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 в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, включающем разделение активной зоны на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную и периферийную, загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана, а далее - регенерацию отработанного топлива и загрузку подзон регенерированным топливом с добавкой нитрида обедненного урана после каждой кампании, при этом при для центральной и промежуточной подзон в стартовой загрузке используют нитрид обогащенного 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 для выравнивания мощности и профилирования топливной загрузки все три подзоны активной зоны имеют одинаковый состав топлива, но отличаются при этом диаметром твэлов - твэлы с наименьшим диаметром располагают в центральной подзоне, а с наибольшим - в периферийной. 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 эффективной доли запаздывающих нейтронов β_эф и, как следствие, исключение разгона на мгновенных нейтронах в результате, например, самохода органов регулирования.

Регенерация топлива заключается в полной очистке ОЯТ от продуктов деления. Из полученной топливной смеси путем уменьшения ее массы и добавления требуемого количества обедненного урана изготавливается новая загрузка с откорректированной плотностью топлива в радиальных подзонах, обеспечивающая выравнивание мощности ТВС, необходимый запас реактивности, и приближение конструкции активной зоны к проектной для работы в равновесном режиме на уран-плутониевом нитридном топливе.

Под приближением конструкции активной зоны к проектной понимается изменение ее конструкции: высоты топливного столба, плотности топлива, количества твэлов в тепловыделяющих сборках, диаметра твэлов и топливных таблеток, количества регулирующих органов системы управления защитой, диаметра и высоты поглощающих элементов в составе регулирующих органов системы управления защитой и т.д.

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, изотопный состав которого не меняется от одной кампании другой, и без корректировки массы загружаемого топлива и соответственно изменения конструкции активной зоны.

Недостатком известного способа является необходимость изменения конструкции активной зоны при каждой загрузке регенерированного топлива переходного периода, а также деление активной зоны на подзоны с твэлами разных диаметров, что значительно усложняет и удорожает эксплуатацию ядерного реактора. Этот недостаток объясняется тем, что при работе реактора изменяется изотопный состав топлива - выгорает U²³⁵, нарабатывается Рu, 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. Разделение активной зоны на подзоны по диаметрам твэлов для выравнивания подогревов теплоносителя связано с одинаковым составом загружаемого топлива во всех подзонах.

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

Техническим результатом заявленного изобретения является выравнивание мощности по кампаниям и изменение реактивности в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов при одинаковых диаметрах твэлов, высоте активной зоны и плотности топлива в каждой кампании без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны.

Технический результат достигается тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, включающий разделение активной зоны на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную, загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана, при этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана, а далее - регенерацию отработанного топлива и загрузку подзон регенерированным топливом с добавкой нитрида обедненного урана после каждой кампании,

- в стартовую загрузку промежуточной подзоны с нитридом обогащенного урана добавляют нитрид плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением тяжелого металла по плутонию пределах от 5 до 7% по массе,

- а в стартовой топливной загрузке периферийной подзоны используют нитрид обедненного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением по плутонию в пределах от 13 до 14,5% по массе тяжелого металла,

кроме того, регенерацию топлива зон осуществляют отдельно друг от друга,

при этом в периферийной зоне после каждой кампании осколки удаляют полностью,

а в центральной и промежуточной зонах:

во второй кампании оставляют 22% и 12% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

в третьей кампании оставляют 42% и 22% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

в четвертой - 48% и 26% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

а начиная с 5-й кампании в центральной и промежуточной подзонах осколки деления оставляют с увеличением массы оставляемых осколков по экспоненциальному закону с насыщением m=а⋅(1-e^-α⋅t), где а и α - константы определяемые глубиной выгорания за одну кампанию, m - масса осколков, t - время, е - экспонента.

Для того чтобы реактивность реактора при выгорании урана-235 и накоплении плутония оставалась в пределах, соизмеримых с β_эф для исключения аварий с разгоном на мгновенных нейронах и сохранении конструкции активной зоны реактора неизменной, необходимо в переходный период обеспечить постоянство критической массы топлива и профилирование энерговыделения по радиусу активной зоны.

Постоянство критической массы в переходный период достигается за счет оставления части осколков в топливе, а уменьшение радиального коэффициента неравномерности (профилирование энерговыделения по радиусу) - профилированием по радиусу активной зоны содержания осколков в топливе.

Профилирование содержания осколков деления в активной зоне обусловлено профилированием стартовой загрузки топлива по изотопному составу в активной зоне.

В связи с вышесказанным, отличительный признак, касающийся введения в подзоны активной зоны топлива разного по содержанию продуктов деления и делящихся изотопов урана и плутония, позволит использовать твэлы одинакового размера, так как различное по составу топливо по разному выгорает, а разное количество осколков деления в подзонах позволяет профилировать их нейтронно-физический вес, что, в свою очередь, ведет к выравниванию энерговыделения.

Отличительный признак, касающийся добавления в состав стартовой топливной загрузки промежуточной зоны нитрида плутония энергетического состава, позволяет выравнивать распределение энерговыделения по радиусу за счет большего нейтронно-физического веса энергетического плутония по сравнению с ураном-235, используемого в прототипе, что, кроме того, приводит и к снижению стартовой топливной загрузки.

Использование в периферийной подзоне нитрида обедненного урана вместо обогащенного позволяет добиться полного воспроизводства плутония в периферийной подзоне, а добавление плутония энергеческого состава вместо урана-235 позволяет избежать проблемы низкой энергонапряженности топлива периферийной подзоны при работе реактора с малым запасом реактивности и связанной с ней проблемой удлинения переходного периода от стартовой топливной загрузки к равновесному уран-плутониевому топливу за счет выравнивания энерговыделения.

Использование плутония из ОЯТ ВВЭР 20-25-летней выдержки позволяет уменьшить переходный период топливной загрузки ввиду близости изотопного состава плутония ОЯТ ВВЭР 20-25 лет выдержки к изотопному составу плутония в равновесном режиме, и, кроме того, снизить количество короткоживущего, но очень реактивного плутония-241 до пределов, когда при переработке топлива и длительных остановках (порядка года) исключается переход топливной загрузки в подкритическое состояние ввиду малого запаса реактивности реактора.

Интервал обогащения по плутонию в периферийной подзоне в пределах от 13-14,5% и в пределах 5-7% в промежуточной подзоне получен расчетным путем. В этом интервале обеспечивается стабильное распределение энерговыделения по радиусу активной зоны, так как при меньшем или большем его процентном содержании коэффициент воспроизводства плутония в периферийной подзоне будет отличаться от 1,05 больше, чем на 0,05, что приведет к развыравниванию энерговыделения из-за роста или падения реактивности топливной загрузки периферийной подзоны.

Регенерацию топлива подзон проводят отдельно друг от друга, что объясняется различием изотопного состава топлива разных подзон. Этим же объясняется и различие в самом процессе регенерации топлива. Если в стартовой загрузке выравнивание распределения энерговыделения по радиусу достигалось за счет различия нейтронно-физических характеристик урана-235 и плутония энергетического состава, то в последующих кампаниях добавление осколков компенсирует замещение выгорающего урана-235 более реактивным плутонием, накапливающемся за счет нейтронных захватов в ²³⁸U, поэтому корректировки массы загружаемого топлива не требуется.

Оставление в первых четырех кампаниях осколков в указанных долях позволит реактору выйти в стационарный режим, характеризующийся постоянством долей оставляемых осколков, что ускорит процесс перехода к равновесному режиму.

Постоянство долей оставляемых осколков, начиная с 5-й кампании в центральной и промежуточной подзонах активной зоны, соответствует экспоненциальному закону накопления осколков по массе с насыщением m=а⋅(1-e^-α⋅t) и повторяет асимптотический закон накопления плутония, тем самым, компенсируя соответствующий рост реактивности загрузки при выходе на равновесный режим работы.

Меньшее количество оставляемых осколков до 5-й кампании и вариативность их количества объясняется большим количеством невыгоревшего урана-235 до этого момента, поэтому осколков требуется меньше.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлена таблица изменений тяжелого металла и плутония центральной подзоны со стартовой загрузкой на обогащенном уране в переходном режиме от старта к равновесному режиму, а на фиг. 2 и 3 приведены графики изменения реактивности и радиальные коэффициенты неравномерности энерговыделения по кампаниям от изменения изотопного состава топлива при выгорании.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем поясняется на основе данных о центральной подзоне. Это объясняется тем, что центральная подзона полностью состоит из нирида обогащенного урана и поэтому является лимитирующей в отношении перехода к равновесному топливному циклу.

Способ осуществляют следующим образом.

С учетом условия работы реактора по кампаниям в течение всего переходного с малым изменением реактивности в пределах в β_эфф активную зону разбивают на три подзоны и стартовую загрузку осуществляют:

- в центральной зоне - нитридом обогащенного урана с обогащением по урану-235;

- в периферийной зоне - нитридом обедненного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением по плутонию в пределах от 13 до 14,5%,

- а в промежуточной зоне - нитридом обогащенного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава, как и в периферийной подзоне, с обогащением по плутонию в пределах 5-7%.

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, которая для топлива каждой подзоны проходит отдельно друг от друга и заключается в удалении осколков деления и добавлении нитрида обедненного урана, замещающего выделенные ПД, при этом в периферийной зоне осколки удаляют полностью, а в центральной и промежуточной подзонах осколки деления частично оставляют с увеличением доли оставляемых осколков от периферии к центру активной зоны, а начиная с 5-й кампании в центральной зоне оставляют 45-55% осколков, а в промежуточной - 30-40%, что соответствует экспоненциальному закону с насыщением m=а⋅(1-е^-α⋅t), где а и α - константы, определяемые глубиной выгорания за одну кампанию, m - масса осколков, t - время, е - экспонента.

В качестве примера реализации заявленного изобретения рассмотрен способ эксплуатации ядерного реактора БРЕСТ-1000 со свинцовым теплоносителем, нитридным урановым топливом и тепловой мощностью 2300 МВт, у которого активная зона разбита на три подзоны: центральную, промежуточную и периферийную, и который в течение 3-4 кампаний длительностью по 4-6 лет и с неполной очисткой отработавшего топлива от осколков деления и его подпиткой нитридом обедненного урана в течение всего срока эксплуатации переходит к работе на нитриде уран-плутониевого топлива сначала в стационарный режим, а затем и в равновесный из-за накопления старших изотопов плутония и выравнивания соответствующих макросечений захвата и деления.

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 Рu 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-1000 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 плутония (U_обог-Pu)N. Исходя из результатов расчетов, и определялась стартовая загрузка, последующие загрузки, зависимости, по которым изменяется обогащение по урану и плутонию в подзонах.

В качестве стартового топлива используют:

- в центральной зоне - нитрид обогащенного урана с обогащением по урану-235 в пределах от 12,1% в массе тяжелого металла;

- в промежуточной зоне - нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после выдержки в течение 20-25 лет после его выгрузки из активной зоны со следующим обогащением по урану и плутонию: 6,7% ²³⁵U и 5,8% Рu в массе тяжелого металла;

- в периферийной зоне - нитрид обедненного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после выдержки в течение 20-25 лет после его выгрузки из активной зоны с обогащением по плутонию 14,1% в массе тяжелого металла.

Работа реактора происходит следующим образом: после очередной топливной кампании в каждой подзоне оставляют:

- в периферийной подзоне из уран-плутониевого топлива осколки удаляются при переработке топлива полностью и замещаются отвальным ураном;

- во второй кампании в центральной и промежуточной подзоне в стартовой загрузке оставляют 22% и 12% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в третьей кампании в центральной и промежуточной подзоне в стартовой загрузке оставляют 42% и 22% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в четвертой кампании в центральной и периферийной подзоне в стартовой загрузке оставляют 48% и 26% массы осколков от предыдущей кампании соответственно.

Начиная с 5-й кампании, реактор работает в установившемся стационарном режиме, который характеризуется постоянством долей оставляемых осколков после каждой кампании, где в центральной и промежуточной подзонах в стартовой загрузке вводится 51% и 33% массы осколков от предыдущей кампании соответственно.

Из-за оставления осколков топливные загрузки для работы реактора не требуют корректировки по массе и не приводят к необходимости изменения конструкции активной зоны.

Переход к равновесному режиму происходит после восьмой кампании, когда масса плутония и его изотопный состав в центральной и промежуточной подзонах практически перестает меняться (фиг. 1) и соответствует плутонию ОЯТ ВВЭР 20-25-летней выдержки, загружаемому в качестве стартовой загрузки в реактор.

В течение переходного периода значение β_эфф изменяется от 0,59% до 0,35%. График хода реактивности по кампаниям показывает, что изменение на всех этапах переходного периода не превышает в эфф, а распределение энерговыделения меняется по ТВС не более чем на 3%.