авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 | 4 |

Влияние топлива быстрых реакторов на эффективность использования урана-238 в развивающейся системе атомной энергетики

-- [ Страница 1 ] --

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

На правах рукописи

Бландинский Виктор Юрьевич

ВЛИЯНИЕ ТОПЛИВА БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ НА ЭФФЕКТИВНОСТЬ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УРАНА-238 В РАЗВИВАЮЩЕЙСЯ СИСТЕМЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва, 2013

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт»

Научный руководитель: кандидат технических наук Субботин Станислав Анатольевич НИЦ “Курчатовский институт”
Официальные оппоненты:
Ведущая организация:

Защита диссертации состоится «__» __________ 2013 г. в __ ч. __ мин. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в Национальном исследовательском центре “Курчатовский институт” по адресу: 123182, г. Москва, г. Москва, пл. Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «__» __________ 2013 г.

Ученый секретарь диссертационного совета,

доктор технических наук, профессор В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

Развитие атомной энергетики в России и за рубежом становится все более актуальным, о чем свидетельствуют активные работы в рамках международных проектов, последние отечественные ФЦП и рост числа стран, стремящихся диверсифицировать свои энергоисточники за счет АЭС. Новые перспективные проекты должны быть частью системы и рассматриваться в совокупности со всеми другими ее элементами. Перед развивающейся системой атомной энергетики стоит задача расширения своей ресурсной базы за счет вовлечения в процесс получения энергии изотопа 238U (и в дальнейшей перспективе 232Th). В МАГАТЭ активно исследуются различные варианты структуры атомной энергетики, отвечающей принципам устойчивого развития. В условиях умеренного и интенсивного роста мощностей одним из необходимых элементов такой системы атомной энергетики становится эффективный бридер с пониженной начальной загрузкой плутония, сравнительно высоким КВ и коротким топливным циклом. Исследование характеристик такого реактора в системе атомной энергетики и взаимодействия с другими ее элементами посредством обмена нуклидами определяет актуальность данной работы.

Цели и задачи работы.

  1. Проведение расчетных исследований в обоснование компоновки активной зоны, типа используемого топлива и длительности кампании реактора Супер-БР, обеспечивающих выполнение требований по величине стартовой загрузки и избыточной наработки плутония со стороны развивающейся системы атомной энергетики.
  2. Сравнительный анализ использования различных типов плутония из ОЯТ отечественных тепловых реакторов и оружейного плутония в реакторах на быстрых и тепловых нейтронах (реакторах Супер-БР и ВВЭР-1000) с точки зрения вопросов наработки вторичного топлива (топливоиспользования) и минимизации запаса реактивности на выгорание.
  3. Исследование влияния изотопного состава начальных загрузок топлива (неопределенностей начальных концентраций тяжелых ядер в топливе) на процесс выгорания и воспроизводства нуклидов в реакторе.

Результаты работы, выносимые на защиту.



  1. Выбор и обоснование типа топлива (металлическое, нитридное или оксидное), используемого в реакторе на быстрых нейтронах с учетом системных требований по начальной загрузке тяжелых ядер и избыточной наработке вторичного топлива.
  2. Расчетное обоснование изотопного состава плутония, выделяемого из ОЯТ или высвобождаемого из запасов оружейного плутония, который обеспечивает требуемые системные характеристики быстрого реактора и эффективную подпитку теплового реактора в системе атомной энергетики.
  3. Результаты анализа влияния разного рода неопределенностей на изотопную кинетику топлива в быстром реакторе.

Научная новизна работы.

  • в выборе компоновки активной зоны и экранов реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем Супер-БР, отвечающего требованиям ИНПРО к инновационной системе атомной энергетики;
  • в исследовании возможностей эффективного (с точки зрения развития системы АЭ) использования доступного в настоящее время плутония в быстрых и тепловых реакторах;
  • в сравнении степени влияния различных неопределенностей на некоторые нейтронно-физические функционалы.

Достоверность.

Большая часть представленных результатов получена с помощью комплекса программ ISTAR. Достоверность результатов, полученных с помощью этой программной системы, подтверждается их удовлетворительным согласием с расчетами тестовых задач по другим кодам, моделирующим процесс выгорания топлива, и с экспериментальными данными по тяжелым ядрам доступных на сегодняшний день бенчмарков по выгоранию.

Практическая значимость работы.

  • Результаты работы можно рассматривать как обоснование возможности создания быстрого реактора, способного эффективно функционировать в системе атомной энергетики.
  • Полученные характеристики реактора были использованы при моделировании различных сценариев развития АЭ в рамках работы по теме «Обеспечение участия Госкорпорации «Росатом» в работе Международного форума «Поколение-IV».
  • В работе показано, что неопределенности, вызванные возмущением состава топлива в начале кампании реактора, превосходят неопределенности, возникающие при использовании разных файлов оцененных ядерных данных, и неопределенности, связанные с расчетами по различным кодам. Поэтому эти неопределенности необходимо учитывать при моделировании структуры развивающейся системы АЭ, т.к. равновесного состояния система достигнет не скоро, а до этого времени реакторам придется работать с переменным составом топлива.

Апробация работы.

Материалы, представленные в диссертации, были доложены на следующих конференциях и школах:

  • межведомственный ежегодный семинар по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики «Нейтроника-2011» (24 – 27 октября 2011 г., г. Обнинск);
  • 9-ая Курчатовская молодежная научная школа (22 – 25 ноября 2011 г., г. Москва);
  • 17-ая школа-семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2012» (3 – 7 сентября 2012 г., база отдыха МИФИ «Волга», Тверская обл.);
  • 10-ая Курчатовская молодежная научная школа (23 – 26 октября 2012 г., г. Москва);
  • межведомственный ежегодный семинар по нейтронно-физическим проблемам атомной энергетики «Нейтроника-2012» (30 октября – 02 ноября 2012 г., г. Обнинск);
  • научный семинар «Математическое моделирование технологий ядерного топливного цикла. Модели и коды» (17 – 21 декабря 2012 г., г. Снежинск).

Личный вклад автора.

  • Автором выполнена серия расчетных исследований по выбору и обоснованию компоновки активной зоны реактора Супер-БР, отвечающей системным требованиям по наработке вторичного топлива и стартовой загрузке плутония.
  • Автором смоделирован процесс выгорания нескольких типов топлива, содержащих плутоний разного изотопного состава, проанализированы результаты этих расчетов и сделаны выводы относительно возможности их использования в реакторе Супер-БР.
  • Автором рассмотрены особенности подпитки тепловых реакторов энергетическим плутонием из реактора Супер-БР с точки зрения минимизации потребления плутония и природного урана.
  • Автором выполнена оценка и сравнение величин различного рода неопределенностей, возникающих при моделировании поведения реактора в системе атомной энергетики.
  • Автором разработан модуль для программной системы ISTAR, позволяющий выполнять расчеты выгорания в реакторе при возмущении начального изотопного состава с учетом перераспределения энерговыделения, но с использованием скоростей реакций из невозмущенного варианта.

Публикации.

Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 67 наименований и трех приложений, содержит 164 страницы, 35 таблиц и 35 рисунков.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обозначаются основные ограничивающие факторы развития углеводородной энергетики, такие как постепенное истощение богатых месторождений и затруднение добычи высококачественных и наиболее экологичных ресурсов. Также указывается на атомную энергетику как единственную технологию способную стать технологической основой масштабного вовлечения труднодоступных и низкокачественных ресурсов в процесс производства энергии.

В первой главе обсуждаются некоторые предпосылки формирования потребности в энергии и рассмотрены проблемы и возможности различных энергетических технологий с учетом ограничивающих факторов, таких как капитальные и удельные затраты, обеспеченность ресурсами и возможное введение налогов на выбросы парниковых газов.

Высокие темпы роста энергопотребления, рост цен на топливо, вероятное введение налога на выбросы парниковых газов приведет к сближению стоимости капитальных и удельных затрат станций на органическом топливе и АЭС, что повысит конкурентоспособность последних.

Сегодня мировая АЭ существует в условиях открытого ЯТЦ, и по некоторым оценкам в такой ситуации АЭ может столкнуться с проблемами ресурсообеспеченности еще до 2050 г.

Эта проблема может быть решена путем расширения ресурсной базы АЭ за счет вовлечения изотопа 238U в цикл получения энергии с помощью реакторов на быстрых нейтронах. На основе сценарных анализов к таким реакторам были сформулированы требования, которые вполне могут быть удовлетворены. Однако, моделирование свойств отдельно взятых установок не могут дать исчерпывающей информации об их взаимодействии друг с другом и взаимном влиянии.

За всю историю развития реакторов на быстрых нейтронах рассматривалась возможность использования различных типов топлива (металл, оксид, карбид и нитрид). Исследования показали, что проблемы, связанные с использованием металлического топлива могут быть решены. Поэтому после 1980 г. интерес к металлическому топливу возобновился, т.к. такое топливо лучше всего подходит для расширенного воспроизводства ввиду того, что обладает высокой плотностью тяжелых ядер и хорошей теплопроводностью и количество ядер разбавителя в этом случае наименьшее. В качестве теплоносителя был выбран натрий, т.к. он хорошо совместим с материалами топлива и оболочки, обладает отличными теплофизическими свойствами и является одним из самых распространенных типов теплоносителя быстрых реакторов.

Эффективное использование природного урана потребует не только изучения и проработки характеристик быстрых реакторов, но и исследования взаимодействия таких реакторов с другими элементами системы АЭ посредством обмена нуклидами между ними. Использование многокомпонентной структуры АЭ, содержащей реакторы на тепловых и быстрых нейтронах позволит снизить равновесные количества актинидов в системе и уменьшить риск, обусловленный наличием долгоживущих радионуклидов. Такой подход позволит создать систему АЭ, отвечающую требованиям устойчивого развития, способную справиться с внутренними проблемами, присущими ядерной технологии, и длительное время играть заметную роль в обеспечении человечества энергией.

Вторая глава посвящена выбору типа топлива и компоновки рассматриваемого реактора Супер-БР, а также в ней было уделено внимание верификации ПС ISTAR. Выполнен краткий обзор, посвященный современным проблемам и возможностям использования металлического топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Из рассмотренной в обзоре литературы можно сделать вывод о принципиальной разрешимости проблем, связанных с достижением глубокого выгорания в металлическом топливе. Поэтому был выполнен ряд сравнительных расчетов выгорания с использованием оксидного топлива и перспективных нитридного и металлического топлива с высокой плотностью тяжелых ядер.

Большая часть расчетов выгорания в настоящей работе выполнена с помощью программной системы ISTAR, использующей для расчета скоростей реакций программу метода Монте-Карло MCNP5. В обоснование применимости данного кода к решению подобных задач было выполнено два расчета выгорания топлива в ячейке теплового реактора ВВЭР-1000 и полученные результаты были сравнены с экспериментальными данными по двум образцам. Первый образец K1R312S33 был взят из ТВС, которая облучалась в реакторе на протяжении 250 эффективных суток до достижения глубины выгорания 13,66 МВт·сут/кг. Данный образец был выбран для расчета выгорания в виду простоты моделирования выгорания топлива без перегрузок. Второй образец B2R42S6 был вырезан из ТВС, которая облучалась в течение трех микрокампаний длительностью 283, 322 и 359 эффективных суток соответственно. Длительность выдержки топлива между 1-й и 2-й микрокампаниями составила 189 сут, а между 2-й и 3-й – 76 сут.

В результате расчета выгорания были определены содержания различных нуклидов в облученном топливе. Отношение расчетных и экспериментальных содержаний нуклидов в образцах на конец облучения приведено на рисунке 1.

  Отношение расчетных и-0

Рисунок 1 – Отношение расчетных и экспериментальных содержаний нуклидов в образцах на конец облучения





Расхождение расчетных и экспериментальных данных по содержанию 235U составляет 3% для образца K1R312S33 и 2% для образца B2R42S6. Расхождение расчетных и экспериментальных данных по содержанию 239Pu для образцов K1R312S33 и B2R42S6 составляет 1% и 9% соответственно. При выборе соответствующей глубины выгорания топлива при расчете по ПС ISTAR можно добиться удовлетворительного совпадения расчетных величин и измеренных экспериментально. В работе, из которой были взяты экспериментальные данные, была выполнена аналогичная процедура по сравнению расчетных величин, полученных с помощью кода HELIOS, с экспериментальными. Точность моделирования накопления трансурановых элементов и продуктов деления по ПС ISTAR не хуже, чем полученная по коду HELIOS. Это говорит о том, что ПС ISTAR (как и многие другие существующие коды) вполне пригодна для моделирования процессов изотопной кинетики.

На основе ряда предварительных нейтронно-физических и тепло-гидравлических расчетов были выбраны основные характеристики активной зоны и конструкции ТВС, которые приведены в таблицах 1 и 2. Активная зона состоит из трех зон профилирования энерговыделения, которые условно называются зонами малого, среднего и высокого содержания плутония. В ТВС зоны малого и среднего содержания плутония предусмотрены каналы для стержней СУЗ. Для улучшения баланса нейтронов в реакторе уменьшена доля стали в чехлах ТВС за счет низкого гидравлического сопротивления активной зоны без изменения энергонапряженности топлива. При заданных толщине чехла и размере ТВС «под ключ» приемлемый перепад давления был достигнут при относительном шаге решетки твэлов 1,34. Поэтому доля натрия в активной зоне высока. В среднем по активной зоне относительная доля топлива равна 0,317, доля конструкционных материалов – 0,178, а доля теплоносителя – 0,504.

Таблица 1 – Характеристики ТВС

Параметр Зона содержания плутония Боковой экран
малого среднего большого
Число ТВС 85 96 114 138
Размер шестигранного чехла, мм 153х2 153х2 153х2 153х2
Сталь чехла и оболочки твэла ЭП-450 ЭП-450 ЭП-450 ЭП-450
Число каналов СУЗ в каждой ТВС указанного типа 3 3 - -
Число твэлов в ТВС 310 310 331 127
Диаметр твэла, мм 6,1 6,1 6,1 12
Толщина оболочки твэла, мм 0,4 0,4 0,4 0,4
Диаметр таблетки, мм 5,14 5,14 5,14 10,64

Таблица 2 – Характеристики активной зоны

Тепловая мощность, МВт 2580
КПД, % 39
Высота активной зоны, мм 800
Толщина верхнего/нижнего торцевого экрана, мм 250/250
Максимальная линейная тепловая мощность, кВт/м 49,5
Средняя линейная тепловая мощность, кВт/м 31,7
Температура теплоносителя, С:
на входе в активную зону/на выходе (средняя) 350/550


Pages:   || 2 | 3 | 4 |
 

Похожие работы:










 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.