Доклад на международной конференции Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global ’07), September 9-13, 2007, Boise, Idaho, USA

 

13/09/2007

ВОЗМОЖНОСТИ СНИЖЕНИЯ ПОТРЕБЛЕНИЯ ПРИРОДНОГО УРАНА РЕАКТОРОМ СВБР-75/100 ПРИ ПЕРЕХОДЕ К ЗАМКНУТОМУ ТОПЛИВНОМУ ЦИКЛУ

 

Авторы

Тошинский Г.И., Комлев О.Г., Мельников К.Г., Новикова Н.Н. (ГНЦ РФ-ФЭИ, г.Обнинск, Россия)

 

1 Введение

Реактор СВБР-75/100 спроектирован таким образом, что без изменения конструкции и ухудшения характеристик безопасности он может работать на различных видах топлива и в различных топливных циклах [1].

 

Принятая в проекте одномоментная перегрузка топлива (отсутствие частичных перегрузок) позволяет при каждой перегрузке топлива существенно изменять состав активной зоны, используя наиболее экономически эффективный для каждого этапа развития ядерной энергетики (ЯЭ) тип топлива.

 

В ближайший период времени наиболее экономически эффективными будут применение освоенного оксидного уранового топлива и работа в открытом топливном цикле с отложенной переработкой.

 

Переход на смешанное уран-плутониевое топливо и замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) станут экономически эффективными при повышении цен на природный уран, когда затраты на создание производств по переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), рефабрикации нового топлива с плутонием и их эксплуатацию станут ниже соответствующих затрат на природный уран, услуги по его обогащению, расходов на изготовление свежего уранового топлива и длительное временное хранение ОЯТ.

 

При этом может быть использовано как МОКС-топливо с оружейным или реакторным плутонием, так и смешанное нитридное топливо, если его применение окажется более рентабельным.

 

Поскольку быстрые реакторы (БР) при работе на урановом топливе в открытом ЯТЦ потребляют значительно больше природного урана в сравнении с тепловыми реакторами (ТР), а дешёвые ресурсы природного урана при планируемых высоких темпах развития ЯЭ могут быть исчерпаны до середины века, что приведёт к возрастанию стоимости урана, период эксплуатации БР в открытом ЯТЦ должен быть максимально сокращён.

 

Следует, однако, отметить, что надёжный прогноз периода времени, когда ЯЭ из-за возрастания цены природного урана потеряет конкурентоспособность с электроэнергетикой, использующей органическое топливо, затруднителен. Это связано с тем, что себестоимость электроэнергии, вырабатываемой АЭС, мало чувствительна к цене природного урана в противоположность себестоимости электроэнергии, вырабатываемой тепловыми электростанциями на органическом топливе. В то же время, доступные ресурсы природного урана прогрессивно растут при возрастании его цены.

 

Переход к замкнутому ЯТЦ будет менее затратным, если для формирования первых топливных загрузок из МОКС-топлива использовать плутоний, извлекаемый из собственного ОЯТ урановых загрузок.

 

Сравнительно высокий коэффициент воспроизводства (КВ) реактора СВБР-75/100 при работе на оксидном урановом топливе (~0,84) обуславливает к концу кампании достаточно большое содержание в ОЯТ плутония, который может быть использован в последующих топливных кампаниях при организации замкнутого ЯТЦ.

 

Кроме того, в собственном ОЯТ стартовых загрузок из оксидного уранового топлива находится большое количество невыгоревшего урана-235, который также целесообразно использовать при формировании загрузки для следующей кампании.

 

Использование плутония, выделяемого из ОЯТ ТР для формирования стартовых загрузок реакторов СВБР-75/100 с целью полного исключения потребления природного урана с самого начала реализации широкой программы внедрения таких реакторов в ЯЭ, будет более затратным в сравнении с рассмотренным вариантом перехода от открытого к замкнутому ЯТЦ.

 

Это обусловлено тем, что стоимость плутония, определяемая объёмом переработки ОЯТ в расчёте на одну тонну плутония, для плутония, выделяемого из ОЯТ ТР, будет в несколько раз выше в сравнении с его стоимостью при использовании собственного ОЯТ из-за значительно более низкого содержания плутония в ОЯТ ТР.

 

Следует также учитывать, что создание производства по крупномасштабной переработке ОЯТ ТР и изготовлению МОКС-топлива в этом случае должно предшествовать строительству АЭС с БР. Это увеличивает потребности в инвестициях.

 

В то же время, для предлагаемого перехода от открытого к замкнутому ЯТЦ создание производства замкнутого ЯТЦ может быть значительно отдалено по времени от запуска БР, что уменьшает потребность в инвестициях. При этом инвестиционный фонд для создания такого производства может быть сформирован, как показывают оценки, в течение около двух лет за счёт включения соответствующей составляющей в себестоимость электроэнергии в период после окончания срока окупаемости АЭС при сохранении уровня рентабельности.

 

Такой подход к организации топливных циклов с полной переработкой собственного ОЯТ существенно снизит интегральное потребление природного урана и сделает в этом отношении АЭС на базе реакторных установок (РУ) типа СВБР вполне конкурентоспособными с АЭС на базе РУ с ТР.

 

В замкнутом ЯТЦ в качестве топлива подпитки вместо отвального урана может быть использовано (утилизировано) ОЯТ ТР (как ВВЭР, так и РБМК) без разделения урана, плутония, младших актинидов и продуктов деления (ПД).

 

2. Исходные данные, методика и результаты расчётов характеристик перехода к замкнутому топливному циклу с использованием собственного ОЯТ

Реактор СВБР-75/100 является быстрым реактором, охлаждаемым свинцово-висмутовым теплоносителем [1]. Тепловая мощность реактора составляет 280 МВт, что эквивалентно электрической мощности ~ 100 МВт. Длительность кампании составляет 53000 эффективных часов.

 

Активная зона имеет высоту 900 мм и диаметр 1643 мм. В настоящей работе для первых загрузок рассматривается оксидное таблеточное топливо со средним обогащением урана 16 % с эффективной плотностью 9,65 г/см3; при этом полная загрузка по тяжёлым атомам (т.а.) составляет ~9 т.

 

Рассмотрена следующая схема перехода к замкнутому топливному циклу, позволяющая минимизировать затраты природного урана и использовать только собственное ОЯТ для изготовления топлива последующих загрузок.

 

В первой и второй кампаниях в реактор загружается обогащённый оксид урана.

 

Топливо третьей кампании формируется из ОЯТ первой кампании, которое за время второй кампании (~7 лет) выдерживается в хранилище и подвергается переработке: удаляются ПД и кюрий, отделяется наработанный плутоний вместе с нептунием и америцием. Восполнение необходимой загрузки производится добавлением обогащённого оксида урана. Новое топливо на третью кампанию, таким образом, представляет собой смесь трёх компонентов:

 

1 - осстановленного оксида плутония вместе с оксидами нептуния и америция, накопленными в первой кампании, общей массой ~370 кг т.а.;

 

2 - восстановленного оксида урана общей массой ~8019 кг т.а.

и обогащением по   - 10,8%;

 

3 - добавленного обогащённого оксида урана общей массой ~715 кг т.а.

 

Компонент №2 распределяется по зоне равномерно. Профилирование поля энерговыделения может осуществляться неравномерным распределением плутония по зонам или использованием различного обогащения свежего оксида урана в каждой зоне.

 

По аналогичному принципу загрузка четвёртой кампании формируется из ОЯТ второй кампании, загрузка пятой – из ОЯТ третьей и так далее.

 

Расчёты нейтронно-физических характеристик активных зон в процессе кампании выполнены в 26-групповом диффузионном приближении в двумерной цилиндрической R-Z геометрии с использованием программного комплекса РЕАКТОР [2] с системой констант БНАБ-93 [3].

 

Расчётная модель реактора представлена на рис 1. Загрузка топлива определялась исходя из требуемого запаса реактивности на выгорание для обеспечения необходимой продолжительности кампании без учёта температурного эффекта, выравнивание поле энерговыделения производилось с помощью четырёх зон физического профилирования.

 

Рис. 1 – Расчетная модель реактора.

 

Цифрами обозначены физические зоны:

1,2,3,4   - зоны физического профилирования;

5,8   - элементы конструкции тепловыделяющих сборок;

6   - торцевой отражатель;

7   - компенсационный объем;

9   - боковой отражатель;

10   - биологическая защита.

 

Расчётные исследования показали, что варьированием обогащений догружаемого оксида урана (компонент № 3) при равномерном распределении «старого» топлива (компонент № 2) невозможно выровнять распределение энерговыделения в реакторе до приемлемого значения максимального коэффициента неравномерности интегрального по высоте активной зоны радиального поля энерговыделения Kr, который на основании опыта проектирования быстрых реакторов с Pb-Bi теплоносителем оценивается величиной ~1,25.

 

Поэтому во всех последующих расчётах физическое профилирование поля энерговыделения осуществляется только за счёт неравномерного распределения оксида плутония PuO2 (компонент № 1) по зонам: содержание увеличивается от центра к периферии. Добавляемый оксид урана имеет одинаковое обогащение для всех зон.

 

В таблице 1 приводятся результаты расчёта нейтронно-физических характеристик активной зоны для нескольких кампаний со смешанным топливом. Полученное изменение реактивности в течение каждой рассчитанной кампании показано на рис. 2.

 

Приводимое в таблице 1 количество потребляемого природного урана Gприр оценивалось по формуле

в которой  Gобог. - необходимое количество обогащённого урана, х5прир. =0,7% – содержание  235U в природном уране, х5прир. =0,2% – содержание 235U в отвальном уране, х5обог. – содержание 235U в догружаемом обогащённом уране. Соответствующий график интегрального уранопотребления в пересчёте на 1 ГВт электрической мощности приводится на рис. 3.

 

Для сравнения на этом же рисунке представлен аналогичный график для реактора ВВЭР-1000, полученный исходя из первоначальной загрузки урана 65 т со средним обогащением 2,9% и ежегодного потребления 22 т урана обогащения 4,4% [5].

Рис. 2 – Изменение реактивности по кампании.

 

В таблице 2 представлены полученные в расчётах содержания различных изотопов в топливных загрузках и ОЯТ различных кампаний.

 

Таблица 1. Характеристики активных зон для разных кампаний.

Номер кампании

1,2

3,4

5,6

7,8

9,10

11,12

13,14

15,16

Обогащение догружаемого , %

15,9 *

18,5

15,6

12,1

9,0

5,0

1,4

0,7

Количество догружаемого , кг

114,3

96,5

75,1

55,5

30,9

8,7

4,4

Количество догружаемого , кг

7573,2

504,2

522,2

543,7

563,5

587,8

610,4

614,5

Полное количество , кг

1436,9

978,7

657,1

441,2

296,4

190,4

110,4

63,4

Количество используемого природного урана, т

283,8

22,6

19,1

14,8

10,9

5,9

1,5

0,6

Полное количество  (все изотопы), кг

0

361,2

630,3

826,8

972,5

1081,7

1165,7

1231,6

Распределение наработанного  по зонам профилирования, кг

0,0

23,1

101,5

236,5

 

13,2

71,9

192,2

353,0

 

27,3

101,7

258,0

439,9

 

34,0

124,5

303,4

510,6

 

40,0

147,1

337,5

557,1

 

45,5

164,4

366,0

589,8

 

50,5

181,0

384,3

615,8

 

Максимальный  

1,237

1,209

1,210

1,207

1,205

1,209

1,223

1,234

Максимальное изменение реактивности за кампанию , %

5,0

5,4

4,9

4,0

2,9

1,8

0,66

0,5

Коэффициент воспроизводства

0,839

0,854

0,876

0,900

0,923

0,948

0,974

0,991

* Примечание: для первой и второй кампании приводится среднее по активной зоне обогащение топлива.


Рис. 3 – Интегральное потребление природного урана при мощности 1 ГВт(э).

 

Таблица 2. Содержание (в кг) основных изотопов тяжёлых атомов в ОЯТ
после выдержки в хранилище в течение 7 лет

 

Изотоп

Номер кампании

1,2

3,4

5,6

7,8

9,10

11,12

13,14

15,16

U-238

7047.6

7000.1

6946.7

6897.7

6857.1

6829.8

6814.5

6799.90

U-236

111.7

180.5

215.8

228.6

226.8

215.4

197.7

177.76

U-235

864.4

560.6

366.2

241.1

159.7

101.8

59.1

34.45

U-234

0.3

0.7

1.5

2.7

4.4

6.4

8.5

10.64

Pu-242

0.0

0.2

0.7

1.8

3.5

5.7

8.3

11.21

Pu-241

0.5

2.7

6.1

10.3

14.6

18.7

22.4

25.52

Pu-240

19.1

60.2

113.1

168.2

220.0

266.0

305.7

338.63

Pu-239

341.0

563.8

698.1

776.5

820.6

845.2

859.0

866.43

Pu-238

0.8

3.9

9.4

16.5

24.0

31.2

37.4

42.23

Np-237

6.9

18.9

31.3

41.5

48.6

52.7

54.0

53.26

Am-241

0.3

1.7

4.7

9.2

14.8

20.8

26.7

32.25

Продукты

деления

618,9

619,2

619,3

619,2

619,1

618,9

618.7

618,7

Кюрий

6.7E-05

1.2E-03

8.3E-03

2.9E-02

7.1E-02

1.4E-01

2.4E-01

3,7E-01

Прочее

<0,1

<0,1

0.1

0.3

0.7

1.2

2.0

2.8

 

 

3. Исходные данные, методика и результаты расчётов характеристик перехода к замкнутому топливному циклу с подпиткой ОЯТ тепловых реакторов

Для оценки характеристик перехода к замкнутому топливному циклу с подпиткой ОЯТ тепловых реакторов тепловая мощность реактора принята равной 280 МВт, длительность кампании  Т » 10 лет при коэффициенте использования мощности ~ 0,85 (Т = 76000 эффективных часов).

 

В качестве топливной композиции рассматривалось виброуплотненное МОХ-топливо с включением трансурановых элементов (ТРУ) плутония, нептуния и америция с эффективной плотностью 9,7 г/см3 и добавкой ~10 вес.% обедненного металлического урана [6].

 

Для выравнивания распределения мощности применяется физическое профилирование поля энерговыделения по радиусу активной зоны путем изменения содержания  ТРУ в МОХ-топливе. Используется от 4 до 6 групп твэлов с разным содержанием ТРУ, которое увеличивается от центра к периферии активной зоны.

 

Распределение мощности характеризуется величиной максимального коэффициента неравномерности интегрального по высоте активной зоны радиального поля энерговыделения Krmax. Во всех расчетах, результаты которых описаны ниже, в течение текущей кампании Krmax £ 1,25.

 

Схема перехода к замкнутому топливному циклу принята следующей:

 

  • реактор с загрузкой из UO2 работает в течение нескольких кампаний длительностью ~ 53000 эфф. часов каждая, чтобы накопить количество ТРУ, достаточное для загрузки активной зоны МОХ-топливом; этот этап работы далее считается "нулевой" кампанией; после этого реактор переходит в режим работы в замкнутом цикле с длительностью кампании ~  76000 эфф.часов;
  • при изготовлении МОХ-топлива для 1-й загрузки вместо UO2 с обедненным ураном используется ОЯТ ТР, из которого, как это указано выше, путем предварительной термохимической обработки удалены газообразные и летучие ПД аналогично DUPIC технологии для реакторов CANDU [7];
  • во всех последующих кампаниях МОХ-топливо изготавливается из собственного ОЯТ реактора СВБР-75/100 (далее ОЯТ СВБР), освобожденного от ПД и изотопов кюрия; в качестве топлива подпитки используется ОЯТ ТР; количество подпиточного топлива принято равным количеству удаленных из ОЯТ СВБР осколков, которое, в свою очередь, складывается из осколков, содержавшихся в ОЯТ ТР и наработанных в текущей кампании.

 

Если количество ТРУ, выгружаемых из реактора (с учетом необходимой выдержки), достаточно для изготовления загрузки МОХ-топлива в следующей кампании, то реактор СВБР-75/100 может работать в замкнутом топливном цикле с самообеспечением по ТРУ и "сжиганием" определенного количества ОЯТ ТР.

 

Выполнены расчеты первых 7 кампаний в описанном выше режиме при использовании в качестве топлива подпитки ОЯТ реактора ВВЭР-1000 (далее ОЯТ ВВЭР) или ОЯТ реактора РБМК (далее ОЯТ РБМК).

 

Изотопный состав ОЯТ ТР принят в соответствии с [4] для срока хранения 15 лет. При формировании расчетного изотопного состава из ОЯТ ТР были удалены Kr, Xe, I, Cs. ОЯТ РБМК содержит несколько меньшее количество ПД и, соответственно, несколько больше 238U; в остальном изотопные составы достаточно близки.

 

Расчеты показали, что для 1-й загрузки МОХ-топливом при подпитке ОЯТ ВВЭР требуются 4 "нулевых" кампании реактора с UO2, а при подпитке ОЯТ РБМК необходимое количество ТРУ СВБР накопится за 3 "нулевых" кампании.

 

На рис. 4 показано изменение Кэфф в процессе кампании для первых 7 кампаний  варианта с подпиткой ОЯТ ВВЭР; для сравнения там же показана соответствующая зависимость для реактора с урановым оксидным топливом. Поведение Кэфф(t) при подпитке ОЯТ РБМК очень близко к показанному на рис. 4.

 

На рис. 5 показано количество ОЯТ ТР, вовлекаемое в рассматриваемый цикл в указанных кампаниях. Там же приведены значения загрузки ТРУ СВБР в каждой кампании и полной выгрузки ТРУ по ее окончании.

 

Рис. 4 – Зависимость Кэфф(t) для разных кампаний при подпитке ОЯТ ВВЭР.

 

Рис. 5 – Загрузка ОЯТ ТР, загрузка и выгрузка ТРУ СВБР по кампаниям.

 

Из приведенных результатов видно, что за 7 кампаний Кэфф(t) сходится к некоторой стационарной зависимости. Видно также, что количество ОЯТ ТР, вовлекаемого в цикл, достаточно быстро устанавливается на постоянном уровне. Из рис. 5 видно, что кривые загрузки и выгрузки ТРУ СВБР еще не вышли на постоянный уровень. Изотопный состав плутония стремится к довольно хорошо известному составу энергетического плутония и, по-видимому, будет достигнут в ближайших следующих кампаниях.

 

В целом, как представляется, на основании выполненных расчетов можно утверждать, что реактор СВБР-75/100 может работать в замкнутом топливном цикле, используя МОХ-топливо из собственного ОЯТ, а в качестве топлива подпитки ОЯТ ТР, подвергнутое предварительно лишь термохимической обработке с удалением газообразных и летучих ПД.

 

4. Заключение

Проведённые расчёты показали, что переход к замкнутому ЯТЦ БР СВБР-75/100 при использовании плутония из собственного ОЯТ может начаться уже с третьей кампании, т.е. через 16 лет. При этом суммарное потребление природного урана в расчёте на 1 ГВт(э)-год за первые 16 лет составит около 5670 тонн, а всего за срок службы реакторной установки – 60 лет потребление природного урана в расчёте на 1 ГВт(э) будет на 40 % ниже, чем его потребление реактором ВВЭР-1000 за такой же срок.

 

Показана принципиальная возможность использования ОЯТ тепловых реакторов в качестве топлива подпитки при работе РУ СВБР-75/100 в замкнутом топливном цикле. При этом ОЯТ тепловых реакторов предварительно подвергается лишь термохимической обработке с удалением газообразных и летучих ПД.

 

Гибкость реактора СВБР-75/100 по отношению к типу топлива и топливному циклу позволит осуществить своевременный постепенный экономически оправданный (по факту) переход к замкнутому ЯТЦ с одновременным решением проблемы утилизации и радиационно-эквивалентного захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, имея в виду, что в БР младшие актиниды эффективно сжигаются.

 

Список использованных источников

  1. Зродников А. В., Тошинский Г. В., Драгунов Ю. Г. и др., «Инновационная ядерная технология на основе модульных многоцелевых быстрых реакторов СВБР-75/100 с теплоносителем свинец-висмут», , Доклад на 2-ом Международном симпозиуме по инновационным ядерным энергетическим системам, INES-2 (November 26-30, 2006. Pacifiko Yokohama, Yokohama, Japan.
  2. Voronkov A.V., Arzhanov V.I., “REACTOR – program system for neutron-physical calculations”, Proc. International topical meeting, Advances in Mathematics, Computational and Reactor Physics, Pittsburg, USA, 1991.
  3. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М., Система групповых констант БНАБ-93. часть 1: нейтронные и фотонные ядерные константы: Вопросы атомной науки и техники, сер. Ядерные константы, вып.1. – 1996.
  4. Колобашкин В.М., Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива. Справочное пособие. Москва, Энергоатомиздат, 1983 г.
  5. Овчинников Ф.Я. и др., Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Москва, Энергоатомиздат, 1992.
  6. Zrodnikov, A. V., Toshinsky, G. I. et al., 2003, “Multipurpose Small Power Fast Reactor SVBR-75/100 and its Possible Fuel Cycles”, In: Proceedings of International Conference on Nuclear Power and Fuel Cycles, Moscow-Dimitrovgrad, Russia (2003).
  7. J.S. Lee, K.S. Song, M.S. Yang, et al., “Research and development Program of KAERI for DUPIC”, Proc. Int. Conf. on Future Nuclear Systems: Emerging Fuel Cycles and Waste Disposal Options, GLOBAL’93, Seattle, WA. ANS, Vol. 2, p. 733, Sept. 12‑17 (1993).

 



Читать другие Научные доклады

online levitra uk viagra uk forum tadalafil 5mg uk kamagra uk pay with paypal buy viagra in soho london cheap kamagra supplier uk how much is viagra uk kamagra london co uk kamagra jelly uk next day