Многократное использование топлива на основе тория в реакторе типа ВВЭР-1000

23.09.2022 2022 - №03 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Ю.А. Казанский Н.О. Кушнир Е. С. Хныкина

https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.05

Рассмотрено использование нетрадиционного топлива в ядерных энергетических реакторах на примере блока типа ВВЭР с целью выяснения возможности экономии природных делящихся ядер урана. Экономия делящегося урана – это одна из важных задач, решение которой дает время для развития двухкомпонентной ядерной энергетики, не имеющей проблем с топливными ресурсами. В настоящее время резервы дешевого урана могут обеспечить существующий уровень мировой ядерной энергетики всего лишь на 80 – 100 лет.

Основные составляющие этого предлагаемого топлива – торий-232 и делящиеся изотопы урана (уран-235 – загруженный, и наработанный из тория уран-233). Все изотопы урана и добавленные ядра урана-235 в начале кампании составляют около 6% по числу ядер тория и изотопов урана. Сокращенное название этого топлива ТОРУР-5.

Для сохранения делящихся ядер в топливном цикле после выгрузки отработавшего топлива предусмотрено возвращение всех тяжелых ядер после очистки их от осколков деления вновь в реактор, т.е. замыкание топливного цикла по тяжелым ядрам. При этом принцип ежегодного передвижения топливных сборок (по мере их выгорания) был использован таким же, как и в действующих реакторах ВВЭР-1000.

С помощью ПК Serpent построена модель реактора, состав и размеры которой близки к параметрам серийного блока ВВЭР-1000. Основные результаты расчетов – это количественные составы изотопов, ежегодно загружаемых в реактор, а также количества ежегодно догружаемых урана-235 и тория. Анализ полученных результатов позволил сделать следующие выводы.

Ежегодная догрузка урана-235 в течение расчетного периода требуется практически на постоянном уровне и в сравнении с урановым топливом примерно в два раза меньше. И это происходит по следующим причинам. Часть делений урана-235 замещается делением урана-233, нарабатываемого из тория-232. Кроме того, замкнутый цикл по тяжелым ядрам сохраняет в топливном цикле делящиеся ядра. Это первый плюс предлагаемого топлива.

Для топлива ТОРУР-5 нужен обогащённый уран (не менее 90%), стоимость которого в несколько раз выше относительно урана с обогащением 3 – 5%. Но поскольку количества урана с высоким обогащением требуется намного меньше, то затраты на топливо для реактора ВВЭР-1000 с топливом ТОРУР-5 оказываются существенно ниже. Это следующий плюс предлагаемого топлива.

Отрицательная характеристика ТОРУР-5, требующая дальнейших исследований заключается в том, что после первой загрузки в возвращаемом топливе появляется несколько изотопов урана, суммарная радиоактивность которых по оценкам превышает радиоактивность традиционного топлива из урана с обогащением 3 – 5% в несколько тысяч раз. В то же время радиоактивность выгружаемого отработавшего традиционного топлива превышает радиоактивность свежего топлива в миллионы раз, и на АЭС эта проблема решена и организационно, и технически. Поэтому придется разработать технологию загрузки топлива ТОРУР-5 с учетом оценённой радиоактивности.

Ссылки

1. Uranium 2020: Resources, production and demand. / Technical report of Nuclear Energy Agency Organisation for Economic Co-Operation and Development. – 2020. Электронный ресурс: https://oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2020-12/7555_uranium_-_resources_production_and_demand_2020__web.pdf (дата доступа 01.07.2022).
2. Электронный ресурс: https://pris.iaea.org/pris/ (дата доступа 01.07.2022).
3. Бать Г.А., Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С.. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов. – М.: Энергоатомиздат. – 1989. – 512 с.
4. Овчинников С.Я, Семёнов В.В. Эксплуатационные режимы энергетических реакторов – М.: Энергоатомиздат. – 1988. – 359 с.
5. Лебедев В.М. Ядерный топливный цикл. Технологии, безопасность, экономика – М.: Энергоатомиздат. – 2005. – 316 с.
6. Юрова Л.Н., Поляков А.А., Рухло В.П., Титаренко Ю.Е., Бобров С.А. Исследование возможностей накопления 233U в реакторах типа ВВЭР при минимальном образовании 232U. // Атомная энергия. – 1978. – Т. 45. – Вып. 1. – C. 20-24. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t45-1_1978/go,21/ (дата доступа 01.07.2022).
7. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Водоохлаждаемые АЭС четвертого поколения ВВЭР-СКД. Реальные перспективы и программа исследований. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 4 – С. 5-19. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.4.01 .
8. Sylvain D., Elisabeth H., Herve N. Thorium-uranium nuclear fuel cycle. // Europhysicsnews. – 2007. – Vol. 38. – No. 2. – PP. 24-27. DOI: https://doi.org/10.1051/EPN:2007007 .
9. Маршалкин В.E. Способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле. Электронный ресурс: https://patents.s3.yandex.net/RU2690840C1_20190606.pdf (дата доступа 01.07.2022).
10. Пономарев+Степной Н.Н., Лунин Г.Л., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т. // Атомная Энергия. – 1998. – Т. 85. – Вып. 4. – C. 263-277.
11. Шаманин И.В., Чертков Ю.Б., Беденко С.В. Ториевая реакторная установка малой мощности, работающая в сверхдлинной кампании. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 2. – C. 121-132. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.2.12 .
12. Frybort J. Equilibrium thorium fuel loading in VVER-1000 reactor. / Proс. of the 2014 XV-th International Scientific Conference on Electric Power Engineering on 12-14 May 2014. – Prague, Czech Republic, 2014. – PP. 693-697. DOI: https://doi.org/10.1109/EPE.2014.6839432 .
13. Reda S.M., Gomaa I.M., Bashter I.I., Amin E.A. Neutronic Performance of the VVER-1000 Reactor Using Thorium Fuel with ENDF Library. // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2021. DOI: https://doi.org/10.1155/2021/8838097 .
14. Hassan A.A., Alassaf S.H., Savander V.I., et al. Investigation of Using U-233 in Thorium Base Instead of Conventional Fuel in Russian PWR by SERPENT Code. // Journal of Physics: Conference Series. – 2020. – Vol. 1689. – No. 1. DOI: https://doi.org/10.1088/1742-6596/1689/1/012031 .
15. Alvarez R. Thorium Reactors: Their Backers Overstate the Benefits. // Nuclear information and resource service. – 2014. Электронный ресурс: https://www.nirs.org/wp-content/uploads/factsheets/thoriumbackersoverstatefacesheet.pdf (дата доступа 01.07.2022).
16. Thorium-Based Nuclear Fuel: Current Status and Perspectives. – Vienna: IAEA, 1987. – 164 p. (IAEA-TECDOC-412). Электронный ресурс: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/18/061/18061577.pdf?r=1 (дата доступа 01.07.2022).
17. SERPENT – MCRPBCC. Электронный ресурс: http://montecarlo.vtt.fi (дата доступа 01.07.2022).
18. Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б.Ю. и др. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. – М.: Логос. – 2010. – 604 с.
19. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облучённого ядерного топлива. – М.: Энергоатомиздат. – 1983. – 384с.
20. Справочник химика. Основные свойства неорганических и органических соединений – Л.: Государственное научно-техническое издательство химической литературы. – Т.2. – 1963. – 1168 с.

ВВЭР-1000 торий уран-ториевый топливный цикл цикличное использование топлива экономия природных ресурсов

Ссылка для цитирования статьи: Казанский Ю.А., Кушнир Н.О., Хныкина Е.С. Многократное использование топлива на основе тория в реакторе типа ВВЭР-1000. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 3. – С. 53-64. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.05 .