Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России - Возможность использования карбидного и нитридного топлива

1.6. Возможность использования в быстром гелиевом реакторе карбидного и нитридного топлива

Возможности использования в быстром гелиевом реакторе окисного, карбидного и нитридного топлива исследовались в работах /16,17.18/. Они были посвящены исследованию возможности дальнейшего повышения воспроизводства Повышение характеристик воспроизводства можно получить за счет использования
топлива, более плотного по сравнению с оксидным, например, карбидов или нитридов.
В таблице 10 приводятся исходные характеристики оксидного, карбидного и нитридного топлива, которые могут заметным образом влиять на воспроизводство топлива и энергонапряженность активной зоны.
Таблица 10. Исходные характеристики окисного, карбидного и нитридного топлива

Видно, что нитридное топливо обладает наибольшей плотностью и теплопроводностью и приемлемой температурой плавления, что позволяет надеяться на улучшение воспроизводства при его использовании. Следует обратить внимание на возможность применения нитридного топлива на основе изотопа N, чем можно еще более улучшить воспроизводство горючего. Это связано со следующими обстоятельствами. Сечение поглощения нейтронов изотопом N мало и не превышает 2105 барн во всем диапазоне энергий спектра нейтронов реактора, в то время как среднее сечение поглощения изотопом l4N в спектре БГР составляет примерно 210'2 барн, т. е. сравнимо с сечением конструкционных материалов активной зоны реактора. Кроме того, на изотопе l5N рассеяние и замедление нейтронов значительно ниже, чем на l4N, на С и на двух атомах кислорода Это приводит к более жесткому спектру нейтронов и практическому отсутствию поглощения нейтронов в нитридном топливе на основе изотопа N, что повышает КВ.
Хорошие теплофизические свойства нитридного топлива позволяют получить достаточно высокую энергонапряженность активной зоны, а высокая плотность его обеспечивает высокий КВ внутри активной зоны реактора
Для сравнения рассмотрены характеристики БГР-1600 с окисным, карбидным и нитридным топливом с естественным составом по азоту и на основе изотопа 15N.
Расчеты проводились с помощью оптимизационного комплекса программ РОКБАР /19/, модернизированного применительно к БГР (РОКБАР-Г).
В соответствии с математической моделью, используемой в комплексе РОКБАР-Г, проводилась оптимизация двумерного цилиндрического реактора в R-Z геометрии, симметричного относительно диаметральной плоскости (Z=0).
Расчеты проводились для варианта активной зоны со стержневыми твэлами, металлической оболочкой и газовой полостью для шестигранных ТВС.
Рассматриваемая математическая модель быстрого реактора позволяет проводить оптимизацию БГР. Оптимизация достигается изменением следующих параметров: размеры активной зоны, диаметр топливного сердечника, относительный шаг решетки твэлов в кассете, обогащение топлива, массовая скорость теплоносителя для канала с максимальным тепловыделением.
В процессе оптимизации фиксировались такие параметры реактора, как тепловая мощность реактора, температура на входе в реактор и свойства теплоносителя, свойства топливного сердечника и конструкционных материалов, толщина торцевых и радиальных зон воспроизводства, время внешнего топливного цикла.
При проведении оптимизации требуется выполнение следующих ограничений: keff = 1; максимальная температура топлива и оболочки не должна превышать допустимой; уплощение активной зоны фиксировано.
Конструкция этого реактора была принята аналогичной конструкции реактора- прототипа БГР-300 /20/.
В качестве топливного материала рассматривались окисное топливо, карбид и нитрид (в том числе на основе l5N) с 80% плотностью по отношению к теоретической. Конструкционными материалами чехлов ТВС и оболочек твэлов служили сплавы типа нимоник. Считалось, что полость для сбора газообразных продуктов деления расположена за нижним торцевым экраном, где температура теплоносителя минимальная.
Расчеты проводились с использованием 26-групповой системы ядерных данных/21, 22, 23/.
На основании комплексного нейтронно-физического и тепло-гидравлического расчетов определяются управляющие параметры реакторов, обеспечивающие минимальное время удвоения горючего при накладываемых ограничениях на указанные выше параметры реактора.
В таблице 11 приводятся результаты, полученные для оптимизированных вариантов реактора БГР-1600 с различным топливом. Из этих результатов следует, что КВ при использовании в БГР нитридного топлива и особенно нитридного топлива с изотопом l5N заметно повышается по сравнению с окисным топливом. При этом уменьшение времени удвоения горючего связано не только с увеличением КВ, но и с лучшими теплофизическими характеристиками нитридного топлива.
Таблица 11. Сравнительные характеристики БГР-1600 при использовании оксидного, карбидного и нитридного топлива с разным обогащением 15N

Использование нитридного топлива с азотом, обогащенным по изотопу l5N, приводит к возрастанию стоимостных показателей. Оптимальное обогащение нитридного топлива по l5N может быть найдено из совместного анализа стоимостных показателей и характеристик расширенного воспроизводства ядерного горючего. В связи с этим важно знать зависимость наработки избыточного плутония системой бридеров от обогащения нитридного топлива изотопом N.
На рисунке 20 представлена такая зависимость в предположении годового прироста мощностей бридеров, равного 7%. Эти результаты получены путем расчетов по программе GABI /28/. Видно, что при замене естественного азота (99,63% l4N, 0,37% l5N) на азот 99%-ного обогащения l5N наработка избыточного плутония возрастает примерно на 120 кг Ри/(ГВт(эл.)-год).
Таким образом, создание гелиевых бридеров с нитридным топливом на основе естественного азота может оказаться целесообразным. По мере подорожания ядерного горючего может стать выгодным использование нитридного топлива с обогащенным по изотопу l5N азотом за счет существенного улучшения воспроизводства. При этом потребуется регенерация обогащенного по изотопу 15N азота.

Рисунок 20. Зависимость наработки бридерами дополнительного плутония (К6), направляемого на топливное обеспечение тепловых реакторов, от обогащения нитридного топлива изотопом 15N. Время удвоения мощностей бридеров т26 = 10 лет. 1 - ТЗВ из диоксида урана; 2 - ТЗВ из металлического урана.

1.7. Выводы из опыта разработки БГР

Проведены обширные расчетные, экспериментальные и конструкторские проработки бридеров с газовыми теплоносителями. Показано, что газоохлаждаемые бридеры могут иметь высокое воспроизводство ядерного горючего и высокие технико-экономические характеристики, не уступающие характеристикам реакторов типа БН. Были исследованы две предельно различные концепции газоохлаждаемого реактора:

1. с чисто плутониевой активной зоной, с предельно жестким спектром нейтронов и максимально высоким коэффициентом воспроизводства;
2. с большой активной зоной со смешанным уран-плутониевым топливом.

Были рассмотрены в качестве газового теплоносителя гелий и углекислый газ.
Для активной зоны были рассмотрены традиционные стержневые твэлы, а
также микротвэлы в тепловыделяющей сборке с поперечным течением теплоносителя. Исследованы характеристики газоохлаждаемых бридеров при использовании карбидного и нитридного топлива, а также перспективность обогащения топлива изотопом lsN.
Проведенные расчетные исследования показали, что концепция большой активной зоны со смешанным уран-плутониевым топливом более перспективна с точки зрения воспроизводства ядерного горючего. Она также имеет несомненные преимущества по технико-экономическим характеристикам и более реалистична с точки зрения реализации.
Сравнение теплоносителей гелия и углекислоты показало, что характеристики воспроизводства и технико-экономические характеристики реакторов с этими теплоносителями примерно одинаковы.
Применение активной зоны на основе микротвэлов также позволяет получить высокие характеристики воспроизводства горючего и позволяет одновременно существенно повысить КПД и снизить затраты мощности на прокачку теплоносителя.
Перспективность применения газовых теплоносителей для создания высокоэффективного бридера послужила основанием для принятия решения о разработке технического проекта опытно-промышленной реакторной установки БГР- 300 мощностью 300 МВт (э). Создание и успешная эксплуатация блока такой мощности будет достаточным для демонстрации работоспособности и экономической эффективности данного направления.