Экспериментальное определение параметров воспроизводства ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах

Г л а в а 11

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ

ВОСПРОИЗВОДСТВА

§11.1 ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Один из наиболее реальных путей решения энергетической проблемы заключается в расширенном воспроизводстве ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В настоящее время уже построены реакторы на быстрых нейтронах с плутониевым топливом, в которых часть нейтронов поглощается ядрами ²³⁸U (этот изотоп урана загружается в активную зону и экраны), что приводит к образованию ядер искусственного топлива ²³⁹Рu:

Следовательно, в таком реакторе происходят одновременно два процесса: исчезновение ядер ²³⁹Рu за счет их деления и радиационного захвата нейтронов и образование ядер ²³⁹Рu при поглощении нейтронов ядрами ²³⁸U. Если в единицу времени будет больше образовываться ядер ²³⁹Рu, чем «сгорать», то из реактора можно будет выгружать ядер ²³⁹Рu больше, чем в него загружается. В результате в топливный цикл включается ²³⁸U и оказывается рентабельным использовать сравнительно бедные по содержанию урановые руды. Развитие атомной энергетики с использованием реакторов на быстрых нейтронах может обеспечить человечество энергоресурсами по крайне мере на несколько сотен лет.

Возможен в принципе и другой путь воспроизводства ядерного топлива, при котором в результате поглощения нейтронов в ²³²Th образуются ядра ²³³U:

С экономической точки зрения важно знать, какими темпами может развиваться замкнутая энергетическая система, использующая топливный цикл с воспроизводством топлива. Если в данный момент имеется W установленных мощностей и если для обеспечения единицы мощности требуется загрузка Р (т/МВт) ядерного топлива, то можно записать уравнение, связывающее рост установленных мощностей с избыточным производством ядерного топлива:

                                      d W/dt = r W/ Р.                                                    (11.1)

где r – удельное избыточное производство ядерного топлива, нормированное на единицу мощности и единицу времени, т/(МВт*год).

Из решения этого уравнения следует, что развитие такой энергетической системы будет происходить по экспоненциальному закону, а время удвоения установленных мощностей составит

                                              Т₂ = 0,693 Р/r.                                              (11.2)

Числитель приведенного соотношения зависит, главным образом, от технологической стороны дела. Чем больше энергии может быть снято с единицы массы загруженного в реактор топлива, тем, очевидно, меньше Р. Количество снимаемой с единицы массы топлива энергии зависит от свойств теплоносителя, используемых конструкционных материалов, вида топлива, конструкции твэлов и ТВС и т.п. Знаменатель определяется в первую очередь физическими характеристиками активной зоны: обогащением топлива, ее структурой, объемной долей топлива, нейтронно-физическими характеристиками теплоносителя и конструкционных материалов, химическим составом топлива и т.д.

Одна из задач реакторной физики – определение величины r с наперед заданной точностью, которая выбирается на основе экономических и технологических соображений. Расчетная неопределенность в  величине r обусловлена, с одной стороны, погрешностями в ядерных данных, с другой, - неизбежными приближениями при расчете конкретного реактора при описании как его геометрии, так и процессов, происходящих в нем.

Найдем связь между удельным избыточным производством ядерного топлива и ядерными данными. При этом лучше использовать принятую в реакторной физике безразмерную величину – избыточный коэффициент воспроизводства (ИКВ), который определяют как разность масс выгруженных и загруженных в реактор топливных нуклидов (за время кампании), отнесенных к количеству делений, происшедших в реакторе за то же время. Безразмерная величена ИКВ связана с величиной r переводным множителем

                                        r = ℋ ИКВ,                                                       (11.3)

где ℋ =3,94*10 ^–4, если [r] = т/(МВт*год).

Чтобы выразить ИКВ через ядерные данные, необходимо договориться о том, какие нуклиды относят к топливным, поскольку в реакторе образуется не только ²³⁹Pu, но и другие изотопы плутония в заметных количествах. Наиболее распространенный подход заключается в учете всех  изотопов плутония, но с разными весовыми коэффициентами q_i, которые учитывают размножающие свойства данного изотопа по сравнению с ²³⁹Pu. С учетом этого замечания избыточный коэффициент воспроизводства запишем в виде

                                                               (11.4)

Где С ^{i – 1} – полное число захватов нейтронов в нуклиде (i  - 1) во всем реакторе за время кампании, т.е. количество образовавшихся нуклидов (i); Аⁱ  – полное число поглощении нейтронов (захватов и делений) в нуклиде (i) во всем реакторе за время кампании, т.е. количество исчезнувших нуклидов (i); F ⁱ – полное число делений всех нуклидов во всем реакторе за время кампании;