СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НИТРИДНЫМ ТОПЛИВОМ И ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, а последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработавшего ядерного топлива с добавкой нитрида обедненного урана (Смирнов B.C., Уманский А.А. Старт быстрых реакторов на обогащенном уране. Атоминформ, «Бюллетень по атомной энергии», №8, 2008, стр.26-31).

В известном способе в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, который содержит ²³⁸U и ²³⁵U в количестве 88% и 12% от массы тяжелых атомов топлива соответственно (общая масса тяжелых атомов составляет около 77 тонн), что обеспечивает изменение реактивности по кампаниям в пределах β_эф и, как следствие, исключение разгона на мгновенных нейтронах в результате, например, самохода органов регулирования. Для стабилизации запаса реактивности и его изменения по кампании в пределах доли запаздывающих нейтронов β_эфф критическую массу регенерированного топлива с добавкой нитрида обедненного урана корректируют путем изменения высоты топливного столба, плотности топлива, количества твэлов в тепловыделяющих сборках, распределения разных типов тепловыделяющих сборок по подзонам активной зоны, диаметра твэлов и топливных таблеток, количества регулирующих органов системы управления защитой, диаметра и высоты поглощающих элементов в составе регулирующих органов системы управления защитой. Концом переходного периода корректировки критической массы является начало кампании, в которой все упомянутые параметры активной зоны совпадают с таковыми в реакторе, разработанном для работы в равновесном режиме с нитридным уран-плутониевым топливом. Под равновесным режимом работы реактора понимается работа в замкнутом топливном цикле с малым, соизмеримым с эффективной долей запаздывающих нейтронов (β_эф) изменением реактивности при выгорании топлива в течение кампании и регенерацией отработавшего ядерного топлива, заключающейся в удалении продуктов деления и части тяжелого металла регенерированного топлива, с заменой удаленного материала на равный ему по массе нитрид обедненного (отвального) урана без корректировки массы загружаемого топлива и соответственно изменения конструкции активной зоны.

Недостатком известного способа является необходимость значительного изменения конструкции активной зоны при каждой загрузке регенерированного топлива, что значительно усложняет и удорожает эксплуатацию ядерного реактора. Этот недостаток объясняется тем, что при работе реактора изменяется изотопный состав топлива - выгорает U²³⁵, нарабатывается Pu, накапливаются продукты деления, выделяемые при регенерации топлива и замещаемые на обедненный уран. Все эти составляющие имеют разный физический вес и неодинаково влияют на реактивность. Поэтому для сохранения величины реактивности в течение очередной кампании в пределах, соизмеримых с β_эф, необходимо при перегрузке существенно корректировать критическую массу загружаемого регенерированного топлива за счет изменения конструкции активной зоны.

Задачей настоящего изобретения является создание способа эксплуатации в замкнутом топливном цикле ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который позволяет упростить и удешевить обслуживание реактора при сохранении требуемых ограничений по его реактивности в течение всего переходного периода от старта реактора на обогащенном нитридном урановом топливе вплоть до выхода его к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменения реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет обеспечить необходимую критическую массу топлива в переходный период без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, а последующие загрузки в переходный период производят нитридом смеси регенерированного из отработанного в предыдущей кампании топлива и обедненного урана,

согласно заявленному изобретению в стартовое топливо добавляют нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива, а обогащение урана стартовой загрузки осуществляют в пределах от 12,5 до 14 процентов, при этом в нитриде обогащенного урана увеличивают содержание изотопа ¹⁵N до величины, составляющей не менее 80 процентов от общего количества азота, а в каждой последующей загрузке содержание изотопа ¹⁵N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения.

Отличительные признаки, касающиеся введения в состав стартовой топливной загрузки нептуния в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива с одновременным увеличением содержанием изотопа ¹⁵N в пределах не менее 80 процентов от общего количества азота позволяют уменьшить критическую массу стартовой загрузки топлива на 30 процентов по сравнению с известным способом, и стабилизировать изменение реактивности в пределах β_эф., что объясняется несколькими факторами;

- выгоранием нептуния, который является поглотителем нейтронов, что положительно влияет на стабилизацию реактивности по кампании;

- большим сечением деления нептуния в быстром спектре реакторов с тяжелым теплоносителем по сравнению с ²³⁸U, что приводит при замещении ²³⁸U нептунием к уменьшению делений в ²³⁵U, что также стабилизирует изменение реактивности;

- наработкой ²³⁸Pu, в котором все захваты полезны для нейтронной кинетики: большое сечение деления положительно сказывается на нейтронном балансе, а поглощение ведет к образованию ²³⁹Pu, что дает одновременно и положительный вклад в реактивность и стабилизацию ее хода по кампании;

- практически полным отсутствием поглощения нейтронов в азоте из-за увеличенного содержания изотопа ¹⁵N. Кроме этого, отличительный признак, касающийся уменьшения доли изотопа азота ¹⁵N в нитридном топливе, позволяет обеспечить компенсацию роста реактивности за счет замещения выгорающего ²³⁵U плутонием, поэтому корректировки критической массы новой загрузки из регенерированного топлива не требуется.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлена таблица изменений топливной загрузки и состава топлива в переходном режиме от старта к равновесному режиму, а на фиг.2 приведен график изменения реактивности по кампаниям в зависимости от изменения изотопного состава топлива при выгорании.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют следующим образом.

С учетом условия работы реактора по кампаниям в течение всего переходного периода с малым изменением реактивности в пределах β_эф, стартовую загрузку осуществляют нитридным урановым топливом с обогащением по изотопу U²³⁵ в пределах от 12,5 до 14%, в который вводят нептуний от 1,5 до 3% по массе тяжелых атомов. По окончании каждой очередной кампании реактор останавливают на перегрузку, в течение которой отработанное ядерное топливо (ОЯТ) выгружают из активной зоны, предварительно расхолаживая, и далее отправляют на регенерацию, заключающуюся лишь в очистке ОЯТ от продуктов деления (ПД). Поскольку нептуний имеет высокую стоимость из-за малых его запасов в мире, после первой кампании весь нептуний удаляют для использования в другой стартовой загрузке. Из полученной топливной смеси после частичного уменьшения ее массы и добавления нитрида обедненного урана, замещающего выделенные ПД, изготавливают новую загрузку.

Заявленный способ может быть реализован в ядерных реакторах на быстрых нейтронах мощностью от 2000 до 3000 МВт тепловых с нитридным топливом и тяжелым жидкометаллическим теплоносителем разного типа: свинцовым свинцово-висмутовым. При мощностях менее 2000 МВт тепловых и при сохранении тех же параметров энергонапряженности топлива долю нептуния в топливе необходимо увеличить из-за роста нейтронных утечек, что неблагоприятно отразится как на фабрикации такого топлива из-за малых запасов нептуния, так и уменьшения допплер-эффекта. Количество нептуния в заявленном способе определено расчетным путем.

В качестве примера реализации заявленного изобретения рассмотрен способ эксплуатации ядерного реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем, нитридным урановым топливом и тепловой мощностью 2800 МВт, у которого в качестве стартовой топливной загрузки используется нитрид обогащенного урана с добавкой нептуния и который в течение четырех 5-летних кампаний и с подпиткой только нитридом обедненного (отвального) урана в течение всего срока эксплуатации переходит к работе на нитриде уран-плутониевого топлива в равновесном режиме. Расчеты нейтронно-физических характеристик стартовой и последующих топливных загрузок активной зоны БРЕСТ, включающие расчет изотопной кинетики, учитывающий изменение изотопного состава топлива при работе реактора (выгорание U и наработку Pu и ПД) проводились по многогрупповому 3D диффузионному коду CONSYST-TRIGEX. Расчеты позволили определить состав и геометрию активной зоны для стартовой топливной загрузки и на всех последующих этапах работы реактора по кампаниям вплоть до выхода к топливу равновесного состава. На основании результатов расчетов получены топливные и геометрические характеристики активной зоны БРЕСТ-1200 при работе реактора в равновесном режиме на нитридном уран-плутониевом топливе. Полученные характеристики были приняты для переходного режима: стартовой и последующих топливных загрузок нитрида обогащенного урана с добавкой нептуния (U_обог-Np)N. Исходя из результатов расчетов стартовая загрузка (U_обог-Np)N топлива (масса тяжелых атомов составляет величину 59,14 т) имеет следующий состав топливных изотопов, выраженный в массовых процентах от массы тяжелого металла: U²³⁸ - 84, 5%, U²³⁵ - 13,1%, Np - 2.4%, обогащение азота по изотопу ¹⁵N составляет 95%.

Работа реактора происходит следующим образом: после очередной топливной кампании производится очистка топлива от ПД и их замещение обедненным ураном. Из-за относительно большого содержания в регенерированном топливе дополнительного плутония, появившегося в результате нейтронных захватов в нептунии и высокого обогащения азота по изотопу ¹⁵N топливные загрузки для работы реактора не требуют корректировки по массе и не приводят к необходимости изменения конструкции активной зоны путем снижения ее высоты; регенерация топлива сводится к очистке от ПД и замены ПД. Во 2-й кампании удаляют нептуний, в 3-й кампании обогащение по ¹⁵N уменьшается до 85%. В четвертой обогащение по ¹⁵N уменьшается до 50%. В 5-й кампании обогащение по ¹⁵N уменьшается до 20%. Начиная с шестой кампании используется природный азот и реактор переходит в равновесный режим работы. В течение переходного периода, значение β_эф изменяется от ~0,65%, когда реактор в начальных кампаниях работает в основном на обогащенном уране, до ~0,4%, когда реактор переходит к работе на уран-плутониевом топливе. Анализ приведенного на фиг.2 графика изменения реактивности по кампаниям показывает, что изменение реактивности на всех этапах переходного периода не превышает β_эф.

Использование заявленного способа позволит в течение 4-6 кампаний длительностью по 4-6 лет осуществить постепенный переход к работе быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем на нитридном уран-плутониевом топливе.