Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем
Владельцы патента RU 2501100:
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартовой загрузки используют нитрид обогащенного до 12,5-14 процентов урана, в который вводят нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. 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. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.
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 βэф 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 βэфф 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 (βэф) 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 βэф, 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 βэф., 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 βэф, 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 (Uобог-Np)N. Исходя из результатов расчетов стартовая загрузка (Uобог-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 βэф 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 βэф.
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.
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, 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, отличающийся тем, что 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.
