Статья: Нейтронно-физические особенности быстрого канального реактора БКЭР, охлаждаемого водой СКД

Нейтронно-физические особенности быстрого канального реактора БКЭР, охлаждаемого водой СКД

Баринов С.В., Викулов В.К., Гмырко В.Е.,

Гроздов И.И., Черепнин Ю.С.,

НИКИЭТ, Москва

В основу концепции БКЭР положены подход и основные решения для реализации принципа «естественной безопасности» /1/, принятые в проекте БРЕСТ-ОД-300.

1. Описание особенностей конструкции, исходные данные для расчета

При разработке концепции предпочтения отданы керметному топливу с трубчатым типом конструкции твэла, в котором теплоноситель СКД несет центральная трубка каждого твэла. Основные усилия разработчиков пришлись на конструирование твэлов и ТВС, обеспечивающих в активной зоне минимальную долю воды и максимальную - топлива, что удалось благодаря трубчатой конструкции твэла квадратного сечения, свойствам воды СКД и керметному топливу высокой теплопроводности.

Применение кермета имеет целью реализовать дополнительный физический барьер безопасности, которым служит металлическая матрица. Керметный твэл, изготовленный по технологии НПО «Луч», позволяет снизить перепад температур между внутренней и внешней оболочками твэла, повысить выгорание топлива, существенно снизить выход продуктов деления за пределы твэла даже при повреждении оболочек твэла. Конструкция твэла с внутренним каналом, несущим давление, полностью исключает выход активности в контур теплоносителя, даже при разрушении твэла (доказано опытом эксплуатации реакторов типа АМБ), что принципиально для одноконтурной РУ.

Рис.1. Поперечное сечение ТВС

В предложенной конструкции ТВС (см. рис. 1) объемная доля воды составляет 4.2%, газовых зазоров - 7.5%, конструкционных материалов (сталь ЭИ-847) - 14.3% топливной композиции - 74%, из них: гранул (UPu)O₂ - 41.5%, топливной матрицы - 32.5%. При выборе конфигурации и размеров ТВС учитывалось соблюдение следующих условий:

· количество «холодных» твэлов, в которые подается теплоноситель (помечено черным), равно количеству «горячих», из которых теплоноситель покидает зону;

· поперечные размеры ТВС по активной зоне должны быть достаточно широкими для разводки трубопроводов ниже активной зоны (см. /2/);

· должно быть предусмотрено место под размещение канала СУЗ на стыке четырех ТВС.

Рассматривалась возможность использования в твэлах двух вариантов кермета, отличающихся матрицей: (UPu)O₂ + CuMg и (UPu)O₂ + Сr. Первый вариант матицы обладает повышенной теплопроводностью, но относительно высоким поглощением нейтронов, второй - худшей теплопроводностью, но примерно в пять раз меньшим поглощением нейтронов. Для ТВС средней мощности получено:

Проект БКЭР ориентирован на замкнутый топливный цикл с использованием смешанного уран-плутониевого топлива. Для стартовой загрузки активной зоны предполагается использовать переработанный плутоний из хранилищ ПО «Маяк» и отвальный уран разделительных производств. Для определенности в расчетах использовался изотопный состава топлива, принятый в проекте БРЕСТ-ОД-300 для стартовой загрузки и представленный в табл. 1.

Таблица 1 -Изотопный состав топлива для стартовой загрузки при содержании Np, Pu, Am в сумме актиноидов Х= 14.6%

Предварительными расчетами ячейки твэла с обогащением по плутонию Х=14.6% и вариантом CuMg-матрицы, выполненными методом Монте-Карло по программе MCU-REA, был засвидетельствован быстрый спектр нейтронов как в горячем, так и в холодном состояниях, а также оценен КВ ?1. Данные расчеты кроме того показали возможность обеспечить (по К_?) эффект реактивности от захолаживания реактора (переход от горячего состояния к холодному) на уровне 1%, что явилось обнадеживающими предпосылками для обеспечения в данном реакторе принципов «естественной безопасности».

КВ вычислялся, как отношение суммы реакций захвата нейтронов на изотопах ²³⁸U, ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu к сумме реакций захвата и деления на изотопах ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am и ²⁴³Am.

В соответствии с описанием конструкции твэла и ТВС предполагалось использовать топливную композицию на основе диоксидного микротоплива, в первом приближении с объемной долей 0.6 и металлической матрицей с объемной долей 0.4, в двух вариантах: медно-магниевой эвтектики (Cu - 93%, Mg - 7%), испытанной в перегревательных каналах АМБ Белоярской АЭС, и более жаростойкого металлического хрома. Обогащение топлива по Pu и другим актиноидам варьировалось в диапазоне 13? Х? 17 %.

2. Исследование нейтронно-физических свойств реактора

реактор безопасность керметный твэл

2.1 Для пространственных расчетов БКЭР по аналогии с проектом БРЕСТ-ОД-300 предполагалось использовать методологию, принятую для расчетов быстрых реакторов на основе гомогенного константного обеспечения CONSYT/ABBN с константами БНАБ-93, разработанную в ФЭИ, и созданную (и верифицированную) в НИКИЭТ для технического проекта БРЕСТ-ОД-300 сеточную диффузионную программу FACT-BR /3/, позволяющую вести трехмерные расчеты выгорающего реактора.

Однако в отличие от реактора БРЕСТ активная зона данного реактора из-за использования в каналах водяного теплоносителя может обладать существенно большей гетерогенностью. В связи с этим исследовался вопрос о влиянии гомогенизации гетерогенных ячеек на результаты расчетов важнейших характеристик К_эф и КВ. В табл. 2 приведены результаты оценок погрешности гомогенизации ?К_эф и ?КВ, полученных сравнением с гетерогенными расчетами ячеек ТВС по коду MCU-REA в зависимости от «обогащения» Х.

Таблица 2 - Оценка погрешности расчета К_эф (у = ± 0.001) и КВ по гомогенизированной модели

Из табл. 2 следует, что использование для нейтронно-физического проектирования БКЭР технологии расчетов, принятых для быстрых реакторов, охлаждаемых жидким металлом, т.е. системы CONSYST/ABBN + диффузионные 26-групповые программы пространственного расчета, могут приводить к систематическому занижению К_эф (в холодном состоянии на 1.7%, в горячем на 0.8%) и завышению КВ примерно на 1.5%.

Исследовалась также зависимость от обогащения эффекта реактивности при изменении теплотехнических параметров реактора от холодного состояния до горячего. Расчеты выполнялись по гомогенной и гетерогенной моделям. Результаты расчетов для стартовой загрузки представлены в табл.3.

Таблица 3 - Эффект реактивности (Дс_tot, %) от полного разогрева реактора с топливом (UPu)O₂ + CuMg в зависимости от обогащения, %

Из представленных в табл. 3 результатов видно, что при разогреве реактора, обусловленном подъемом мощности и выводом РУ на номинальную нагрузку, реактивность падает во всем рассмотренном диапазоне обогащения стартовой загрузки. При этом эффект реактивности по гомогенной модели расчета, оказывается заниженным (по абсолютной величине) примерно на 1% по сравнению с более точным гетерогенным расчетом. Данный вывод справедлив и для топлива (UPu)O₂ + Cr.

Из табл.3 также следует, что нормальное расхолаживание реактора при остановке, обеспечиваемое подачей воды в каналы ТВС системой нормального расхолаживания, приводит к положительному эффекту реактивности. Это обстоятельство может вызывать опасение дальнейшего роста реактивности при вынужденном или намеренном увеличении количества воды в активной зоне при заполнении водой технологических (газовых) зазоров. Зависимость этого эффекта от Х представлена на рис.2, где dRo - искомый эффект.

Рисунок 2 - Изменение реактивности холодного реактора при заливе РП водой в зависимости от Х

Результаты расчетов, представленные на рис. 2 позволяют сделать следующие выводы:

· залив водой реакторного пространства, приводящий к заполнению всех технологических зазоров между ТВС, уменьшает реактивность реактора в случае применения топливной композиции (UPu)O₂ + CuMg при обогащении топлива Х > 14%; в случае топливной композиции (UPu)O₂ + Cr - во всем рассматриваемом диапазоне 13 ? Х ? 17 %;

· данный отрицательный эффект реактивности на топливе (UPu)O₂ + Cr более, чем на 1% по абсолютной величине, оказывается большим по сравнению с топливом (UPu)O₂ + CuMg;

· обнаруженный эффект реактивности является важным для ядерной безопасности свойством, облегчающим перевод реактора в подкритическое состояние и позволяющим упростить системы нормального и аварийного расхолаживания;

· обнаруженное свойство безопасности может быть также использовано при проектировании системы перегрузки топлива.

2.2 Выбор обогащения топлива для стартовой загрузки БКЭР

Выбор начального обогащения топлива для стартовой загрузки реактора должен удовлетворять определенным критериям. Такими критериями, как минимум, являются КВ ? 1 и минимально возможный эффект реактивности при нормальном расхолаживании реактора от номинальных параметров (горячего состояния) до холодного состояния. Первый характеризует способность к воспроизводству делящегося материала, второй определяет наибольший запас реактивности и необходимую эффективность органов СУЗ. На рис. 3 построены графики соответствующих зависимостей от Х, позволяющие сделать необходимый выбор.

Рисунк 3 - Зависимости КВ и эффекта реактивности при нормальном расхолаживании реактора от обогащения топлива стартовой загрузки

Из рис. 3 следует, что для топлива (UPu)O₂ + CuMg при Х?16 % важный для задачи компенсации реактивности реактора эффект нормального расхолаживания (dRo) оказывается примерно равным 1.4%, при этом КВ остается чуть больше 1. Повышение Х в сторону 17% позволяет снизить dRo, но приводит к КВ < 1, что не желательно. Для топлива (UPu)O₂ + Cr благодаря меньшему паразитному поглощению нейтронов удается уменьшить обогащение топлива до примерно Х=15%, при этом заметно увеличивается КВ до примерно 1.06 и несколько уменьшается dRo примерно до 1.3%.

Таким образом, в первом приближении, для топлива (UPu)O₂ + CuMg наиболее приемлемым обогащеним для стартовой загрузки является Х=16%. Для топлива (UPu)O₂ + Cr таким обогащением может быть Х= 15%. При этом следует отметить, что эффект залива РП холодного реактора (см. рис. 2) в первом случае составит примерно -1.16%, во втором - примерно -2.1%.

2.3 Влияние на реактивность изменения загрузки микротоплива и матричного материала в составе топливной композиции твэла

Существенным достоинством технологии изготовления твэлов является возможность варьирования материала матрицы и ее объемной доли в топливной композиции. Благодаря этому не только расширяется возможность выбора матрицы, но и появляется возможность придать твэлам новое качество - обеспечение необходимого профилирования загрузки топлива по высоте без изменения обогащения. Это же относится и к фабрикации ТВС для зон профилирования по радиусу реактора.

В связи со сказанным, исследовалось влияние на запас реактивности реактора технологической возможности изменения состава топливной композиции твэла по загрузке (объемным долям) микротоплива и матричного материала. Цель исследования состоит, во-первых, в оптимизации выбора этого состава для минимизации запаса реактивности стартовой загрузки, во-вторых, в получении доказательств возможности решения задачи пространственного профилирования загрузки с целью выравнивания энерговыделения в активной зоне.

Результаты гетерогенных расчетов К_эф и К_? стартовой загрузки в холодном и горячем состояниях в зависимости от изменения объемного состава исследуемых вариантов топливной композиции представлены в табл.4-5.

Таблица 4 - Зависимость К_эф и К_? стартовой загрузки с топливом (UPu)O₂+CuMg при Х=16% от изменения в композиции доли v_CuMg