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


Аспекты безопасности при внедрении плутония в активную зону ВВЭР-1000

Волков Ю.Н.

Московский инженерно-физический институт
(государственный университет)

В соответствии с существующими соглашениями, России и США в обозримом будущем предстоит ликвидировать значительное количество избыточного оружейного плутония (ОП). В работе [1] была поставлена задача доведения изотопного состава ОП до состава, характерного для «энергетического» плутония, содержащегося в облучённом топливе энергетических реакторов, и создание радиационного барьера в виде осколков деления (стандарт отработанного ядерного топлива - СОЯТ). Привлекательность такого варианта ускорения темпов утилизации ОП может возникнуть по нескольким причинам. Во-первых, вывод из эксплуатации некоторых блоков и неопределенность начала процесса утилизации ОП может создать проблему ограниченности базы реакторов, пригодных для утилизации. Во-вторых, может быть просто принято политическое решение увеличить темпы работ. В-третьих, ликвидация оружейного потенциала плутония и эффективное использование плутония для получения энергии – это принципиально разные задачи. Весь неиспользованный потенциал можно будет сохранить до будущих времен, когда появятся новые реакторы, способные с максимальной эффективностью его использовать. Таким образом, возникает задача увеличения пропускной способности за счет не полного сжигания плутония, а лишь приведения его к СОЯТ (режим ускоренной денатурации).

В обоснование возможностей эффективной денатурации и повышения пропускной способности реакторов ВВЭР проведен анализ различных вариантов внедрения оружейного плутония в топливные загрузки реакторов. Расчёты выполнялись на основе модели полиячейки с помощью программы GETERA [2].

На данном этапе работы было достигнуто определенное понимание возможности ускоренной утилизации ОП в рамках рассматриваемой модели. Было указано несколько возможностей повышения пропускной способности: это уменьшение длительности кампании МОКС-ТВС до двух циклов (пропускная способность увеличивается в 1,5…2 раза), до одного цикла (пропускная способность увеличивается в 3…3,5 раза) и использование вместо МОКС-топлива инертного топлива – диоксид плутония в циркониевой матрице (в 1,5…2 раза). На основании проведенных исследований можно утверждать:

·         имеется возможность повысить пропускную способность в 1.5 – 3.5 раза;

·         все представленные варианты могут удовлетворять СОЯТ по изотопному составу и радиационному барьеру для плутония;

·         при внедрении режимов денатурации наблюдается повышение эффективности использования ядерного топлива, работающего в энергетическом режиме (более глубокое выгорание, уменьшение расхода стандартного уранового топлива).

На основании выполненных расчетов температурных коэффициентов реактивности и концентрации бора на начало цикла, эффективной доли запаздывающих нейтронов, жесткости спектра не выявлено ухудшений условий ядерной безопасности по сравнению с базовым энергетическим вариантом (БЭР). Неравномерность тепловыделения меняется с изменением обогащения МОКС-топлива по W-g Pu . При очень малых (~1%) или очень больших (~10%) значениях содержания ОП в  МОКС-топливе неравномерность может увеличиться в 1,5 - 2 раза по сравнению с БЭР (4,5%). Однако при обогащении МОКС-топлива на уровне 2,2% неравномерность может быть снижена до уровня уранового цикла. Таким образом, при принятии концепции ускоренной денатурации можно так подобрать содержание ОП и структуру размещения МОКС-топлива, что неравномерность будет на уровне или ниже стандартного уранового цикла

Работа выполняется в рамках гранта Федерального агентства по образованию №А04-3.19-861.

Литература

1.        Волков Ю.Н. Наумов В.И. Сравнительный анализ вариантов повышения пропускной способности для утилизации оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000. // Топливные циклы АЭС: экономичность безопасность, нераспространение. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. М.: МИФИ, 2004. С. 241-243.

2.        Бычков С.А., Марчук Ю.В., Пряничников С.В. Комплекс программ GETERA. Руководство пользователя. М.: 1992.