Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления


Бландинский В.Ю., Бобров Е.А., Давиденко О.В., Карпушкин Т.Ю.,  Цибульский С.В. (НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия)

 

Введение

Одной из основных проблем развития ядерной энергетической системы с реакторами синтеза и деления является формирование топливного цикла как для реакторов деления, так и для реакторов синтеза. Примером такой ядерной энергетической системы, является схематическая модель с реакторами синтеза и деления представленная на рисунки 1.

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

Рис. 1. Концепция топливного цикла с использованием термоядерного источника нейтронов (ТИН) с ториевым бланкетом и теплового реактора типа ЛВР

 

В системе, представленной на рисунке 1, реакторы деления должны получать в необходимом количестве делящийся изотоп. Он может быть получен путем облучения нейтронами сырьевого изотопа в бланкете термоядерного реактора. В качестве сырьевого изотопа может быть рассмотрен торий-232. Источником нейтронов в термоядерном реакторе может служить реакция синтеза между дейтерием и тритием. Расчеты показывают, что при размещении в бланкете термоядерного реактора тория, коэффициент умножения 14,1 МэВ нейтронов может достигать величины 2,2 нейтрона на один термоядерный нейтрон за счет вклада реакций (n,2n), (n,3n) и реакции деления тория. Несмотря на сравнительно высокий коэффициент мультипликации термоядерных нейтронов, их может оказаться недостаточно для замыкания топливного баланса как по урану-233, так и по тритию непосредственно в бланкете термоядерного реактора. В этом случае придется некоторое количество трития нарабатывать в тепловых реакторах.

Одним из наиболее эффективных способов наработки трития можно считать его производство в активной зоне теплового реактора из лития-6. Этот изотоп лития имеет большое сечение поглощения тепловых нейтронов и по этой причине его можно рассматривать для теплового реактора в качестве выгорающего поглотителя. Разместив этот изотоп в твэле в отдельной таблетке, с защитными покрытиями на основе, например, технологии микротвэлов, препятствующими миграции трития, можно наработать достаточно большое количество трития.

Поскольку в сырьевых таблетках с литием не предполагалось размещение делящегося материала в них будут отсутствовать и продукты деления (они останутся в таблетках, где изначально находился делящийся изотоп), проблемы выделения трития и обращения с ним не будут дополнительно обременены работами с высокоактивным облученным топливом, содержащим продукты деления. Тритий, наработанный в реакторах типа ВВЭР, в дальнейшем можно использовать в активной зоне гибридного термоядерного реактора для получения термоядерных нейтронов.

Учитывая сложности переработки высокоактивного облученного топлива реакторов деления, в рамках данного исследования будет рассматриваться топливный цикл тепловых реакторов, в котором высокорадиоактивное топливо вообще не подвергается переработке. Реализация такой концепции может быть обеспечена за счет раздельного размещения в разных топливных таблетках тяжелых делящихся изотопов урана-233 и сырьевых изотопов, обеспечивающих наработку трития. Топливные таблетки, исходно содержащие литий после облучения в реакторе, будут подвергаться переработке, а топливные таблетки с делящимися изотопами будут отправляться на долгосрочное хранение. Выполненные в данной работе исследования определяют условия формирования топливных композиций, приспособленных под наработку трития с условием эффективной изоляции высокоактивных частей ОЯТ на длительный период, без его переработки. В рамках такой концепции предпочтительно достигать как можно более глубокого выгорания делящихся изотопов урана-233 в топливных таблетках, чтобы сократить его потери за счет отказа от переработки ОЯТ.

 

1. Постановка задачи и описание расчетной модели

В работе рассматривается концепция замкнутого топливного цикла в системе ЯЭ, состоящей из термоядерных реакторов с ториевым бланкетом и реакторов на тепловых нейтронах. За счет облучения тория-232 нейтронами высоких энергий в бланкете будет осуществляться наработка урана-233, который в дальнейшем будет использоваться как делящийся изотоп в уран-ториевом цикле в легководных реакторах типа ВВЭР-1000 с модернизированной топливной композицией.

Размещение в твэле реактора типа ВВЭР урана-233 (в чистом виде или с добавлением тория) возможно при использовании технологии микротвэлов, что позволит достичь высоких глубин выгорания. За счет удаления значительного (или даже полного) количества сырьевого материала – тория – освобождается место для размещения сырьевого материала для производства трития (Li2TiO3). Таким образом, каждая таблетка (топливная и сырьевая) будет состоять из микротвэлов с уранториевым топливом или литий-содежащей керамикой, размещенных в графитовой матрице. Конфигурация данной таблетки представлена на рисунке 2. Высоты таблеток в расчетах варьировались и подбирались из условий обеспечения заданной длительности кампании топлива.

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления


Рис. 2. Гетерогенная топливная композиция, состоящая из таблетки с уран-ториевым топливом и таблетки с литий-содержащей керамикой (Li2TiO3) для получения трития

 

Существует довольно большое количество керамических соединений лития, которые можно рассматривать, как потенциальных кандидатов на роль сырьевого материала для производства трития [1]. В таблице 1 приводятся характеристики различных соединений лития.

Таблица 1

Некоторые свойства литий-содержащих материалов [1]

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

Из этого перечня материалов можно выбрать несколько керамик с наибольшей плотностью лития, высокой температурой плавления и отсутствием реакций разложения перед плавлением. В настоящей работе рассмотрена возможность использования для наработки трития керамики Li2TiO3.

Рассмотрено несколько вариантов топливных композиций, для которых проведены нейтронно-физические расчеты ячейки реактора ВВЭР-1000 с водотопливным отношением ~ 2. Это сделано для того, чтобы ячеечным расчетом описать нуклидные балансы и темп падения реактивности в реакторе. Высота таблеток для различных вариантов рассчитывалась индивидуально с учетом количества делящегося материала, его плотности и плотности упаковки в микротвэлы. В расчетной модели детальная микротвэльная структура таблеток не задавалась, использовалась гомогенная модель. Однако объемные доли топлива, материалов покрытия микротвэлов и графитовой матрицы выбраны исходя из реальной компоновки микротвэлов. Количество тория в «топливной» таблетке принято равным количеству урана («вариант 1»), т.е. на одно ядро урана приходится одно ядро тория, также рассмотрены таблетки, содержание только оксид изотопа уран-233 (варианты 2 и 3). Таким образом, большая часть тория замещается керамикой Li2TiO3.

 

2. Результаты расчетов

Нейтронно-физические расчеты представленных вариантов топливных композиций выполнены с использованием прецизионного кода на основе метода Монте-Карло MCNP6 [2] со встроенным модулем расчета выгорания на основе кода CINDER90 [3]. Результаты расчета зависимости коэффициента размножения от выгорания представлены на рисунке 3. Тепловая мощность задачи соответствует энергонапряженности, характерной для реакторов ВВЭР-1000 – 108 кВт/л. Содержание урана-233 и размеры таблеток подобраны таким образом, чтобы обеспечить кампанию топлива 3х400 сут и Kост = 1,04. Зависимость Kбеск от времени приведена на рисунке 3.

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

Рис. 4. Коэффициент размножения для разных топливных композиций

 

На графике показано изменение коэффициента размножения со временем в гетерогенной ячейке с таблеткой с микротвэлами на основе уран-ториевого топлива и таблеткой с керамикой Li2TiO3 для производства трития, также заключенной в микротвэлы.

В первом варианте рассмотрена топливная таблетка, содержащая равное количество ядер урана и тория. Начальные составы приведены в таблице 2. Высота топливной таблетки, содержащей диоксиды 233UO2 и ThO2, равна 0,588 см, а высота сырьевой таблетки с Li2TiO3 – 0,412 см.

Таблица 2

Концентрации нуклидов в топливной и сырьевой таблетке, вариант 1  «гетерогенная Th-U таблетка, Кост = 1,041», 1/барн/см


Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

В таблице 3 приведен баланс ядер по некоторым нуклидам, оцененный по результатам расчета изменения изотопного состава топлива и сырьевого материала за кампанию топлива.

 


Таблица 3

Баланс ядер H-3, Li-6 и U-233 по кампании топлива, вариант 1  «гетерогенная Th-U таблетка, Кост = 1,041»

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

Из таблицы 3 видно, что за кампанию топлива весь Li-6 переходит в тритий, и при этом сгорает практически весь уран-233 (99 %). Однако в данном случае достигается довольно низкое соотношение накопившихся ядер трития и сгоревших ядер урана-233: на одно исчезнувшее ядро урана-233 приходится образование 0,14 ядер трития. Эта величина сравнима возможностями наработки трития в уран-плутониевом открытом ЯТЦ.

Если убрать из топливного материала весь торий-232, то можно высвободить дополнительное количество нейтронов. Однако следует иметь ввиду, что удаление тория, являющегося сырьевым материалом, может увеличить темп падения реактивности. В таком случае для сохранения кампании потребуется увеличить содержание урана-233. Изменение коэффициента размножения со временем для такого варианта приведено на рисунке 1 (вариант 2 «гетерогенная U таблетка (без Th), Кост = 1,044»).

Начальные составы для варианта топлива, содержащего только уран-233 (без тория) приведены в таблице 4. Высота топливной таблетки, содержащей диоксид 233UO2, равна 0,717 см, а высота сырьевой таблетки с Li2TiO3 – 0,283 см. Баланс ядер приведен в таблице 5.

Таблица 4

Концентрации нуклидов в топливной и сырьевой таблетке, вариант 2  «гетерогенная U таблетка (без Th), Кост = 1,044», 1/барн/см

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

Таблица 5

Баланс ядер H-3, Li-6 и U-233 по кампании топлива, вариант 1  «гетерогенная Th-U таблетка, Кост = 1,041»

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

Как видно из таблицы 5 в этом варианте также весь Li-6 переходит в тритий и достигается практически полное выгорание урана-233. При этом на одно исчезнувшее ядро урана-233 образуется 0,09 ядер трития. Так же этот вариант отличается повышенным расходом урана-233 по сравнению с предыдущим, в котором имеет место частичное воспроизводство урана-233 из тория.

Следует отметить, что в рассмотренных вариантах в качестве сырьевого материала для производства трития использовался природный литий, содержащий лишь 7,5 % изотопа Li-6. Поэтому наработку трития, при необходимости, можно увеличить за счет обогащения природного лития.

В рассмотренных вариантах содержание изотопа Li-6 в сырьевой таблетке было низким по сравнению с его содержанием в керамике Li2TiO3 ввиду необходимости использования микротвэлов.

В качестве предельного случая можно рассмотреть вариант сырьевой таблетки, содержащей керамику Li2TiO3 без микротвэлов – вариант 3 «гетерогенная U таблетка (без Th), Li2TiO3 без МТ, Кост = 1,038». В этом случае Li2TiO3 будет занимать все «свободное» пространство в твэле, в отличие от объемной доли 0,139 в случае использования микро-топлива.

Изотопные составы топливной и сырьевой таблеток для данного варианта приведены в таблице 6, а балансы топливных и сырьевых нуклидов в таблице 7. Высота топливной таблетки, содержащей диоксид 233UO2, равна 0,697 см, а высота сырьевой таблетки с Li2TiO3 – 0,303 см.

Таблица 6

Концентрации нуклидов в топливной и сырьевой таблетке, вариант 3  «гетерогенная U таблетка (без Th), Li2TiO3 без МТ, Кост = 1,038», 1/барн/см

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

Таблица 7

Баланс ядер H-3, Li-6 и U-233 по кампании топлива, вариант 3 «гетерогенная U таблетка (без Th), Li2TiO3 без МТ, Кост = 1,038»

Легководные реакторы с торий-урановым топливом для наработки трития в ядерной энергетической системе с реакторами синтеза и деления

 

В этом случае за кампанию топлива 3 х400 суток достигается производство 0,56 ядер трития на одно исчезнувшее ядро урана-233. Однако следует отметить, что в такой конфигурации не достигается полного выгорания урана-233, его остается около 12,6 %. Также в воспроизводящей таблетке остается 9,8 % изотопа Li-6. Этот вариант демонстрирует предельные характеристики наработки трития при использовании природного лития в сырьевом материале, однако открытым остается вопрос о возможности технической реализации такой топливной композиции ввиду отказа от микротвэлов для размещения лития. Количество изотопа Li-6 в сырьевом материале можно увеличить и при использовании микротвэлов за счет перехода на литий, обогащенный изотопом Li-6.

 

Заключение

В работе рассмотрено три варианта топливных композиций для наработки трития из литийсодержащего сырьевого материала в гетерогенных твэлах реактора на тепловых нейтронах. В первом варианте топливная композиция состоит из микротвэлов с оксидами урана-233 и тория. Во втором и третьем варианте в топливе находится только микротвэлы с оксидом урана-233. Удаление тория позволяет высвободить дополнительное место в твэле для замещения на сырьевой материал для наработки трития, но при этом необходимо повышать содержание урана-233 для обеспечения заданной длительности кампании топлива. Во всех трех вариантах рассмотрены композиции сырьевого материала, в состав которого входит природный литий. В третьем варианте в качестве сырьевого материала используется керамика Li2TiO3 без микротвэлов. В этом случае можно увеличить содержание изотопа Li-6 практически на порядок.

Расчет баланса нуклидов в процессе выгорания показывает, что в первом варианте на одно исчезнувшее ядро урана-233 приходится образование около 0,13 ядра трития. При этом практически весь Li-6 переходит в тритий и сгорает весь уран-233, что позволит захоранивать отработавший топливный материал без потерь топливных нуклидов урана-233. Наработку трития можно увеличить за счет увеличения исходного содержания сырьевого материала.

Во втором варианте из топлива удален торий. В данном случае наработка трития составила 0,09 ядер трития на одно исчезнувшее ядро урана-233 при таком же полном выгорании топливных ядер урана-233 за кампанию топлива. При этом пришлось на 5 % увеличить стартовую загрузку урана-233 ввиду отсутствия воспроизводящего уран материала в топливе, а загрузку Li-6 пришлось сократить на 30 %. При сохранении загрузки Li-6 придется значительно поднимать начальное содержание урана-233. Таким образом добавление тория в топливную композицию позволяет снизить стартовую загрузку делящегося материала и изменение реактивности за кампанию. При массовом содержании урана-233 50 % (по тяжелым ядрам) все еще удается достичь максимального выгорания ядер урана-233 (выгорает почти весь уран 233).

В третьем варианте в качестве сырьевого материала рассмотрена таблетка из керамики Li2TiO3 без микротвэлов. В этом случае удается увеличить начальное содержание изотопа Li-6 практически на порядок, что приводит к значительному увеличению наработки трития – 0,56 ядер трития на одно исчезнувшее ядро урана-233. Однако в этом случае в воспроизводящей таблетке остается 9,7 % сырьевого изотопа  Li-6, а в топливной таблетке остается 12,6 % урана-233, который будет безвозвратно теряться в случае прямого захоронения ОЯТ.

Таким образом, выбор оптимальной топливной и воспроизводящей композиции сводится к поиску композиции, содержащей максимально возможное количество сырьевого материала Li-6 и в то же время обеспечивающей полную конверсию Li-6 в тритий и полное сжигание урана-233. В то же время желательно обеспечить сниженное значение Kбеск в начале кампании, поскольку ТВС с высоким Kбеск будет давать высокое энерговыделение, что приведет к большим неравномерностям поля энерговыделения в реакторе. По всей видимости от технологии микротвэлов уйти не удастся.

Значит придется использовать обогащенный литий в качестве сырьевого материала, чтобы обеспечить требуемую наработку трития и приемлемое изменение реактивности за кампанию.

 

Список литературы

  1. F.A. Hernández, P. Pereslavtsev First principles review of options for tritium breeder and neutron multiplier materials for breeding blankets in fusion reactors // Fusion Engineering and Design 2018 Vol. 137. P. 243–256.
  2. MCNP6 User’s Manual Version 1.0 May 2013 LA-CP-13-00634, Rev. 0
  3. Fensin M.L., James M.R., Hendricks J.S. et al. The New MCNP6 Depletion Capability. Proceedings of ICAPP ’12. Chicago, USA, June 24-28, 2012. Paper 12305.

Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
Все об энергетике, электротехнике и электронике
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!: