Сборник тезисов докладов VIII Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2005

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность ядерных технологий»

Все доклады секции


Проблемы использования МОХ топлива на основе оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000: Сравнение топлива на основе UO2 и МОХ топлива

Солдатов А.И., Краснобаев А.С.

Московский инженерно-физический институт
(государственный университет)

В настоящее время одним из наиболее актуальных вопросов является проблема утилизации избыточных запасов оружейных ядерных материалов. В частности, в июле 1998 года президенты США и России подписали Соглашение о научном и техническом сотрудничестве при обращении с плутонием, извлеченным из Ядерной военной программы. В 2000 году каждая страна взяла обязательство уничтожить как минимум 34 метрические тонны этого плутония. Существует два подхода к решению этой проблемы: иммобилизация плутония и использование плутония в качестве топлива быстрых реакторов или реакторов типа PWR.

Одним из наиболее реалистичных путей решения этой проблемы для России является утилизация этого плутония в реакторах типа ВВЭР-1000. В России девять законченных реакторов ВВЭР-1000. Самые последние из этих установок лучше всего подходят для использования МОКС-топлива.

Цель этой работы — определить разницу между смешанным оксидным (МОКС) и низкообогащенным урановым (НОУ) топливом и оценить возможность использования МОКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000 российских атомных станций.

При проведении сравнительных расчетов необходимо уделить внимание особенностям конструкции реакторов и тепловыделяющих сборок с МОХ топливом, вопросам соответствия характеристик уранового и МОХ топлива, а также отдельно провести расчеты, обосновывающие безопасность использования МОХ топлива в реакторах ВВЭР. Не стоит забывать и такие важные вопросы как экономическая эффективность утилизации плутония, выполнение международных соглашений и обязательств, а также проблемы учета и контроля ядерных материалов.

При утилизации оружейного плутония в уже построенных реакторах ВВЭР предпочтительнее такие решения, которые бы потребовали минимальных изменений в конструкции и геометрии ТВС, а также в конструкции основных систем АЭС без ущерба для безопасности. В результате рассмотрения этого вопроса сделан следующий вывод: могут быть получены конструкции сборки и картограммы активной зоны, пригодные для используемого сейчас 12-месячного топливного цикла, так же как и с увеличенным 18-месячным топливным циклом.

Параллельно с рассмотрением конструкции ТВС и активной зоны необходимо учитывать влияние МОХ сборок на нейтронно-физические свойства активной зоны. Приведенные ниже характеристики объясняют особенности этого влияния.

 

1. Нейтронные характеристики:

·         239Pu имеет существенно отличающиеся от 235U ядерные свойства, что влияет на нейтронное поведение активной зоны.

·         Выгорание и реактивность МОХ топлива отличается от UO2 топлива, но при правильном размещении, эти особенности не влияют на функционирование активной зоны и длину топливного цикла.

·         Нейтронные спектр МОХ топлива жестче, чем UO2 топлива. Это уменьшает вес стержней регулирования и растворенного бора, что требует увеличения количества растворенного бора, увеличения числа выгорающих поглотителей и модификации контрольных стержней для использования обогащенного бора.

·         Распределение мощности и линейное энерговыделение в активной зоне с МОХ топливом такое же, как в активной зоне с UO2.

·         Доля запаздывающих нейтронов и среднее время жизни нейтронов меньше в активной зоне с МОХ топливом, что необходимо учитывать при анализе безопасности реактора.

·         Температурный коэффициент реактивности в МОХ активной зоне и доплеровский коэффициент реактивности, особенно в ВОС активной зоне более отрицательный, нежели в UO2.

2. Термофизические свойства МОХ и UO2:

·         Различие в теплопроводности (ниже в МОХ топливе) вызывает более высокую температуру МОХ топлива (на 50-100К по центру) и большее накопление энергии, по сравнению с UO2 топливом при одинаковом уровне энерговыделения.

·         Эта более высокая температура увеличивает выход ПД в газовую полость МОХ топлива.

·         МОХ топливо имеет более низкую, негомогенную теплоту плавления и более низкую температуру плавления, чем UO2 топливо.

3. Остаточное тепловыделение:

·         Остаточное тепловыделение МОХ топлива ниже в течение первого дня после остановки и выше в последующий период, чем у UO2.

·         Более низкое остаточное тепловыделение в краткосрочном плане полезно при сравнении с UO2 топливом в авариях с потерей теплоносителя.

·         МОХ топливо имеет более высокое остаточное тепловыделение в долгосрочном плане, что может пагубно сказаться при серьезных авариях и хранении в бассейне-охладителе, по сравнению с UO2 топливом.

4. Источники радиации:

·         Облученное МОХ и урановое топлива имеют сравнимые суммарные активности продуктов деления, с минимальными различиями из-за различного выхода продуктов деления. Источники в МОХ топливе содержат больше актинидов и йода, что может привести к более высоким дозам нейтронов и гамма-квантов от МОХ топлива. Количество источников в газовой полости МОХ топлива может быть выше, в зависимости от рабочей температуры.

·         Облученное МОХ топливо содержит намного больше актинидов, что важно в долгосрочном плане, когда актиниды превалируют среди источников радиации.

·         Последствия (дозы) серьезных аварий могут быть хуже (больше) для МОХ топлива.

 

Все эти характеристики были учтены при анализе аварий и рассмотрении вопросов безопасности.

1. Анализ аварий.

·         Результаты расчета проектных аварий показывают, что МОХ топливо может быть безопасно использовано в ВВЭР-1000 без каких либо существенных отличий от UO2 топлива. Для этих расчетов были использованы конфигурации активной зоны с количеством МОХ топлива до 1/3 и модернизированными контролирующими стержнями.

·         Для выявления необходимых модификаций реактора с 41% МОХ топлива нужны дополнительные расчеты аварий. Также требуется провести расчет сложных аварий, чтобы сравнить различие в выходе радиации и дозах по сравнению с МОХ топливом.

2. Критичность и дозовые нагрузки свежего топлива:

·         Нет существенной разницы в условиях критичности при транспортировке, обращении и хранении МОХ топлива, по сравнению с UO2 топливом.

·         Оружейное МОХ топливо имеет значительно более высокие дозы нейтронов и гамма-квантов, нежели UO2 топливо. Это должно быть учтено при анализе применимости используемых транспортных контейнеров, которые могут нуждаться в модификации, при хранении и обращении с топливом.

·         МОХ топливо имеет значительно более высокую альфа-активность, нежели UO2 топливо. Оболочки твэла достаточно, чтобы задержать это излучение и защитить персонал в случае нетронутого и неповрежденного топлива. Однако потребуется дополнительный мониторинг и хранение для поврежденного топлива.

3. Критичность и дозовые нагрузки облученного топлива:

·         Критичность облученного МОХ топлива в целом такая же, как у UO2 топлива, и учтена при расчете безопасности свежего, необлученного топлива.

·         Облученное МОХ топливо имеет больший выход нейтронов и такой же, как в UO2 топливе выход гамма-квантов.

·         При перевозке в контейнере для облученного топлива, более высокий уровень источников нейтронов приводит к увеличению в три раза дозовой нагрузки снаружи контейнера. Поэтому потребуется дополнительная нейтронная защита для обеспечения того же уровня дозовых нагрузок, как для UO2 топлива.

·         В качестве альтернативы может быть использована смешанная загрузка ТК-13, с МОХ топливом в середине и UO2 топливом по краям. Эта конфигурация обеспечит дополнительную защиту.

 

Поскольку МОХ топливо содержит оружейный плутоний, который может быть использован в военных целях, должны быть предприняты дополнительные меры по физической защите, учету и контролю МОХ топлива.

Выводы, полученные в данной работе, создают основу для оценки необходимых модификаций типового проекта АЭС с ВВЭР-1000 (В320). Несколько из предложенных модификаций важны для улучшения безопасности применения как UO2, так и МОХ топлива.

1. Защита реактора и поглощающие стержни. Уменьшение веса контрольных поглощающих стержней и поглощающих материалов в активной зоне с МОХ топливом влияет на систему остановки и границу остановки. Следует обсудить изменения в физическом устройстве контролирующих элементов, чтобы увеличить их эффективность. Толщина поглощающего стержня может быть увеличена, а бор обогащен, чтобы увеличить вес стержня.

2. Модификации в транспортировке, хранении и обработке свежего топлива. Радиационное поле свежего МОХ топлива вызывает значительно большую дозовую нагрузку, нежели UO2 топливо, особенно это касается дозы нейтронов. Поэтому возможно потребуется модификация транспортной тары свежего топлива, чтобы соответствовать требованиям по дозе на поверхности. При хранении и обращении с топливом на станции также нужно учитывать возросшую дозовую нагрузку и принимать необходимые меры для их минимизации. Возможно, потребуются отдельное помещение для хранения и (или) модификации загрузочной машины, чтобы повысить надежность и снизить риск падения топлива.

3. Обнаружение поврежденных твэлов. МОХ топливо имеет отличный от UO2 спектр актинидов и продуктов деления. В частности, больше выход продуктов деления в газовую полость. Эти различие требуется учитывать и возможно модифицировать систему выявления поврежденных твэлов и утечки радиации.

4. Система мониторинга здоровья. МОХ топливо имеет значительно большую радиотоксичность, нежели UO2 до облучения и другой состав радионуклидов после облучения. Аварии при обращении со свежим топливом могут вызывать альфа-заражение. Поэтому может потребоваться модификация системы мониторинга здоровья, чтобы защитить персонал от контакта с радиоактивными материалами.

5. Хранение облученного топлива. Облученное МОХ топливо имеет большую нейтронную и гамма-квантовую дозовую нагрузку, нежели урановое топливо, которую надо учитывать при хранении облученного топлива и расчете срока охлаждения перед транспортировкой. Возможно, потребуется модификация бассейна отработанного топлива.

6. Транспортировка отработанного топлива. Облученное МОХ топливо имеет большую дозу нейтронов и гамма-квантов, нежели облученное UO2 топливо. Возможно, потребуются модификации контейнера для перевозки отработанного топлива, для учета этих дозовых нагрузок.

7. Система мониторинга реактивности. Внесение МОХ топлива изменяет вес поглотителей и параметры запаздывающих нейтронов. Следовательно, возможно потребуется мониторинг реактивности активной зоны, чтобы удостоверится, что эти изменения не повлияют на безопасность активной зоны.

8. Растворенный бор и система впрыскивания бора. Вес растворенного бора в активной зоне с МОХ топливом уменьшится, поэтому потребуется увеличить концентрацию растворимого бора, для поддержания того же уровня реактивности. Концентрации бора, необходимые для поддержки реактивности во время стабильной работы реактора, лежат в допустимой области при использовании естественного бора. Однако возможно потребуется использование обогащенного бора для обеспечения необходимого контроля реактивности и уменьшить нагрузку на системы контроля химического состава и объема. Модификация системы впрыскивания бора не рассматривалась.

9. Модификации систем безопасности. Обращение с оружейным МОХ топливом потребует дополнительных мер безопасности и мониторинга во время транспортировки и работы с топливом на станции, чтобы отвечать нормам Российского законодательства и МАГАТЭ. Требуются модификации для обеспечения дополнительного уровня защиты и мониторинга.