Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
На рис. 9.18 приведены зависимости относительного увеличения стоимости изготовления твэлов для реакторов PWR и BWR от суточной производительности завода по изготовлению твэлов (по данным американских фирм «Вестингауз электрик» и «Дженерал электрик»).
9.9. УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Активные зоны реакторов на быстрых нейтронах (РБН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах (PTH).
Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в РБН должна составлять 100—150 MBtX Хсут/кг, т. е. она должна быть в 2,5—3 раза выше, чем в РТН, что обусловлено высокой стоимостью топлива РБН. Для достижения указанной глубины выгорания требуются высокая радиационная стойкость твэлов и TBC РБН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек твэлов, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п.
Активная зона РБН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7—99,8 % 238U.
Концентрация делящихся и воспроизводящих нуклидов, приходящихся на единицу объема активной зоны, в РБН во много раз выше, чем в РТН. Это объясняется весьма малыми сечениями деления ядер 235U и плутония при взаимодействии с быстрыми нейтронами (?^0,1 МэВ): они в 200— 300 раз меньше сечений деления тепловыми нейтронами (см. табл. 6.1 и 6.2). Высокая объемная концентрация делящихся нуклидов (например, ~500 г/л в активной зоне РБН по сравнению с 35 г/л в активной зоне ВВЭР) обеспечивается относительно высоким начальным обогащением топлива (при урановой загрузке хн=20 %, при плутониевой Xh= 12ч-16 %) и высокой плотностью компоновки
твэлов в ТВС. Зазоры между твэлами и сечения для прохода циркулирующего натриевого теплоносителя принимаются весьма малыми (зазор не более 1—1,2 мм). Твэлы здесь можно дистан-ционировать решетками, как в РТН; эту роль успешно выполняет в каждом твэле навитая по спирали на оболочке твэла стальная проволока или лента.
Важнейшие особенности использования ядерного топлива, присущие всем РБН, — высокая объемная плотность мощности (кВт/л) энерговыделения в активной зоне и высокая средняя тепловая мощность единицы массы топлива (массовая энергонапряженность топлива) (кВт/кг), превосходящие в 5—10 раз и более подобные показатели у РТН. Известно (см. § 4.4), что средняя массовая энергонапряженность топлива определяет требуемую дорогостоящую топливную загрузку активной зоны реактора. А чтобы максимально снизить эту загрузку, РБН необходимо проектировать для работы при высоких объемных плотностях энерговыделения в активной зоне. Объемная плотность энерговыделения и удельная топливная загрузка (кг/кВт) непосредственно влияют на коэффициент воспроизводства, на время удвоения топлива и на другие основные экономические показатели РБН.
В РБН ядрами 238U захватывается больше нейтронов, чем в РТН. Отношение суммарных сечений захвата к сечениям деления для РБН в 20—30 раз выше, чем для РТН. Следствием этого, а также и лучшего баланса нейтронов в РБН является более высокий коэффициент воспроизводства (KB) плутония, обеспечивающий расширенное воспроизводство ядерного топлива. Большое влияние на увеличение KB оказывает структура размещения деля щихся и врспроизводящих нуклидов (в твэлах, TBC и в целом в активной зоне). Разрабатываются различные концепции оптимальных активных зон, в том числе гетерогенных зон и т. п., позволяющих получить KB больше 1,5.
В активной зоне и зонах воспроизводства РБН происходит деление ядер 238U (порог деления при E3^lA МэВ), которое составляет 10—15 % общего числа делений (по сравнению с 2—4 % в реакторах-конвертерах на тепловых нейтронах). Это имеет большое значение для баланса нейтронов, для экономии плутония (или 235U — при урановой загрузке).
Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в РБН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 26—27 °/о) вторичных нейтронов, чем в PTH (при делении 239Pu v=2,9-^3,l против v = 2,43 при делении 235U). Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства (КВ>1) и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.
В табл. 9.7 приведены сравнительные данные, характеризующие активные зоны современных демонстрационных и опытно-промышленных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Параметр
БН-350 (СССР)
БН-600 (СССР)
БН-800 (СССР)
,Феникс" (Франция)
PPR (Великобритания)
,Супер-Феникс" (Франция)
Тепловая/электрическая мощность (брутто), МВт Температура Na на входе/выходе из активной зоны, °С Расход Na через активную зону, т/ч Приведенный диаметр активной зоны, мм Высота активной зоны, мм
Отношение высоты к диаметру („уплощение" активной зоны)
