Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2007

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность реакторов и установок ЯТЦ»

Все доклады секции


ОПТИМИЗАЦИЯ ЗАГРУЗКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА С ТВЕРДЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Пискунова Н.А., Хренников Н.Н., Дмитриев А.М.

Научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности

Проект высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем (ВРТТ) является новым этапом в развитии высокотемпературного направления. Обладая преимуществами, присущими в целом высокотемпературным реакторам, он претендует на повышенный уровень безопасности за счет принятых проектных решений и конструкционных особенностей.

Активная зона реактора высотой 6 м и диаметром 10 м представляет собой решетку топливных компактов в графитовой оболочке. Топливный компакт имеет диаметр 1,25 см, высоту 5 см и состоит из графитовой матрицы с диспергированными в ней микротвэлами. Главное отличие данного проекта от аналогов заключается в использовании в качестве теплоносителя не газа, а твердых частиц из графита с пироуглеродным покрытием со средним диаметром 1 мм. Теплоноситель проходит через активную зону сверху вниз под действием силы тяжести, нагреваясь от температуры 500 С на входе до 950 С на выходе. Далее, проходя через многодырчатый шибер и теплообменники, он попадает в нижние бункеры, откуда с помощью элеваторов поступает в верхний бункер и далее на вход в активную зону. Активная зона и компоненты первого контура циркуляции теплоносителя размещаются в едином корпусе, пространство которого заполнено гелием под давлением 0,9 атм.

К преимуществам данного проекта можно отнести: высокий термический коэффициент полезного действия, низкую стоимость установки, хорошие динамические и теплофизические (высокая теплоемкость) свойства активной зоны и др. Кроме того, соответствующим выбором параметров топливной загрузки и шага решетки твэлов можно добиться того, что эффект полной потери теплоносителя будет не только отрицательным, но и позволит перевести реактор в подкритическое состояние. Таким образом, наряду с прочими описанными выше преимуществами, этот эффект приводит к самозащищенности реактора при авариях, связанных с прекращением циркуляции теплоносителя, например, при обесточивании собственных нужд станции.

Исследования нейтронно-физических свойств активной зоны реактора ВРТТ проводились с помощью программного комплекса UNK 4.0. В число варьируемых параметров входили шаг решетки твэлов, загрузка микротвэлов в компакт, радиус керна микротвэлов и доля делящегося изотопа в топливе. Критериями служили достигаемая глубина выгорания топлива и значения коэффициентов и эффектов реактивности.

В качестве расчетной модели рассматривалась бесконечная по высоте полиячейка, содержащая 4 ТВС с разным выгоранием топлива, то есть имитировались равномерно-частичные перегрузки в реакторе (с частотой раз в год). Показано, что в случае использования UO2-топлива при шаге решетки твэлов 4 см, загрузке микротвэлов в компакт 25% по объему, радиусе керна микротвэла 300 мкм и обогащении топлива 15% кампания составляет 4 года, а максимальная глубина выгорания 167 ГВт•сут/т. Для компенсации избыточного начального запаса реактивности требуется добавление в топливо 1% эрбия. Коэффициент реактивности по температуре топлива и полный температурный коэффициент реактивности имеют отрицательные значения на протяжении всего времени облучения топлива в полиячейке. Эффект полной потери теплоносителя для горячего и холодного состояний также оказывается отрицательным и позволяет перевести реактор в глубоко подкритическое состояние как в начале, так и в конце кампании. Таким образом, в результате проведенных исследований показана возможность выбора оптимальных (в первом приближении) параметров топливного цикла, обеспечивающих как высокие экономические показатели, так и свойство внутренней безопасности реактора.

В связи с актуальностью проблемы рассмотрена возможность использования топлива на основе оружейного плутония с целью его эффективной утилизации. По ряду показателей выбран следующий вариант: шаг решетки твэлов 3 см, диаметр керна микротвэла 400 мкм, загрузка микротвэлов в компакт 20%. При этом предусматривается использование в микротвэлах дополнительного слоя геттера ZrC и инертного разбавителя ZrO2. Для компенсации избыточного запаса реактивности потребовалось добавление 5% эрбия. Расчет показал, что за два года облучения топлива достигается максимальная глубина выгорания 728 ГВт•сут/т. Температурные коэффициенты реактивности имеют отрицательные значения в каждый момент времени. Эффект полной потери теплоносителя также отрицателен. Конечный изотопный состав плутония в реакторе ВРТТ делает его непригодным для использования в военных целях. Таким образом, утилизация оружейного плутония в активной зоне высокотемпературного реактора с твердым теплоносителем оказывается эффективной, при этом соблюдается высокий уровень безопасности.