АКТИВНАЯ ЗОНА БЫСТРОГО U-Pu РЕАКТОРА И CПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ РАБОТУ РЕАКТОРА В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНОМ РЕЖИМЕ БЕЗ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ
ACTIVE ZONE OF FAST U-Pu REACTOR AND CONTROL METHOD THAT GUARANTEE REACTOR OPERATION IN SELF-GOVERNING NEUTRON NUCLEAR MODE WITHOUT REACTIVITY CHARGE

239
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкциям активной зоны и процессам, происходящим в ней, для U-Pu быстрых реакторов с различными видами топлива и теплоносителя. Изобретение является существенным развитием идей Л.П.Феоктистова, указавшего необходимое условие для работы U-Pu реактора с однородной активной зоной в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 1-го рода (СНЯР-1) с коэффициентом воспроизводства в активной зоне (КВА) ~ 1 (Л.П.Феоктистов, 1988, Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова №4605/4, Л.П.Феоктистов, 1989, ДАН Т.309, №4, С.864-867). Это условие требует, чтобы концентрация Pu в активной зоне была ниже равновесной концентрации плутония:
239
239
238
1
2
2
где  - концентрация Pu,  - равновесная концентрация Pu,  - концентрация U,  Сечения реакций усреднены по спектру нейтронов. Зоны реактора, где выполнено данное неравенство, называются зонами малого обогащения (ЗМО). Известны быстрые U-Pu реакторы (действующие и проектируемые), содержащие активную зону, состоящую из нескольких зон большого обогащения - ЗБО в некоторых случаях окруженную зоной воспроизводства из оксида обедненного урана. В качестве топлива в этих реакторах используют смесь оксидов PuO, UO и натриевый теплоноситель (например, БН-600 см. Ф.М.Митенков, Р.А.Песков, Е.Ф.Митенкова, Атомная энергия, 2008, Т.104, Вып.2, с.94-99; А.А.Ринейский, Атомная стратегия, 2006, №23, с.23-25; Суперфеникс, см. Г.Кесслер "Ядерная энергетика", М., Энергоатомиздат, 1986, с.110-138).
Данные реакторы имеют следующие существенные недостатки:
239
1. Для работы реакторов необходим запас реактивности (3% для БН-800, см. Ф.М.Митенков, Р.А.Песков, Е.Ф.Митенкова, Атомная энергия, 2008, Т.104, Вып.2, с.94-99), который используется для пуска реактора и далее на протяжении всей работы реактора для компенсации выгорания Pu. Большой запас реактивности существенно понижает безопасность реактора.
2. Большой запас реактивности приводит к необходимости «тяжелой» системы компенсирующих стержней, что повышает эксплутационные расходы.
10
3. Управление реакторами осуществляется путем вывода из активной зоны реактора соединений бора. В в значительных количествах присутствует на протяжении всей реакторной кампании, его выгорание приводит к образованию радиационно-опасного трития.
4. Реакторная кампания без смены топлива и подпитки у таких реакторов меньше одного года.
5. Неравномерность энерговыделения при работе реактора по времени и по пространству активной зоны.
6. Пожарная опасность натриевых контуров реактора, возникающая при аварийной утечке натрия и взаимодействии его с водой (водяным паром).
Важными достоинствами реакторов серии БН является интегральная конструкция реактора, оригинальная конструкция корпуса. Дополнительная безопасность реактора обеспечивается натриевыми полостями в тепловыделяющих сборках вместо верхнего торцевого экрана для снижения положительной составляющей натриевого пустотного эффекта реактивности до слабоположительной или отрицательной величины (см. А.А.Ринейский, Атомная стратегия, 2006, №23, с.23-25).
10
Наиболее близкими по физическим принципам работы к предлагаемой активной зоне реактора являются предложения Л.П.Феоктистова (Л.П.Феоктистов, 1988, Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова №4605/4, Л.П.Феоктистов, 1989, ДАН Т.309, №4, с.864-867) и проекты реакторов БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200, с нитридным U-Pu топливом и свинцовьм теплоносителем («Белая книга ядерной энергетики» под общ. ред. проф. Е.О.Адамова. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001). Данные реакторы выгодно отличаются от реакторов серии БН и Суперфеникс тем, что они работают в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, обеспечивающем их естественную безопасность. Активная зона данных реакторов состоит из одной (для реактора, предложенного Л.П.Феоктистовым) или нескольких (реактор БРЕСТ) ЗМО. В реакторе БРЕСТ органы управления расположены на периферии активной зоны и содержат соединение В. Важным преимуществом этого реактора является использование бесчехловых тепловыделяющих сборок.
Указанные реакторы имеют следующие существенные недостатки.
1. Активные зоны реактора, предложенного Л.П.Феоктистовым, и реактора Брест содержат только зоны малого обогащения. Поэтому в этих реакторах реализуется саморегулируемый нейтронно-ядерный режим 1-го рода, что не позволяет использовать в них наиболее распространенное и технологически отработанное оксидное U-Pu топливо, т.к. для него критическая концентрация выше равновесной.
2. Неравномерность энерговыделения при работе реактора по времени и по пространству активной зоны.
3. Реакторная кампания без смены топлива у таких реакторов не превышает одного года.
4. Коррозия конструкционных элементов под действием Pb и PbBi теплоносителей.
210
5. Использование PbBi в качестве теплоносителя приводит к образованию сильно радиоактивного Po.
10
6. Использование соединений В в течение всей кампании приводит к появлению заметного количества трития.
Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, заключается в повышении безопасности быстрых реакторов; реализации работы реактора без запаса реактивности; упрощении и удешевлении управления реактором при сохранении отработанных технических решений (топливо, теплоноситель, компоновка реактора) и существенном увеличении времени работы реактора без перегрузок. Результатом решения данной задачи являются следующие технические результаты:
239
специальный выбор параметров активной зоны быстрого U-Pu реактора обеспечивает его работу с КВА чуть больше 1: в активной зоне происходит полное воспроизводство сгорающего Pu и компенсация потери реактивности за счет поглощения нейтронов продуктами деления;
реактор может работать с различными видами топлива - оксид, нитрид или (возможно) карбид урана-плутония, при этом в топливе (так же как для БН и БРЕСТ) помимо урана и плутония содержатся и другие актиноиды из отработавшего топлива. При переработке отработавшего топлива не требуется разделять актиноиды. В качестве теплоносителя можно использовать натрий, свинец-висмут, свинец;
основную часть времени реактор работает в квазистационарном режиме, что значительно упрощает управление реактором;
геометрия активной зоны близка к цилиндрически симметричной, что повышает безопасность и устойчивость работы реактора;
эфф
эфф
начальный запас реактивности меньше β (β - эффективная доля запаздывающих нейтронов) и на порядок меньше запаса реактивности у существующих реакторов;
10
реактор работает длительный срок (2-3 года) без запаса реактивности; до 70% начального запаса реактивности расходуется (путем вывода управляющих стержней, содержащих соединение В) за 3-6 суток для вывода реактора на мощность; после выхода на саморегулируемый режим (через 10-20 суток с момента пуска) запас реактивности для работы реактора не требуется;
238
238
239
в саморегулируемом режиме управление реактором осуществляется путем необратимого введения регулирующих стержней из U или его соединений в зону (зоны) малого обогащения; эти стержни одновременно играют роль подпитки, компенсируя выгорающий U, при этом регулируется скорость образования Pu;
в саморегулируемом режиме работы реактор может быть остановлен (например, для проведения профилактических работ) и перезапущен с восстановлением саморегулируемого режима работы.
239
Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, решается с помощью монтажа активной зоны реактора из чередующихся зон малого и большого обогащения (ЗМО и ЗБО) (см. чертеж). Каждая зона представляет собой цилиндрический слой, заполненный тепловыделяющими сборками (ТВС), состоящими из твэлов (тепловыделяющих элементов) с гомогенным топливом. В этих твэлах должны быть предусмотрены газосборники для удаления легких газообразных осколков. Для дополнительного радиального выравнивания энерговыделения каждая из ЗМО (ЗБО) может быть разбита на несколько подзон малого (большого) обогащения. Концентрации Pu в ЗМО и ЗБО подбираются так, чтобы при разумных размерах активной зоны обеспечить критичность исходной сборки реактора, максимальную длительность реакторной кампании и однородность энерговыделения как по пространству, так и по времени. Быстрый реактор с активной зоной такой конструкции при специальном выборе начальных параметров может работать с КВА ~ 1 в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 2-го рода (СНЯР-2).
239
239
Pu239
Pu239
eq
eq
Для работы такого реактора в СНЯР-2 необходимо наличие в активной зоне одной или нескольких ЗМО (таким образом, условие Л.П.Феоктистова в этом случае выполнено только в части активной зоны - в ЗМО). В ЗМО вследствие условия  происходит выработка плутония, тогда как в ЗБО  происходит его выгорание. Для существования СНЯР-2 необходимо, чтобы выработка Ри в ЗМО полностью компенсировала выгорание Pu во всей активной зоне и падение реактивности за счет образования поглощающих продуктов деления. На основании расчетных исследований предлагается, чтобы в начальной сборке отношение N/N находилось в диапазоне от 0.7 до 0.9 для ЗМО и в диапазоне от 1.005 до 1.2 для ЗБО. Указанные значения N/N получены в результате математического моделирования активных зон быстрых реакторов различной мощности с разными видами топлива и теплоносителя.
Пуск и управление реактора с описанной выше активной зоной осуществляются следующим образом.
10
На первом этапе осуществляется вывод реактора на мощность (3-6 суток) и на саморегулируемый режим (10-20 суток с момента пуска) путем извлечения нейтронопоглощающих управляющих стержней (например, стержней, содержащих соединения В) из зоны управления, расположенной в активной зоне вблизи оси реактора. Скорость выведения этих стержней рассчитывается управляющей системой реактора на основании показателей датчиков, измеряющих в нескольких точках активной зоны поток нейтронов, температуру либо другие показатели, характеризующие энерговыделение в активной зоне реактора.
эфф
эфф
239
239
238
239
239
239
-4
238
За 10-20 суток работы на начальном запасе реактивности ρ<β в активной зоне реактора устанавливается равновесная концентрация Np, после этого реактор начинает работать в саморегулируемом режиме без запаса реактивности (второй этап работы). На этом этапе реактор работает с КВА, немного большим единицы: выгорающий Pu полностью компенсируется образующимся с помощью известной цепочки превращений U→U→Np→Pu. За счет оптимизации состава топлива и параметров активной зоны продолжительность второго этапа может быть доведена до трех лет. Параметры реактора обеспечивают на втором этапе небольшую положительную реактивность (ρ~10<<β), которая компенсируется вводом в приемные цилиндры ЗМО слабого поглотителя из U или его соединений. Ввод урана одновременно:
a) компенсирует рост нейтронного потока;
238
b) замещает массу U, превращающегося в плутоний;
239
238
c) обеспечивает необходимую скорость образования Pu из U.
эфф
эфф
Условие ρ<β обеспечивает безопасность работы реактора на этапе пуска. При появлении надкритичности (из-за ошибки или отказа в управлении реактором) имеется достаточно времени (порядка минут, это время определяется временем жизни запаздывающих нейтронов) для срабатывания механической системы защиты реактора и предотвращения разгона реактора на мгновенных нейтронах. Таким образом, предлагаемый реактор на этапе пуска является более безопасным по сравнению с традиционными реакторами, для которых условие ρ<β не выполняется на протяжении большей части кампании и, следовательно, возможен разгон на мгновенных нейтронах.
238
239
Заметим, что без компенсации U, превращающегося в плутоний, скорость образования Pu монотонно уменьшается вплоть до появления отрицательной реактивности. Это обстоятельство является одним из главных недостатков проекта реактора БРЕСТ.
10
10
На первом этапе управление реактором осуществляется путем вывода управляющих стержней с В, на втором этапе они не требуются. В управляющих стержнях содержится такое количество соединения В, чтобы после выхода на саморегулируемый режим (СНЯР-2) его остаток составлял величину порядка нескольких процентов от его первоначального количества. Выбор начальных параметров топлива обеспечивает установление саморегулируемого режима и работу реактора без запаса реактивности. Без установления саморегулируемого режима работа реактора без запаса реактивности невозможна.
эфф
238
На втором этапе (после установления саморегулируемого режима) реактор работает в слабо надкритическом квазистационарном режиме с КВА ~ 1 и β<<β. При этом изменение по времени физических параметров (в том числе нейтронного потока) активной зоны реактора на порядок меньше, чем на стадии пуска реактора. Поэтому на этом этапе для обеспечения постоянства энерговыделения реактора достаточно «тонкого» управления. Управление на этом этапе осуществляется путем ввода в ЗМО регулирующих стерженей из соединения U. Ввод этих стержней приводит к поглощению нейтронов, что позволяет регулировать энерговыделение реактора. При этом изменение плотности потока нейтронов на порядок меньше, чем эта величина на стадии пуска реактора.
238
Для реализации тонкого управления в ряде ТВС, расположенных в ЗМО, часть твэлов заменяются на полую металлическую трубку цилиндрической формы (приемный цилиндр), в которую необратимым образом в течение реакторной кампании вводится регулирующий стержень из соединения U (в твердом состоянии), так чтобы обеспечить постоянство энерговыделения реактора. Нижний конец у приемного цилиндра расположен в нижней плоскости активной зоны реактора, высота приемного цилиндра примерно равна удвоенной высоте активной зоны реактора. Для "идеального" цилиндрически симметричного реактора приемные цилиндры равномерно (по азимутальной координате) заполняют цилиндрический слой (несколько слоев) в зоне (зонах) малого обогащения. Для реального реактора оптимальная область расположения приемных труб определяется расчетно-экспериментальным путем, так чтобы обеспечить равномерность энерговыделения по активной зоне в течение всей кампании. Пример расположения приемных цилиндров представлен на чертеже.
238
238
В исходном состоянии регулирующие стержни полностью выведены из активной зоны. Регулирующие стержни связаны с приводом СУЗ (системы управления и защиты) реактора, позволяющим опускать их в заданный момент времени на заданное расстояние. Моменты времени, в которые включается привод и расстояние, на которое при этом опускаются стержни, рассчитываются на основании показателей датчиков, измеряющих в ряде точек активной зоны поток нейтронов, температуру либо другие параметры, характеризующие энерговыделение в активной зоне реактора. В пределах цилиндрического слоя стержни двигаются одновременно и опускаются на одинаковое расстояние. По нашим оценкам, приемлемая стационарность энерговыделения реактора и поддержание СНЯР-2 достигаются, если привод включается каждые 30-60 минут, а стержни при этом опускаются на расстояние порядка 0.1 мм. Для ввода регулирующих стержней могут быть использованы стандартные механизмы привода системы СУЗ, использующие для движения органов управления линейные шаговые электродвигатели (см., например, Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. М., ИКЦ "Академкнига", 2004, с.168-183), модифицированные так, чтобы обеспечить однонаправленное движение регулирующих стержней и требуемый шаг смещения привода. Легко могут быть предложены и другие способы необратимого ввода U, но учитывая высокие требования, предъявляемые к надежности и безотказности их работы, предпочтительнее использовать проверенные инженерные решения. Заметим, что для работы активной зоны необратимость ввода U необязательна, но она существенно повышает безопасность реактора и гарантирует выполнение договора о нераспространении ядерных материалов.
239
В саморегулируемом режиме работы безопасность реактора обеспечивается за счет основных физических процессов: образование и выгорание Pu компенсируют друг друга, и реактор автоматически поддерживается в состоянии, близком к критическому.
Для реактора, работающего в СНЯР, разгон на мгновенных нейтронах невозможен. При появлении избыточной реактивности (например, при ошибках в управлении реактором) выгорание плутония возрастает, а скорость его образования остается прежней (вследствие запаздывания при β распаде). В результате этого вместо экспоненциального роста мощности возникают медленные колебания (с периодом в несколько часов). Это дает достаточно времени для корректировки управления или останова реактора и гарантирует его внутреннюю безопасность.
10
239
239
На втором этапе реактор может быть остановлен с возможностью его последующего пуска и продолжения работы в саморегулируемом режиме работы. Это позволяет производить необходимые профилактические и ремонтные работы (с помощью робототехники) без выгрузки топлива. Останов реактора осуществляется путем ввода управляющих стержней из соединений В (можно использовать стержни, которые применялись для пуска реактора, либо в случае их значительного выгорания новые стержни) в зону управления, расположенную вблизи оси симметрии активной зоны реактора и, возможно, в ЗМО. Количество поглотителя должно быть достаточным для компенсации добавочной реактивности, образующейся в результате превращения Np, накопленного к моменту останова, в Pu. Это касается останова любого реактора, работающего с коэффициентом воспроизводства топлива, близким к единице.
Для отвода тепла из предлагаемой активной зоны могут использоваться традиционные технологии, отработанные в реакторах серии БН (в этих реакторах в 1-м и 2-м контурах используется натрий, а в 3-м - водяной пар) и в быстрых реакторах, используемых на атомных подводных лодках и в проекте быстрого реактора СВБР-75/100 (в них используется двухконтурная система охлаждения: в первом контуре используется эвтектика PbBi, во втором - водяной пар). Также возможно использование свинцового теплоносителя (проект реактора БРЕСТ) с двухконтурной системой охлаждения: первый контур - Pb, второй - водяной пар.
Данные варианты имеют следующие существенные недостатки.
Для реакторов серии БН:
пожароопасность второго контура реактора - трехконтурная система исключает возможность возгорания радиоактивного натрия в первом контуре, при этом возможность контакта натрия с водой при разгерметизации второго и третьего контуров сохраняется.
Для реакторов СВБР-75/100 и БРЕСТ:
коррозия конструкционных элементов под действием Pb или PbBi теплоносителя, особенно в активной зоне;
210
образование в активной зоне Ро при облучении висмута нейтронами;
использование эвтектики PbBi в активной зоне приводит к большому расходу дефицитного висмута.
Для одновременного преодоления всех этих недостатков предлагается следующая трехконтурная схема теплосъема: в первом контуре используется натрий, во втором - эвтектика PbBi, в третьем - водяной пар. При этом второй (за исключением нескольких теплообменников) и третий контуры располагаются вне активной зоны реактора. При таком чередовании теплоносителей устраняются все вышеперечисленные недостатки реакторов серии БН, СВБР-75/100 и БРЕСТ и достигаются следующие технические результаты:
a) исключение контакта натрия с водой (что практически исключает пожароопасность реактора);
210
b) существенное уменьшение выделения Ро (за счет малости потока нейтронов во втором контуре);
c) исключение коррозии конструкционных элементов активной зоны под действием Рb или PbBi теплоносителя, что увеличивает срок службы твэлов;
d) уменьшение расхода дефицитного висмута.