§ 12. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ MSBR И ПАРАМЕТРЫ РАВНОВЕСНОЮ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
Одной из важнейших особенностей ЖСР с циркулирующим топливом является возможность их работы в режиме расширенного воспроизводства горючего при тепловом спектре нейтронов и уран-ториевом топливном цикле. Режим расширенного воспроизводства в таких реакторах может быть реализован только при непрерывной очистке топливной соли от отравляющих продуктов деления (таких, как 135Хе и редкоземельные элементы) и выводе из активной зоны Ра. Осуществление этих процессов переработки топлива позволяет получить хороший баланс нейтронов при очень низкой стоимости топливного цикла.
Циркулирующая в MSBR соль, в которой растворено горючее и сырье для воспроизводства, сама по себе является не слишком хорошим замедлителем. Поэтому для формирования теплового спектра нейтронов в активной зоне MSBR используют в качестве дополнительного замедлителя графит, поскольку он хорошо совместим с расплавленной топливной солью.
Концентрацию U и Th в топливной соли можно варьировать в достаточно широком диапазоне без существенного изменения физических свойств соли. Эта концентрация не должна быть слишком мала, так как сама соль-носитель довольно сильно поглощает нейтроны. С другой стороны, слишком большая концентрация делящегося горючего в соли приводит к увеличению количества топлива, находящегося в контуре вне реактора. Оптимальная молярная концентрация U в соли лежит в области 0,2—0,3%, что хорошо согласуется с уран- графитовым отношением, обеспечивающим тепловой спектр нейтронов в активной зоне [76].
Объемную долю соли в графитовом замедлителе также следует оптимизировать, поскольку слишком большое количество соли в активной зоне ухудшает термализацию нейтронов и тем самым уменьшает число вторичных нейтронов на одно поглощение нейтрона в 233U (η), а слишком малая доля соли ведет к чрезмерному поглощению нейтронов в графите. Оптимальное значение объемной доли соли составляет 12—15%. Соотношение между концентрацией топлива в соли и объемной долей соли зависит от выбранного значения максимальной плотности энерговыделения в активной зоне, которое ограничено прежде всего радиационной стойкостью графита к потоку быстрых нейтронов.
Необходимость поддержания достаточно высокой концентрации топлива (чтобы не допустить большой потери нейтронов в соли-носителе и замедлителе) вместе с требованием иметь большие размеры активной зоны для обеспечения заданной величины тепловой мощности реактора ведет к необходимости размещения Th не только в зоне -воспроизводства, но и в самой активной зоне. Способ размещения Th является одним из важнейших вопросов при оптимизации характеристик MSBR. Окончательный выбор распределения Th в реакторе зависит от его конструкции и методов переработки топлива.
Рис. 29. Спектр нейтронов в MSBR в центральной части активной зоны (1) и в зоне воспроизводства (2) (77]
MSBR представляет собой реактор с моножидкостным потоком соли, содержащей как делящееся горючее, так и сырье для воспроизводства топлива. Такая однопетлевая схема существенно упрощает конструкцию реактора по сравнению с двухпетлевой, в которой предусматривается два изолированных контура (в одном из них циркулирует только делящееся горючее, а в другом — сырье для воспроизводства ). Разделение активной зоны и зоны воспроизводства в однопетлевой схеме обеспечивается просто соответствующим -распределением объемной доли соли в графитовом замедлителе. Такое распределение топливной соли обеспечивает в активной зоне мягкий спектр нейтронов, а в эоне воспроизводства, где спектр более жесткий, нейтроны эффективно поглощаются Th в области его резонансов. Отношение скоростей поглощения нейтронов в Th и U в активной зоне близко к единице, а в зоне воспроизводства составляет около 1,3. На рис. 29 приведен энергетический спектр нейтронов в активной зоне и в зоне воспроизводства реактора.
Геометрические размеры и композиция элементов, входящих в состав активной зоны, так же как плотность энерговыделения и скорости выведения из топливной соли продуктов деления, выбраны таким образом, чтобы обеспечить экстремальные значения некоторой функции цели. В качестве такой функции был выбран коэффициент сохранения топлива (КС), характеризующий способность реактора потреблять наименьшее количество естественного делящегося топлива при линейном росте ядерной энергетики. КС зависит от КВ реактора и удельной загрузки (загрузки делящимся топливом на единицу мощности реактора) Gуд и пропорционален величине (КВ-1)/G [8].
Состав топливной соли и основные геометрические размеры реактора, оптимизированные по коэффициенту КС, приведены в табл. 12 и на с. 66. Нейтронно-физические параметры реактора приведены в табл. 13—16.
Таблица 13
Нейтронно-физические параметры MSBR-1000
Таблица 14
Скорость выведения продуктов деления из топлива MSBR [76]
Таблица 16
Баланс нейтронов в MSBR [77]
* Нормировано на один поглощенный нейтрон в (233U+235U+239Pu+241Pu). .
Таблица 16
Равновесные концентрации продуктов деления в топливной соли MSBR [77]
*Нормировано на один нейтрон,поглощенный в (233U+235U+239Pu+241Pu).
Как видно из табл. 13, КВ в MSBR равен 1,062 при удельной загрузке топливом Gyд=1,51 кг/МВт (эл). Эти параметры реактора обеспечивают при коэффициенте нагрузки 0,8 время удвоения топлива Т2 = 21 год.
Выведение из соли газообразных продуктов деления (Хе, Кr) и частично «благородных» металлов осуществляется в системе отвода газов. Редкоземельные элементы и Ра выводятся в системе переработки топлива. Остальные продукты деления из топливной соли не выводятся, а по мере их накопления соль заменяется на свежую с периодом 3000 дней. При таком периоде замены соли Th используется на 11,5%. Извлечение из сбрасываемой соли каких-либо других элементов, кроме U, представляется экономически «нецелесообразным.
Этот температурный коэффициент определяет динамику реактора в первые, несколько секунд после начала переходного процесса. Малый вклад в температурный коэффициент реактивности при изменении плотности топливной соли возникает из-за положительного пустотного коэффициента реактивности, связанного с наличием в топливной соли пузырьков газа.
Нейтронно-физический расчет реактора, производился в двухмерном много групповом диффузионном приближении. Результаты таких расчетов, выполненные для реактора MSRE, оказались в хорошем согласии с экспериментально измененными критическими концентрациями элементов, входящих в композицию MSRE (табл. 4). При вычислении КВ наибольший вклад в ошибку дает неопределенность значения η в спектре MSBR (±0,012).
Неопределенность сечений других элементов относительно мало влияет на ошибку, так что полмая неопределенность вычисленного значения КВ для MSBR составляет ±0,016 [80].
