ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА, 2012, том 75, № 2, с. 181-184
ЯДРА
ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА АЭС, ИСПОЛЬЗУЮЩЕГО В КАЧЕСТВЕ ГОРЮЧЕГО ^^ ^^ И 232^ И ОБЕСПЕЧИВАЮЩЕГО НЕРАСПРОСТРАНЕНИЕ
ЯДЕРНОГО ОРУЖИЯ
© 2012 г. Б.Л.Иоффе,
Институт теоретической и экспериментальной физики, Москва, Россия Поступила в редакцию 31.08.2011 г.
Проведен физический расчет для тяжеловодного ядерного реактора с газовым охлаждением для проекта АЭС, использующего в качестве ядерного горючего торий с небольшой примесью обогащенного урана с содержанием 235и не выше 20%. Реактор работает в открытом цикле с образованием из тория 233 и и его последующем выгорании. Реактор обеспечивает условия нераспространения ядерного оружия: содержание в уране делящихся изотопов на всех стадиях процесса, включая конечную, ниже порога, необходимого для реализации атомной бомбы, поскольку плутония образуется крайне мало.
Б. П. Кочуров
Файвесоном, Тэйлором [1] и Бете [2] была предложена идея ядерных реакторов АЭС, обеспечивающих нераспространение ядерного оружия. Идея состояла в том, что нераспространение ядерного оружия обеспечивается в силу объективных законов физики. Конкретно, ТВЭЛ'ы такого реактора содержат 238и, 232ТЬ и 235и. По мере работы реактора 235 и замещается 233 и, образующимся из тория. Отношение концентраций 238и, 235и, 232ТЬ выбирается таким, чтобы на любой стадии работы реактора, в том числе и при выгрузке, ядерное топливо было бы непригодно для создание атомной бомбы. (В начальной стадии, когда в топливе нет 233и, содержание 235и < 20%, 235и/(238и + + 235и) < 20%; при полном замещении 235и на 233и — такая стадия реально не достигается — содержание 233и < 12%.) Более подробное изложение этой идеи приведено в [3]. Следует отметить, что отработанное топливо в таком реакторе защищено от хищений и использования в террористических целях высокой радиоактивностью дочерних продуктов 232и, возникающего из-за реакции п ^ ^ 2п на быстрых нейтронах. Другим достоинством данного типа реактора является то, что при делении 233и получается значительно меньшее количество трансурановых изотопов и, тем самым, меньше долгоживущей радиоактивности, чем при делении 235и или 239Ри, 241 Ри, что облегчает обращение с радиоактивными отходами.
В применении к легководным реакторам PWR реакторы подобного типа рассчитывались Радков-
ским и Гальпериным [4], а в применении к реакторам ВВЭР — Пономаревым—Степным и др. [5].
Ниже приведены результаты предварительных расчетов для реактора подобного типа с тяжеловодным замедлителем и газовым охлаждением в сравнении с аналогичным реактором на основе ВВЭР [5]. Расчеты были проведены Б.П. Кочуро-вым.
В СССР теория ядерных реакторов была создана И.Я. Померанчуком, И.И. Гуревичем, А.И. Ахи-езером, Л.Д. Ландау и др. Первое в мире систематическое изложение теории было дано в монографии А.И. Ахиезера и И.Я. Померанчука "Введение в теорию нейтронных мультиплицирующих систем (реакторов)", выпущенной в 1947 г. в виде секретного отчета ИТЭФ (книга была опубликована в 2002 г. [6]). В дальнейшем теория реакторов (в частности, теория гетерогенного реактора) была развита в работах Галанина [7]. Эта теория была существенно усовершенствована Кочу-ровым [8]. На базе развитых методов Кочуровым были созданы компьютерные программы TRIFON и SHERNAN, с помощью которых и производился расчет.
Теоретическое исследование использования топливного цикла 233 и—ТЬ в тяжеловодном реакторе-размножителе на тепловых нейтронах было начато в ИТЭФ в 1950 г. [9]. В ИТЭФ был разработан физический проект первой атомной электростанции в Чехословакии А-1 с тяжеловодным ядерным реактором с газовым охлаждением мощностью 120 МВт. ИТЭФ осуществлял научное
182 ИОФФЕ, КОЧУРОВ
Таблица 1
ТТВР-1000 ВВЭР-Т [5]
Расход топлива в год (т):
ТЬ 25.6 6.5
и (20% обогащ.) 3.57 4.85
натуральный и 135 187
Продолжительность кампании:
в годах 3.6 2.3 (запал.), 7.7 (бланкет.)
в ГВт сут/т 40 120 (запал.), 85 (бланкет.)
Количество выгружаемого 239 Ри + 241 Ри (кг/год) 17.3 37.5
руководство проектированием, физическим и энергетическим пусками и эксплуатацией АЭС, успешно работавшей в 1973—1977 гг. [10]. Физический расчет для реактора был полностью подтвержден экспериментами, проведенными во время физического пуска, и опытом эксплуатации [11].
В ИТЭФ долгие годы разрабатывался проект реактора с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем ТВР-1000 (электрическая мощность 1 ГВт). Этот реактор по своим параметрам превосходит известные тяжеловодные реакторы, включая CANDU.
В представленных ниже результатах расчета для тяжеловодного реактора с топливом U—Th (ТТВР) ТВЭЛ'ы были взяты такими же, как и в ТР-1000, хотя такой выбор в данном случае не является оптимальным. Результаты приведены в сравнении с результатами расчета для легководного реактора с таким же топливом — ВВЭР-Т [5]. Следует отметить, что в реакторе ВВЭР-Т предполагаются два типа ТВЭЛ'ов: запальные и бланкетные. Запальная часть гетерогенной тепловыделяющей сборки (ТВС) состоит из ТВЭЛ'ов, содержащих топливо в виде уран-циркониевого сплава, бланкетная часть состоит из ТВЭЛ'ов с топливом из смеси диоксида урана и тория. В реакторе ТТВР нет нужды вводить два типа ТВЭЛ'ов, что облегчает конструкцию и дает лучшее выравнивание нейтронной плотности (а значит, и мощности) по радиусу. В обоих типах реакторов — ТТВР и ВВЭР-Т [5] начальное обогащение урана принималось равным 20%, что удовлетворяет требованиям МАГАТЭ по нераспространению ядерного оружия. В выгружаемом топливе в реакторе ТТВР отношение делящихся изотопов урана 235U + 233 U к полному количеству урана составляет 11.2%, что ниже допустимого МАГАТЭ предела для чистого 233U. Содержание плутония в выгружаемом топливе незначительно.
Сравнительные данные по реакторам ТТВР-1000 и ВВЭР-Т [5] даны в табл. 1. (Условно принято значение КИУМ = 1.)
Как следует из таблицы, тяжеловодный реактор ТТВР-1000 производит в 2 раза меньше делящихся изотопов плутония, чем реактор ВВЭР-Т. Для изготовления бомбы из плутония, производимого реактором ТТВР-1000, террористам нужно было бы похитить около трети его годовой продукции, что, конечно, было бы легко обнаружено инспекторами МАГАТЭ. В плутонии, производимом в ТТВР-1000, содержание 240Ри относительно 239ри + 241 ри составляет:
21°Ри = 0.5,
239
Ри + 241 Ри
по сравнению с аналогичным отношением в реакторе ВВЭР-Т, равным 0.27. Изотоп 240Ри обладает сравнительно большой вероятностью спонтанного деления, что приводит к более сложной конструкции атомной бомбы и увеличивает ее вес. Это обстоятельство дает дополнительную защиту при попытках использования плутония, нарабатываемого в ТТВР-1000, в террористических целях. Для сравнения заметим, что используемые сейчас в АЭС реакторы ВВЭР-1000 нарабатывают в год около 220 кг плутония, следовательно, для создания бомбы достаточно украсть около 3% их продукции, что трудно проконтролировать, ибо точность вычисления количества плутония в выгружаемом топливе вряд ли превышает 5%.
Переходя к общей характеристике реактора ТТВР-1000, отметим, что за кампанию в реакторе происходит почти полное выжигание 235и: начальная загрузка состоит из 2.54 т 235и и 10.3 т 238и (помимо тория), в конце кампании в реакторе наличествует 1.15 т 233и, 0.18 т 235и, 9.95 т 238и, 0.21 т 234и, 0.34 т 236и и 2.44 кг 232и. Как уже
ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ
говорилось выше, 232и чрезвычайно радиоактивен. Это, с одно стороны, хорошо, поскольку препятствует использованию производимого в ТТВР-1000 продукта террористами, но, с другой стороны, не дает возможности (или сильно ее затрудняет) применять продукцию ТТВР как горючее для реакторов АЭС.
Приведем весьма ориентировочное сравнение затрат для реакторов ТТВР-1000 и ВВЭР-Т (см. табл. 2). (В обоих случаях КИУМ был принят равным 1, в ТТВР-1000 длина ТВЭЛ была принята равной 5 м, в основном расчете принималась меньшая длина — 3.5 м (приняты цены 1998 г.).) Капитальные затраты, в том числе стоимость тяжелой воды, в табл. 2 не учтены.
Как видно из табл. 2, стоимость электроэнергии (без учета капитальных затрат) на ТТВР-1000 оказалась на 10% меньше, чем на ВВЭР-Т.
В заключение подведем итог вышеизложенному.
В ториевом тяжеловодном реакторе с газовым охлаждением ТТВР-1000:
1. Топливо (233и, 235и) по своим физическим свойствам непригодно для изготовления ядерного оружия на всей стадии процесса, включая конечный продукт.
2. Отработавшее топливо по своим радиационным свойствам защищено от хищений и использования в террористических целях благодаря высокому содержанию 232и.
3. В топливном цикле нарабатывается малое количество плутония с высоким содержанием 240Ри, что сводит к нулю риск использования этого плутония в качестве ядерного заряда.
4. В отработанном топливе содержится малое количество минорных актинидов, что способствует решению проблем захоронения топлива.
5. Достигается экономия природного урана и общий экономический эффект в топливной составляющей порядка 10% по сравнению с ВВЭР-Т.
Ввиду вышеизложенного АЭС с реакторами типа ТТВР решают проблему нераспространения ядерного оружия в случае поставок их в страны с нестабильным политическим режимом или с возможным существованием террористических групп.
В заключение отметим, что ядерная безопасность в реакторе ТТВР, как и во всех тяжеловодных реакторах, также обеспечивается физическими законами: реактор обладает отрицательными температурным и мощностным коэффициентами. Реакторы, использующие в качестве топлива смесь ТИ + и, приводят к значительной экономии урана по сравнению с реакторами, работающими на обогащенном уране.
183
Таблица 2. Затраты для производства 1 ГВт год электроэнергии (в млн долларов)
ТТВР-1000 ВВЭР-Т [5]
Торий 0.76 0.19
Естественный уран 4.4 6.2
Работа по обогащению урана 16.2 23.2
Изготовление ТВЭЛ 14.1 10.2
Всего ~35 ~40
Предлагаемый вариант следует рассматривать как один из возможных путей развития атомной энергетики.
Работа была поддержана грантами РФФИ-09-02-00732 и CRDF риР2-2961-М0-09.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. H. A. Feiveson and T. B. Taylor, Bull. Atom. Sci
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.