Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Ториевая реакторная установка малой мощности, работающая в сверхдлинной кампании

28.03.2016 2016 - №02 Физика и техника ядерных реакторов

И.В. Шаманин С.В. Беденко Ю.Б. Чертков

УДК: 621.039.5

В численных экспериментах, выполненных в Институте безопасности и реакторных технологий (ISR-2) научного центра Forschungszentrum Julich (Германия, г. Юлих, 1998 – 1999 гг.), было установлено, что отношение объема замедлителя к объему топлива, при котором резонансное поглощение нейтронов минимально, для торий-плутониевой топливной композиции значительно превосходит таковое для урановой топливной композиции при равных концентрациях делящихся нуклидов. Это позволило определить геометрию загрузки активной зоны и состав торий-плутониевого топлива, обеспечивающие возможность организации сверхдлинных кампаний в реакторе типа ВВЭР.

В работе такая возможность показана для высокотемпературной ториевой реакторной установки мощностью 60 МВт, где отношение объема замедлителя к объему резонансного поглотителя находится в интервале (45 – 60). Именно такие реакторные установки малой мощности могут составить основу региональной энергетики России.

Цель работы – исследование нейтронно-физических характеристик ториевой реакторной установки малой мощности с топливными блоками и топливными таблетками разных конфигураций для выбора конструкции активной зоны и ее загрузки, обеспечивающих оптимальное использование в ней тория и получение максимально возможной энерговыработки в сверхдлинной кампании. Исследования и численные эксперименты выполнены с привлечением верифицированных расчетных кодов программ MCU5 [1] и WIMSD5B [2], современных библиотек оцененных ядерных данных (ENDF/B-VII.0, JEFF-3.1.1, JENDL-4.0, РОСФОНД, БРОНД, БНАБ [3, 4] и др.) и многогрупповых приближений.

Ториевая реакторная установка предложенной конструкции является установкой на быстрых и промежуточных нейтронах. Результаты расчетов позволяют утверждать, что установка с предложенными конфигурацией топливного блока и топливной таблетки, а также составом ядерного топлива может проработать не менее 3500 эффективных суток на мощности 60 МВт.

Ссылки

  1. Oleynik D.S., Shkarovskiy D.A., Gomin E.A., et al. The status of MCU-5. // Physics of Atomic Nuclei. –2012. – Vol. 75. –№ 14.– PP. 1634-1646.
  2. Daniel L. Aldama, Trkov A. Analysis of the Burnup Credit Benchmark with an updated WIMS-D library. // Annals of Nuclear Energy. – 2000. – Vol. 27. – Issue 2. – PP. 169-174.
  3. National Nuclear Data Center. Brookhaven National Laboratory. Available at: http://www.nndc.bnl.gov (accessed 2 Dec. 2015).
  4. Российская библиотека файлов оцененных нейтронных данных. Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского. Режим доступа: http://www.ippe.ru/podr/abbn/libr/rosfond.php (доступ 02.12.2015).
  5. Орлов В.В., Филин А.И., Смирнов В.С. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики – М.: Наука. – 2001. – 221 с.
  6. Ponomarev-Stepnoy N.N., Abrosimov N.G., Vasyaev A.V. et al. Similarity of high- temperature gas-cooled reactor technologies and designs in Russia and USA. // Atomic Energy. – 2010. – Vol. 108. –№. 2. –PP. 89-96.
  7. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Белозеров В.И. Реакторы с тяжелым теплоносителем и некоторые теплогидравлические данные для них. // Известия вузов. Ядерная энергетика.– 2011. – № 3. – С. 100-112.
  8. Шаманин И.В., Беденко С.В., Чертков Ю.Б., Губайдулин И.М. Газоохлаждаемый ядерный реактор с ториевым топливом на основе топливного блока унифицированной конструкции. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 3. – С. 124-134.
  9. Shamanin I., Bedenko S., Chertkov Y, Gubaydulin I. Gas-Cooled Thorium Reactor with Fuel Block of the Unified Design. // Advances in Materials Science and Engineering. – 2015. – Vol. 2015. – PP.1-8.
  10. Glushkov, E.S., Garin, V.P., Glushkov, A.E. Statistical analysis of certificate data for HTGR microfuel. // Atomic Energy. – 2007. – Vol. 103. – № 4. – PP. 783 – 788.
  11. Chukbar B.K. Verification of statistical method CORN for modeling of microfuel in the case of high grain concentration. // Physics of Atomic Nuclei. – 2015. – Vol. 78. – № 11. – PP. 1200-1205.
  12. Kania M.J., Nabielek H., Verfondern K. Testing of HTR UO2 TRISO fuels in AVR and in material test reactors. // Journal of Nuclear Materials. –2013. – Vol. 441. – №1-3. – PP. 545-562.
  13. Plukienea R., Ridikas D. Modeling of HTRs with Monte Carlo: from a homogeneous to an exact heterogeneous core with microparticles. // Annals of Nuclear Energy. – 2003. – Vol. 32.– № 16. – PP. 1573-1585.
  14. Fu M., Liang T., Tang Y. Preparation of UO2 kernel for HTR-10 fuel element. // Nuclear Science and Technology. – 2004. – Vol. 41. – №. 9. – PP. 943-948.
  15. Kania M.J., Nabielek H., Verfondern K. SiC-coated HTR fuel particle performance. // Ceramic Engineering and Science Proceedings. – 2013. – Vol. 33. – № 9. – PP. 33-70.
  16. Minato K., Fukuda K., Ishikawa A., Mita N. Advanced coatings for HTGR fuel particles against corrosion of SiC layer. //Journal of Nuclear Materials. – 1997. –Vol. 246. – № 2-3. – PP. 215-222.
  17. Hernikov A.S., Permyakov L.N., Fedik I.I. Fuel elements on the basis of spherical fuel particles with protective coatings for high-safety reactors. // Atomic Energy. – 1999. – Vol.87. –№ 6. – PP. 871-878.
  18. Nabielek H., Van Der Merwe H., Fachinger J., et al. Ceramic coated particles for safe operation in HTRS and in long-term storage. // Ceramic Engineering and Science Proceedings. – 2010. – Vol. 30. – № 10. – PP. 193-202.
  19. Шаманин И.В., Ухов А.А., Рюттен Г.И., Хаас К., Шерер В. Результаты моделирования параметров топливного цикла для водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 с загрузкой торий-уран-плутониевых топливных композиций. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2000. – № 4. – С. 53-64.

торий плутоний ториевая реакторная установка малой мощности сверхдлинная кампания