ИСПОЛЬЗОВАНИЕ (TH, PU, U) ТОПЛИВА В ЛЕГКОВОДНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРАХ ВВЭР-1000

Мирошниченко А.В., Шаманин И.В., Ухов А.А., Кригер С.В.
Томский политехнический университет


Одной из основных проблем современной атомной промышленности является поиск альтернативного урановому ядерного топливного цикла, который позволил бы расширить топливную базу за счет высвобождаемых оружейного плутония и высокообогащённого урана. Пожалуй, наиболее реально построение такого цикла с использованием изотопа тория Th-232, который широко распространён в природе. Помимо утилизации оружейного плутония и урана высокого обогащения, топливный цикл с использованием тория значительно увеличит топливный потенциал ядерной энергетики. По разным оценкам, разведанные на данный момент запасы природного урана, который может быть использован с экономической выгодой в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, могут удовлетворить нужды отрасли еще на 30-40 лет. Это немного, если учесть, что ядерная энергетика претендует на ведущую роль в новом столетии, и, соответственно, объёмы потребления урана будут расти.

Наибольший интерес вызывает использование тория в качестве топлива в стандартных ядерных энергетических установках, таких, например, как действующие и вводимые в строй ВВЭР-1000. Применение такой технологии позволит внедрить ториевое топливо в модифицированные тепловые ядерные реакторы без разработки принципиально новой конструкции.

В начале 90-х профессором университета Тель-Авива А.Радковски была предложена концепция ториевого реактора и запатентована им под названием RTR (Radkovsky Thorium Reactor). Предварительная оценка возможности сооружения реактора соответственно этой концепции на базе стандартного отечественного легководного реактора ВВЭР-1000 была проведена специалистами РНЦ «Курчатовский институт». Результатом этой работы явился проект ректора ВВЭР-Т, которая сочетает основные принципы концепции RTR с российской технологией ВВЭР. Проект ВВЭР-Т предлагает два варианта: гомогенные и гетерогенные ТВС. Однако оба варианта предполагают изменения в конструкции активной зоны, что может быть реализовано для реакторов нового поколения.

Сотрудниками кафедры «Ядерные реакторы, энергетические установки» физико-технического факультета Томского политехнического университета был проведен анализ и расчет параметров топливного цикла для реактора неизменной конструкции с загрузкой оксидного плутонийсодержащего топлива на базе тория с добавкой высокообогащенного урана, вызванной необходимостью увеличить долю запаздывающих нейтронов, которая относительно невелика для Pu-239 и U-233.

В данной работе были определены оптимальные сочетания схемы загрузки топлива, схемы движения топлива в течение кампании и состава «свежего» топлива, обеспечивающие минимальную наработку делящихся нуклидов, пригодных для изготовления ядерного оружия. Были проведены расчеты для кампаний, образованных тремя (загрузка-перегрузка-перегрузка-выгрузка), четырьмя и пятью циклами выгорания. Активная зона содержит ТВС трех типов разного изотопного состава. Минимальная концентрация Th-232 в них составляет 92%. В радиальном направлении активная зона делится на сектора (от 9 до 15 в разных вариантах). Моделирование проводилось с помощью пакета программ V.S.O.P. (97) для тепловой мощности реактора 2600 МВт, средней температуры резонансных поглотителей 750 и средней температуры основных рассеивающих нуклидов (H-1, O-16) 310 .

Результаты моделирования показывают, что, для кампании, состоящей из 5 циклов, загрузка Th-232 составляет 12180 кг/ГВт эл. Загрузка Pu-239 – 1390 кг/ГВт эл. При выгрузке 357.2 кг/ГВт эл. Таким образом, в одном реакторе ВВЭР-1000 в течение 40 лет может быть утилизовано около 44 тонн оружейного плутония. Кроме того, использование тория в качестве топлива снижает себестоимость электроэнергии, полученной от реактора, так как значительно сокращаются затраты на производство ТВЭЛов, а делящийся нуклид U-233 образуется и сжигается внутри активной зоны, без промежуточных стадий.

Таким образом, внедрение ториевого ядерного топливного цикла является перспективным направлением развития ядерной энергетики и технологии и, несомненно, заслуживает пристального внимания специалистов.