RU2619599C1 - Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u - Google Patents
Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u Download PDFInfo
- Publication number
- RU2619599C1 RU2619599C1 RU2016119693A RU2016119693A RU2619599C1 RU 2619599 C1 RU2619599 C1 RU 2619599C1 RU 2016119693 A RU2016119693 A RU 2016119693A RU 2016119693 A RU2016119693 A RU 2016119693A RU 2619599 C1 RU2619599 C1 RU 2619599C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- isotope
- fuel
- uranium
- water
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 56
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- GFRMDONOCHESDE-UHFFFAOYSA-N [Th].[U] Chemical compound [Th].[U] GFRMDONOCHESDE-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 11
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims abstract description 35
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 25
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 15
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000012895 dilution Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000010790 dilution Methods 0.000 claims abstract description 9
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 6
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 5
- XTLPOPNOUNCFDK-UHFFFAOYSA-N [O-2].[U+6].[Th+4].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[U+6].[Th+4].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] XTLPOPNOUNCFDK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000011161 development Methods 0.000 abstract description 2
- 239000007858 starting material Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 29
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 10
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 10
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 8
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 8
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 8
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 7
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 5
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000007865 diluting Methods 0.000 description 3
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000005255 beta decay Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N diuranium Chemical compound [U]#[U] VANPZBANAIIRJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005562 fading Methods 0.000 description 1
- 239000003673 groundwater Substances 0.000 description 1
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 1
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- -1 protactinium Chemical compound 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом. В качестве указанного топлива используют (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)O2 топливо с высоким обогащением по изотопу 235U (235U0.9 238U0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D2O). При этом формируют интенсивность нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н2О) до момента, когда легкая вода займет половину состава. Техническим результатом является возможность продления времени кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, а также возможность обеспечения глубокого выгорания (~90%) стартового изотопа 235U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа 233U. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, к способам эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов в уран-ториевом топливном цикле, обеспечивающим наработку изотопа 233U путем изменения спектра нейтронов. Возможность наработки изотопов урана в уран-ториевом топливном цикле реактора типа ВВЭР с использованием в качестве теплоносителя тяжелой воды (D2O) при разбавлении ее в течение кампании легкой водой (Н2О) будет способствовать увеличению длительности кампании и более глубокому выжиганию реакцией деления тяжелых ядер, что представляет несомненный интерес.
Все действующие в настоящее время энергетические реакторы работают в открытом уран-плутониевом топливном цикле. Это на два порядка ограничивает топливный ресурс ядерной энергетики и сопровождается наработкой большого количества высокоактивных отходов, в том числе плутония, что осложняет обеспечение нераспространения расщепляющихся материалов. Решение этих проблем ядерной энергетики связано с переходом на замкнутый топливный цикл (в том числе на торий-урановый) при воспроизводстве активных изотопов в процессе работы реактора.
Природный торий является моноизотопом 232Th с периодом полураспада T1/2≈1,4×1010 лет и используется в реакторах в качестве сырьевого материала. При поглощении нейтрона 232Th преобразуется в 233U, делящийся нейтронами любой энергии. При поглощении нейтрона ядром 233U, он делится, выпустив два или три нейтрона. Это позволяет обеспечить наработку 233U при поглощении ядром 232Th нейтрона и поддержать цепную реакцию делением следующего ядра 233U. Таким образом, появляется возможность сжигания всего природного тория с выделением энергии ядерного деления в замкнутом уран-ториевом топливном цикле.
В США в Shippingport с 1977 по 1982 г.г. работал легководный реактор-бридер (LWBR) электрической мощностью 60 МВт на оксидном уран-ториевом (233U+232Th) топливе с обеспечением воспроизводства изотопа 233U (Nuclear Science and Engineering, v/102, p. 341-364, 1989 г.), однако дальнейшего развития данное направление не получило. В настоящее время за этот подход выступает компания под названием Lightbridge, Маклин, штат Вирджиния. Способ эксплуатации реактора LWBR включал первоначальную загрузку активной зоны (AЗ) реактора топливными сборками из смеси изотопов 233U+232Th, при этом материалом, способным к ядерному делению, являлся изотоп 233U. Поскольку этого изотопа в природе нет, для первоначальной загрузки его получали в реакторах, в которых может быть выполнено преобразование 232Th в 233U. Конструкция реактора LWBR была запатентована, (патент US 3957575, G21G 1/02, публик. 18.05.1976 г.) Конструкция AЗ включала 12 исходных одинаковых подвижных топливных сборок (ТВС) гексагональной формы, 12 стационарных топливных сборок в зоне воспроизводства и 15 отражающих модулей. Водотопливное отношение выбиралось в диапазоне 0.3-0.6 за счет плотного размещения в ТВС топливных стержней. Стержни исходных сборок и зоны воспроизводства выполнены неоднородными. Они включали центральную часть переменной длины из (233U-232Th)O2 топлива, а также верхние и нижние части из 232Th. Модули отражателя изначально работали только на 232Th. В качестве замедлителя и теплоносителя AЗ реактора использовали легкую воду (Н2О). Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляли в спектре, в котором доля тепловых нейтронов превалирует над долей быстрых нейтронов. Это позволило обеспечить необходимые условия, при которых изотоп 232Th переходил в способный к ядерному делению изотоп 233U. Регулировку работы реактора на мощности осуществляли путем контроля реактивности активной зоны, при понижении которой поддерживали критическое состояние реактора путем обеспечения баланса между нарабатывающимися 233U и поглотителями нейтронов. Обеспечение баланса осуществляли изменением аксиального положения исходных сборок относительно воспроизводящих, в результате чего менялось количество нейтронов, поглощаемых делящейся средой (233U), относительно воспроизводящей среды (232Th). В течение первых трех лет реактор работал с полной тепловой мощностью. В течение последних 2-х лет максимальный уровень мощности составлял в основном 80% от номинальной, перед отключением уровень мощности был постепенно снижен до 57%. Использование в реакторе LWBR (233U-232Th)O2 топлива и легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя обеспечило размножение изотопа 233U.
Недостатком данного аналога является наличие подвижных топливных сборок в AЗ, что требует существенной модификации AЗ и качественно усложняет эксплуатацию реактора, особенно реакторов большой мощности. Следует отметить, что при перемещении подвижных топливных сборок возможно возникновение трудностей в управлении реактором из-за возможных деформаций стержней.
Известен другой способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233U (патент RU 2541516, публик. 20.02.2015), который частично устраняет недостатки предыдущего способа и выбран в качестве ближайшего аналога.
Для упрощения регулирования реактивности реактора, повышения равномерности распределения энерговыделения и эффективности регулирования мощности реактора, а также повышения безопасности эксплуатации и увеличения ресурса активной зоны способ, выбранный в качестве ближайшего аналога, включает следующие операции:
- осуществление первоначальной загрузки реактора оксидным уран-ториевым топливом с массовым соотношением изотопа 233U к тяжелому металлу в активной зоне, равным 0,072;
- использование изотопа 233U в качестве материала, способного к ядерному делению;
- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми;
- использование в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелой воды, при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0;
- управление работой реактора на мощности путем удержания критического состояния (K∞=1) и обеспечения баланса между нарабатывающимися изотопами 233U и поглотителями нейтронов, осуществляют при непрерывном разбавлении тяжелой воды (D2O) легкой водой (Н2O) в течение всей кампании реактора при выборе объемного соотношения состава теплоносителя D2O/H2O в соответствии с выражением (α D2O+(1-α) Н2O), где коэффициент α, который зависит от скорости выгорания топлива, скорости наработки поглотителей, времени эксплуатации реактора и т.д. выбирают из диапазона 1≥α≥0,8.
Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (233U-232Th)O2 таблеток. Начало работы реактора характеризуется выгоранием изотопа 233U и наиболее эффективной наработкой поглотителя нейтронов 233Ра. В способе эксплуатации AЗ, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав теплоносителя, с темпом, соответствующим скорости выгорания топлива и наработки поглотителя нейтронов, уменьшают содержание тяжелой воды в течение кампании реактора до значения 0,8 (к концу 6 года). Это разбавление сопровождается смягчением спектра нейтронов и понижением удельного содержания 233U, необходимого для поддержания критического состояния. Наработка поглотителей нейтронов (осколки деления, 234U, 233Ра…) сопровождается дополнительной наработкой 233U, превышающей его выгорание, что и обеспечивает расширенное воспроизводство изотопа 233U.
В ближайшем аналоге обеспечивается расширенное воспроизводство изотопа 233U, что накладывает ограничение на длительность кампании.
Техническим результатом предлагаемого способа является увеличение длительности кампании без перегрузки топлива.
Указанный технический результата достигается за счет того, что в способе эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U, включающем первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D2O), формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояний, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н2О), при этом в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)O2 топливо с обогащением по изотопу 235U (235U0.9 238U0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, причем разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.
Управление работой реактора можно осуществлять при пониженной удельной мощности.
При использовании в качестве топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)O2 топлива происходит выгорание активного изотопа 235U, которое сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа 233U и активных изотопов 239Pu и 241Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования, что позволяет увеличить длительность кампании без перегрузки топлива.
Применение в качестве топлива высокообогащенного по изотопу 235U (235U0.9 238U0.1) урана с торием позволяет повысить длительность кампании в ~4 и более раз из-за того, что нейтроны деления в основном поглощаются торием (из-за его высокого содержания) с наработкой изотопа 233U, характеризующегося образованием наибольшего числа вторичных нейтронов на поглощенный нейтрон. При этом нарабатываемый изотоп 234U, поглощая нейтрон, нарабатывает хорошо делящийся изотоп 235U, деление которого и радиационный захват нейтронов которым и замыкает этот эффективно работающий укороченный цикл. Из-за этого цикла вероятность поглощения нейтронов нарабатываемыми изотопами 236U, 237Np, 238Pu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс, понижается на порядок в 233U-232Th топливе относительно стандартного уран-уранового топлива. Вместе с этим нарабатываемые осколки деления и актиниды, поглощающие нейтроны, останавливают цепную реакцию деления.
При той же загрузке реактора повышение длительности кампании возможно понижением его мощности путем соответствующего понижения рабочей плотности потока нейтронов. При этом дополнительно повышается относительная вероятность β-распада 233Ра в 233U и его наработка относительно вероятности радиационного захвата нейтронов 233Ра и его перевода в 234U, минуя активный изотоп 233U, что улучшает нейтронный баланс и способствует увеличению времени кампании. Понижение мощности реактора способствует повышению безопасности его работы.
На фиг. 1 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.
На фиг. 2 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.
На фиг. 3 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.
На фиг. 4 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.
На фиг. 5 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.
На фиг. 6 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов; в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.
Примером конкретного выполнения заявляемого способа может служить способ эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР с U-Th оксидным топливом с наработкой изотопа 233U, в качестве теплоносителя и замедлителя AЗ в котором используют тяжелую воду при ее разбавлении в течение кампании легкой водой.
Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)О2 таблеток. Нейтронно-физические расчеты были выполнены для однотвэльной ячейки, предложенной МАГАТЭ (для реактора PWR) с заменой энергетического плутония высокообогащенным ураном (оружейным), легкой воды тяжелой водой, внешнего радиуса ячейки 0,85 см на 0,80 см, для мощности 211 Вт/см и для в 2 раза пониженной (105,5 Вт/см) мощности.
При запуске реактора в качестве теплоносителя используют тяжелую воду, с ее содержанием, близким к 100%, получаемую, например, в промышленной установке по дезинтегрированию ассоциатов молекул тяжелой и легкой воды (патент RU 2163929 С2 С12М 1/33, публик. 10.03.2001), либо способом многоступенчатого изотопного обмена (патент RU 2060801 C1 B01D 59/28, публик. 27.05.96), либо из подземных вод (патент RU 2393987 С2 С01В 5/02, публик. 10.07.2010). В начале кампании топливо состоит из двуокиси высокообогащенного урана (235U0,9 238U0,1), и двуокиси тория с удельным содержанием 139 кг и 861 кг на тонну тяжелого металла соответственно. В течение облучения критическое состояние (K∞=1) ячейки поддерживается разбавлением тяжелой воды легкой водой Н2О в соответствии с выражением (α D2O+(1-α) Н2О), где коэффициент α выбирают от единицы до 0,5, что обеспечивает возможность 11 лет непрерывной работы реактора. Разбавление можно осуществить, выполнив соединение контура теплоносителя с водяным объемом, в котором находиться легкая вода для его разбавления. Это соединение формируют на участке трубопровода после прохождения теплоносителя через парогенератор. Разбавление осуществляют с обеспечением постоянного впрыскивания легкой воды в контур теплоносителя.
При этом выгорают Th, 235U, 238U, накапливаются изотопы 233U, 234U, 236U, 237Np, 238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, накапливаются осколки деления и реализуется Th-U-Pu топливный цикл. Ядра сырьевого изотопа Th испытывают деление на стадиях последовательного прохождения изотопов 233U, 235U, 239Pu, 241Pu, делящихся нейтронами любой энергии, что обусловливает их глубокую трансмутацию реакцией деления. Ядра 235U и 238U аналогично испытывают дополнительное деление на стадиях последовательного прохождения изотопов 239Pu, 241Рu. Последовательный радиационный захват нейтронов изотопами 236U, 237Np, 238Pu ухудшает нейтронный баланс в системе, но является неизбежной потерей нейтронов для обеспечения выгорания этих изотопов делением на стадиях прохождения 239Pu и 241Pu. Поглощение нейтронов нарабатываемыми осколками деления и конструкционными элементами оболочки твэла является основной паразитной причиной понижения реактивности топлива и ухудшения нейтронного баланса. Обращает на себя внимание интенсивное (в соответствии с мощностью реактора) накопление осколков деления, практически линейное выгорание тория, быстрое понижение содержания изотопа 235U. При этом нарабатывается и достигает равновесного состояния изотоп 233U, нарастает содержание 234U, 236U, 237Np, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu.
Детальная картина изотопного преобразования, начиная с 233U, при облучении в течение 11 лет представлена на фиг. 1, где опущены наработка осколков деления и выгорание тория. На фиг. 1 видно следующее. Содержание изотопа 233U достигает максимального значения при времени работы реактора Т≈8 лет и начинает уменьшаться с дальнейшим ростом времени облучения. Содержание изотопа 235U замедляет падение с ростом времени облучения, но продолжает падать. До Т≈7 лет происходит рост содержания изотопа 239Pu, нарабатываемого на 238U, и его уменьшение при дальнейшем продолжении облучения. Это говорит о том, что после Т≈8 лет облучения выгорание активных изотопов становится превалирующим процессом относительно их наработки, а наработка поглотителей нейтронов ограничивает воспроизводство активных изотопов. В течение всего времени облучения наблюдается рост чисел поглощающих нейтроны изотопов 234U, 236U, 237Np, 238Pu, 240Pu, 242Pu. При этом следует обратить внимание на рост чисел изотопов 236U, 237Np, 238Pu, нарабатываемых на 235U, поглощающих нейтроны и предшествующих делящемуся нейтронами любой энергии изотопу 239Pu, что качественно ухудшает нейтронный баланс. На фиг. 2 приведены удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление в зависимости от времени облучения. Видно, что основными делящимися изотопами являются стартовый 235U и нарабатываемый 233U. Причем рост числа делений 235U замедляется в соответствии с его выгоранием с ростом времени облучения, a 233U увеличивается в соответствии с его наработкой с ростом времени облучения. Имеет место рост числа делений изотопов 232Th, 239Pu, 241Pu, а также пороговых изотопов, характеризующихся малыми вероятностями деления. На фиг. 3 представлены удельные значения (кг/т) изотопов урана, нептуния, протактиния и плутония, испытавших радиационный захват нейтронов в зависимости от времени облучения. Видно, что радиационный захват нейтронов стартовыми изотопами 232Th, 235U и интенсивно нарабатываемым 233U является максимальным. Поглощение нейтронов изотопами 232Th, 234U, 238U и 238Pu сопровождается наработкой хорошо делящихся изотопов 233U, 235U и 239Pu. Обращает на себя внимание значимый рост радиационного захвата нейтронов изотопами 236U, 237Np, 23SPu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс. Поглощение нейтронов изотопом 233Ра будет сопровождаться еще и потерей изотопа 233U, в который распадается 233Ра. Поглощение нейтронов изотопом 231Ра будет сопровождаться наработкой изотопа 232U, радиоактивный ряд которого характеризуется большой радиологической опасностью, что является технологическим барьером на пути несанкционированного распространения урана.
На рисунках 4, 5, 6 приведены соответственно временная зависимость изменения удельных значений (кг/т) изотопного состава топлива, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших деление, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших радиационный захват нейтронов, при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.
Использование тяжелой воды в качестве теплоносителя увеличивает интенсивность радиационного захвата нейтронов в резонансной области их энергии тяжелыми ядрами и усиливает доплеровский коэффициент реактивности, что также повышает безопасность работы реактора. Максимальное значение эффективной доли запаздывающих нейтронов деления 235U улучшает управление реактором. Выгорание активного изотопа 235U сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа 233U и активных изотопов 239Pu и 241Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования. В таблице приведена зависимость коэффициента α от времени облучения 11 лет при удельной мощности 211 Вт/см и 24 лет при удельной мощности 105,5 Вт/см. Виден разный уровень требуемой скорости разбавления тяжелой воды легкой водой для поддержания критического состояния.
Таким образом, предлагаемый способ позволяет продлить время кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, обеспечить глубокое выгорание (~90%) стартового изотопа 235U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа 233U. Работа реактора без запаса реактивности качественно повышает его безопасность.
Claims (2)
1. Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U, включающий первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D2O), формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H2O), отличающийся тем, что в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (235Uα 238Uβ 232Th1-α-β)O2 топливо с высоким обогащением по изотопу 235U (235U0..9 238U0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, а разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что управление работой реактора осуществляют при пониженной удельной мощности.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016119693A RU2619599C1 (ru) | 2016-05-20 | 2016-05-20 | Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016119693A RU2619599C1 (ru) | 2016-05-20 | 2016-05-20 | Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2619599C1 true RU2619599C1 (ru) | 2017-05-17 |
Family
ID=58716037
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016119693A RU2619599C1 (ru) | 2016-05-20 | 2016-05-20 | Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2619599C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2690840C1 (ru) * | 2018-10-23 | 2019-06-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5812621A (en) * | 1994-07-08 | 1998-09-22 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| RU2214633C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора |
| US20100034336A1 (en) * | 2008-08-08 | 2010-02-11 | Hitachi GE Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| RU2541516C1 (ru) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u |
-
2016
- 2016-05-20 RU RU2016119693A patent/RU2619599C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5812621A (en) * | 1994-07-08 | 1998-09-22 | Hitachi, Ltd. | Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod |
| RU2214633C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора |
| US20100034336A1 (en) * | 2008-08-08 | 2010-02-11 | Hitachi GE Nuclear Energy, Ltd. | Core of light water reactor and fuel assembly |
| RU2541516C1 (ru) * | 2013-07-26 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2690840C1 (ru) * | 2018-10-23 | 2019-06-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Tommasi et al. | Long-lived waste transmutation in reactors | |
| US4663110A (en) | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel | |
| US3671392A (en) | Light-water breeder reactor | |
| Şahin et al. | Investigation of CANDU reactors as a thorium burner | |
| Raj et al. | Analysis for the use of thorium based fuel in LWRs | |
| Nabila et al. | Neutronic and fuel cycle performance of LEU fuel with different means of excess reactivity control: Impact of neutron leakage and refueling scheme | |
| RU2541516C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u | |
| Trinuruk et al. | Particle-type burnable poisons for thorium-based fuel in HTGR | |
| RU2619599C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u | |
| KR20190086888A (ko) | 토륨 기반 열외중성자로 노심 및 이를 구비한 원자로 | |
| JP3062770B2 (ja) | 燃料集合体の構造 | |
| Okawa et al. | Design study on Pb-208 cooled CANDLE burning reactors toward practical application for future nuclear energy source | |
| Zuhair et al. | Study on neutronic characteristics of NuScale reactor core with thorium coating | |
| Syarifah et al. | The prospect of uranium nitride (UN) and mixed nitride fuel (UN-PuN) for pressurized water reactor | |
| Shelley | Neutronic analyses of americium burning U-free inert matrix fuels | |
| Tuymurodov et al. | Comparative analysis of accident tolerant fuels with spectrum shift regulation in VVER-S reactor | |
| JP2006064678A (ja) | 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体 | |
| Wade et al. | ATW neutronics design studies | |
| Stewart et al. | The SABrR concept for a fission-fusion hybrid 238U-to-239PU fissile production reactor | |
| KR101488555B1 (ko) | 중수로 또는 흑연로용 연료 및 그 제조방법 | |
| Puill et al. | Improved plutonium consumption in a pressurised water reactor | |
| RU2690840C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле | |
| Thilagam et al. | Comparison of physics characteristics of pressurized water reactor type advanced light water reactors | |
| WO1997032313A1 (en) | Method and reactor for the generation of energy in the process of a controlled nuclear fission | |
| JP7447046B2 (ja) | 軽水炉ウラン燃料集合体及び核燃料サイクルの運用方法 |