АНАЛИЗ МОДЕЛИ ЯЭУ С НЕПРЕРЫВНОЙ ПОДЗАРЯДКОЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

 

Ю.Н. ВОЛКОВ

 

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

 

Представлены некоторые результаты анализа основных параметров модели ЯЭУ, включающей критический реактор и подкритическое зарядное устройство с ускорителем. Модель базируется на предположении, что ядерное топливо непрерывно циркулирует между реактором и зарядным устройством, восстанавливая свои размножающие свойства.

В последние годы, в связи с поиском новых концепций ядерно-энергетических установок (ЯЭУ), обладающих повышенной безопасностью и эффективностью использования ядерного топлива, возрос интерес к использованию ускорителей в качестве элементов ядерно-энергетических систем. В работах [1] и [2] обсуждается одна из возможных концепций ЯЭУ, включающей два компонента: критический реактор с минимальным запасом реактивности, и подкритический реактор, питаемый ускорителем, служащий в качестве зарядного устройства для ядерного топлива. Имеется в виду, что, по мере выгорания и снижения размножающих свойств, топливо из критического реактора, являющегося основным производителем энергии, периодически поступает на подзарядку и затем возвращается в реактор. Одним из преимуществ такого устройства является возможность независимой оптимизации каждого из элементов системы по спектру нейтронов в соответствии с основной выполняемой ими функцией.

В работе [3] описывается физическая модель подобной концепции ЯЭУ, включающей два компонента: критический реактор с минимальным запасом реактивности, и подкритический реактор, питаемый ускорителем, служащий в качестве зарядного устройства для ядерного топлива. Показано, что существует принципиальная возможность управления составом и воспроизводством топлива за счет подбора соответствующих спектров в реакторе и в зарядном устройстве и соотношении времён их пребывания в элементах системы, позволяющая в принципе улучшить характеристики подобной системы по сравнению с системой, состоящей только из одного реактора.

Данная работа представляет собой логическое продолжение рассмотрения подобной модели с целью получения количественных результатов исследования для демонстрации определенных преимуществ или недостатков системы с подзарядкой топлива перед системой, состоящей только из обычного реактора. Расчетная модель, которая раньше включала в себя, в целях упрощения анализа, только два компонента (232Th и 233U), была перенесена на U-Pu топливный цикл и количество элементов было расширено:

, где

p – индекс рассматриваемого нуклида (235U, 236U, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu, 149Sm, эффективный осколок деления);

 – доли времени нахождения топлива в реакторе и в зарядном устройстве;

 – потоки нейтронов в реакторе и в зарядном устройстве.

 

Таблица №1.

Доля времени нахождения топлива в реакторе

Выгорание топлива, отн. единиц

 

1

1.00

1

0.7

1.22

 

0.5

1.50

 

0.1

6.41

 

1

1.00

10

0.7

3.42

 

0.5

7.09

 

0.1

27.38

В таблице №1 представлены результаты расчета изменения выгорания относительно выгорания для отдельного реактора от отношения интегральных потоков в зарядном устройства и в реакторе и от доли времени нахождения топлива в самом реакторе. Видно, что, увеличивая флюенс нейтронов в зарядном устройстве путем или повышения потока в зарядном устройстве или повышением доли времени, которое топливо находится в зарядном устройстве, можно существенно повысить эффективность использования топлива.

 

Литература

1. Наумов В.И. О некоторых возможностях сочетания ускорителя и реактора в условиях автономной энергетической системы. В сб. “Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом” (Mатериалы Х? семинара по проблемам физики реакторов). Москва, МИФИ 2000.

2. Наумов В.И. Критический реактор с непрерывной подзарядкой топлива - возможный вариант сочетания реактора и ускорителя в ЯЭУ. Научная сессия МИФИ-2001, сборник научных трудов, 2001. т.8. с. 101.

3.       Волков Ю.Н., научный руководитель Наумов В.И. Физические основы модели двухкомпонентной ЯЭУ с непрерывной подзарядкой топлива. Научная сессия МИФИ-2002, сборник научных трудов, 2002. т.8. с. 125.