№ 2
ИЗВЕСТИЯ АКАДЕМИИ НАУК ЭНЕРГЕТИКА
2015
УДК 621.039
CРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ПРЕИМУЩЕСТВ И НЕДОСТАТКОВ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО И НИТРИДНОГО СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ
© 2015 г. Е.О. АДАМОВ1, Л.М. ЗАБУДЬКО1, В.И. МАТВЕЕВ2, В.И. РАЧКОВ3, В.М. ТРОЯНОВ1, Ю.С. ХОМЯКОВ1, В.Н. ЛЕОНОВ1
1Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии
"Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ", Москва 2Государственный научный центр РФ Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского, г. Обнинск 3Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ", Москва E-mail: rvi@proryv2020.ru
В работе проводится сравнительный анализ имеющихся данных по свойствам смешанного оксидного топлива и плотных видов топлива (нитрид, легированный цирконием металл), их преимуществ и недостатков и аргументация выбора нитрид-ного плотного топлива для реализации в проекте "ПРОРЫВ".
Для оценки влияния параметров топлива на характеристики активных зон, рассмотрены возможные компоновки быстрого реактора с натриевым теплоносителем типа БН-1200 на оксидном, нитридном (твэлы с газовым и натриевым подслоем), на металлическом смешанном топливе с натриевым подслоем, проведены соответствующие нейтронно-физические расчеты. Рассмотрены характеристики активной зоны быстрого реактора со свинцовым теплоносителем типа БР-1200 со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом в вариантах с газовым и жидкометал-лическим подслоем в твэле. Приоритеты вопросов безопасности позволили сделать выбор в пользу данного вида топлива при разработках реакторов, как с натриевым, так и свинцовым теплоносителями в проекте "ПРОРЫВ".
Проведен обзор отечественного и зарубежного опыта по разработке нитридного и металлического видов топлива. В США проведены исследования металлического топлива. Разработка реакторных концепций с использованием металлического топлива PRISM, KALIMER, и опыт EBR-II показывают его возможности применительно к реакторам малой мощности, для реакторов большой мощности, он, скорее всего, малоприменим.
Опыт работы с нитридным топливом в России значительно выше, в частности, 18-летнее использование UN в БР-10, эксперименты BORA-BORA c UPuN в реакторе Б0Р-60, в которых было достигнуто выгорание 12,1% т.а. Но отечественный и международный опыт исследования нитридного топлива недостаточен для уверенного прогнозирования работоспособности твэлов с заданными характеристиками при рабочих параметрах реакторов БН-1200 и БРЕСТ В рамках проекта "ПРОРЫВ" разработана комплексная программа расчетно-экспериментального обоснования твэлов со СНУП топливом реакторов БН-1200 и БРЕСТ на период до 2020 г. Результаты выполнения этой программы будут основой для верификации и аттестации расчетных топливных кодов и для обоснования работоспособности твэлов при лицензировании топлива для реакторов БРЕСТ и БН-1200.
Ключевые слова: быстрый реактор, плотное топливо, нитридное топливо, металлическое топливо, твэл, БРЕСТ, БН-1200, проект Прорыв.
COMPARATIVE STUDY OF ADVANTAGES AND DISADVANTAGES OF THE USE OF METAL AND MIXED NITRIDE URANIUM-PLUTONIUM FUEL IN FAST REACTORS
E.O. ADAMOV1, L.M. ZABUDKO1, V.I. MATVEEV2, V.I. RACHKOV3, V.M. TROYANOV1, YU.S. KHOMYAKOV1, V.N. LEONOV1
1 Innovative Technological Center "PRORYV" Project, Moscow
2 Federal State Unitary Enterprise "State Scientific Centre of the Russian Federation — Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Leypunsky", Obninsk 3NRNU MEPHI, Moscow E-mail: rvi@proryv2020.ru
This article contains the analysis of currently available data on properties of mixed oxide and high-density fuel types (nitride, metal), advantages and disadvantages, as well as arguments for choosing nitride high-density fuel for the "PRORYV" Project.
In order to evaluate and understand the influence of fuel properties on reactor core properties various designs of fast reactor with Na coolant (BN-1200 type), metal oxide fuel with Na sublayer have been considered and corresponding neutron-physical calculations have been done. Also properties of active zone of a fast reactor with Pb coolant (BR-1200 type) with mixed nitride U-Pu fuel with gas and liquid metal sublayers in fuel rod have been considered. As safety is a priority it led to selecting this type of fuel for development of reactors as with Na, so that with Pb coolants within the "PRORYV" project.
Domestic and abroad experience of development of nitride and metal fuel was studied. The largest volume of research of metal fuel has been done in the USA, which also has the largest working experience in this area. Development of reactor concepts using metal fuel PRISM, KALIMER and EBR-II show the potential for using metal fuel in low power reactors. However it's most likely unsuitable for high power reactors.
Russian experience and knowledge of nitride fuel is much bigger, in particular 18 year experience of use UN in BR-10, BORA-BORA experiments with UPuN in BR-60 reactor that reached 12,1% burnup. However current domestic and international experience of nitride fuel research in insufficient for consistent forecasting of fuel rods operation with given properties at working temperatures of BN-1200 and BR-1200 reactors. A package program of numerical and experimental research (PPNER) of fuel rods with mixed nitride U-Pu fuel for BN-1200 and BR-1200 reactors has been developed up to year 2020. The results of implementation of this program will be the base for verification and certification of fuel computational software and for validation of fuel rod working capacity.
Key words: fast reactor, high density fuel, nitride fuel, metal fuel, uranium fuel, fuel rod, BN-1200, BR-1200, "PRORYV" project.
ВВЕДЕНИЕ
В настоящее время в России существует два направления разработки реакторов на быстрых нейтронах большой мощности — реакторы типа БН с натриевым теплоносителем (БН-800, БН-1200) [1] и реакторы типа БРЕСТ со свинцовым теплоносителем (БРЕСТ 0Д-300, БРЕСТ-1200) [2]. Именно эти реакторы с уран-плутониевым топливом рассматриваются как основа для выбора реакторной установки будущей ядерной энергетики России.
В качестве топлива для быстрых реакторов в различное время рассматривались и разрабатывались:
— металлическое топливо (UZr, UPuZr) — в США, Великобритании, России, Индии и Южной Корее;
— оксидное топливо (UO, UPuO2 или МОХ-топливо) — в России, Франции, Японии, Великобритании, США, Германии, Индии, в Китае;
— карбидное топливо (UC , UPuC) — в России, Франции, Индии, США;
— нитридное топливо (UN, UPuN,) — в России,США, Франции, Японии.
На начальном этапе развития концепций быстрых реакторов и первых экспериментальных установок приоритет отдавался плотным видам топлива (металл, нитрид, карбид). Именно оксидное топливо было выбрано для первых прототипных установок БН-350, БН-600 (UO2) и БН-800 (UPuO2).Оксидное топливо было разработано во Франции для реакторов Phenix и SuperPhenix, в Великобритании для PyPFR. После аварий на РУ EBR-I (1956 г.) и E.Fermi (1966 г.) проекты РУ FFTF и РУ Clinch River были переориентированы с металлического топлива на оксидное и в США.
Для начального периода разработки и освоения технологии быстрых реакторов с натриевым теплоносителем это было оправданным решением ввиду отработанности оксидного топлива для тепловых реакторов. Но преимущества физических свойств плотных видов топлива для быстрых реакторов очевидны. Поэтому во всех странах, проводящих разработки перспективных реакторов на быстрых нейтронах, рассматривается переход в них от оксидного к плотным видам топлива.
Проблема выбора типа топлива: нитрид, карбид или металл остается предметом дискуссий. В данной работе проводится анализ имеющихся данных по свойствам плотных видов топлива, их преимуществ и недостатков и аргументация выбора нит-ридного плотного топлива для реализации в проекте "ПРОРЫВ".
1. АНАЛИЗ ПРЕИМУЩЕСТВ И НЕДОСТАТКОВ ОКСИДНОГО И ПЛОТНЫХ ВИДОВ ТОПЛИВА
Среди фундаментальных свойств плотного топлива три играют существенную роль, с точки зрения влияния на базовые характеристики активных зон и безопасность: плотность, теплопроводность и удельное количество рассеивающих легких элементов (кислород, углерод и азот).
Более высокая плотность топлива и меньшее количество легких элементов способствует росту коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора (КВА) и интегрального коэффициента воспроизводства (КВ) по РУ. Особые уникальные свойства обретают активные зоны с так называемым "равновесным" топливом, в котором выгорание делящегося вещества полностью компенсируется его воспроизводством. Активные зоны с КВА ~ 1 обеспечивают:
— полное воспроизводство делящихся нуклидов, что является достаточным условием для практического использования энергетического ресурса U238;
— работу без уранового бланкета, что исключает наработку в нем низкофонового плутония c качеством, близким к оружейному;
— отсутствие потребности в выделении плутония из ОЯТ и возможность применения технологий без разделения урана и плутония, что в совокупности с предыдущим преимуществом обеспечивают технологическую поддержку режима нераспространения;
— минимизацию запаса реактивности на выгорание, что снижает максимальный запас реактивности установки и повышает ядерную безопасность реакторной установки
(РУ);
— уникальную стабильность тепловыделения твэл и тепловыделяющей системы (ТВС) в процессе их эксплуатации.
Сравнение основных параметров различных видов топлива
№
Параметр
иРи02
и0.8Ри0.2О2
UPuN
U0.gPu0.2N
и-Ри-7г и-19Ри-107г
1 Теоретическая плотность, г/см3
2 Плотность по тяжелому металлу, г/см3
3 Рекомендованная эффективная плотность топлива, % т.п. (г/см3)
4 Теплопроводность, Вт/м • К
- 1000 К
- 2000 К
5 Температура плавления, К
6 Предельная допустимая температура топлива, °С
11,04 9,3 ~85 (9,3)
2,6 2,4 3023 Более 2000
14,32 13,1 ~80 (11,5)
15,8 20,1 3070 Не более 1800*
15,73 14,1 ~75 (11,8)
25 5
1400
Не более 800
* Недостаточно данных, требуются дополнительные исследования.
Более высокая теплопроводность топлива может бы
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.