, весьма привлекательной является идея разработать такой энергетический реактор, который требовал бы всего одну-две перегрузки (или даже вообще без перегрузок) топлива в течение срока службы (реактор типа «черный ящик»). Однако на этом пути имеется немало трудностей.

Вообще говоря, длительность кампании реактора можно увеличить, снижая энергонапряженность топлива (действительно, ведь самой длинной кампанией может характеризоваться неработающий реактор). Снижение энергонапряженности является также фактором, улучшающим безопасность реактора. Однако это может сопровождаться ростом капиталовложений. Тем не менее, многие современные проекты корпусных легководных реакторов отличаются пониженной плотностью энерговыделения, оставаясь в то же время конкурентоспособными. Так, например, проект реактора повышенной безопасности ВПБЭР-600 характеризуется средней теплонапряженностью активной зоны 69.4 МВт/м³ [3.1], в то время как для реактора ВВЭР-1000 эта величина составляет ~ 110 МВт/м³.

Практически «беспроигрышным» фактором, ведущим к удлинению кампании, является повышение энерговыработки топлива, т. е. его более глубокое выгорание. Как известно, выгорание топлива ограничивается либо исчерпанием запаса реактивности, либо нарушением целостности твэлов. В современных легководных реакторах выгорание топлива ограничивается, главным образом, запасом реактивности и составляет 4−6% т.а. В быстрых реакторах, за счет хороших показателей воспроизводства топлива, достигнутое выгорание составляет 10−15% т.а., а в опытных твэлах с оксидным топливом реактора БОР-60 оно достигло -32% т.а. [3.2] без нарушения целостности оболочки. Следовательно, имеются веские предпосылки к тому, что использование в легководных реакторах твэлов, аналогичных применяемым в быстрых реакторах, позволило бы удлинить кампанию топлива в несколько раз. В этом случае главной задачей становится формирование нуклидного состава топлива, при котором размножающие свойства сохранялись бы на высоком уровне при глубоких и сверхглубоких выгораниях.

Ниже рассматривается топливо на основе смеси нуклидов ²³²ThРаU-" U, и демонстрируется возможность стабилизации размножающих свойств легководных решеток с таким топливом при глубоких выгораниях. Для случаев, когда стабилизация размножающих свойств сохраняется при выгораниях, близких к экспериментально достигнутым в твэлах быстрых реакторов (20−30% т.а. [3.2]), обсуждается применимость термомеханической технологии DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU, более подробно об этой технологии будет сказано в следующих разделах этой главы) для регенерации облученных твэлов, выгруженных из легководного реактора PWR, и затем продолжения облучения в тяжеловодном реакторе CANDU.

Для получения расчетных оценок использовался программный комплекс SCALE-4.3 [3.3], предназначенный для лицензионных расчетов легководных реакторов. С помощью управляющего модуля SAS2H этого комплекса рассчитывалась одномерная бесконечная решетка твэлов и состав топлива в процессе облучения. Транспортный расчет ячейки выполнялся в Sg-приближении с числом внутренних итераций, обеспечивающих оценку с точностью 0.1. Пересчет состава топлива осуществлялся через 0.3−2.7 лет (0.6−4.7% т.а.), в зависимости от достигнутой глубины выгорания, что позволило оценивать К,*, с точностью 0.0001. При выгорании учитывались 81 продукт деления, влияние которых на реактивность было наибольшим. Расчеты проводились в 44-групповом приближении. Для этого использовался файл ядерных данных ENDF/B-IV с программой подготовки констант АМРХ [3.4], причем сечения радиационного поглощения ²³¹Ра и ²³²U, а также сечения деления и число вторичных нейтронов, образующихся при делении ²³²и, были взяты из JENDL-3.0. Отметим, что число вторичных нейтронов ²³²U, рекомендованных в работе [3.5], соответствует данным JENDL-3.0.