RU2619599C1 - Method of operation of the nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the work of isotope 233u - Google Patents

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: invention relates to a method for operating a nuclear reactor in an uranium-thorium fuel cycle with the development of an isotope²³³U and is intended for the initial loading of the reactor core with oxide uranium-thorium fuel. The fuel used is (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ high-enriched fuel ²³⁵U (²³⁵U_0.9²³⁸U_0.1) and the choice of water/fuel volumes in the range of 1.5-1.7 using heavy water as a moderator and coolant (D₂O). At the same time, the intensity of the neutron flux and its energy distribution is formed at the beginning of the reactor campaign in the spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over the thermal ones, and controlling the operation of the reactor at power by keeping it in a critical state, providing a balance between the isotope²³³U and neutron absorbers by continuous dilution during the heavy water reactor campaign with light water (H₂O) until the moment when light water will take half of the composition.

EFFECT: possibility of extending the campaign time, the possibility of ensuring a deep burnup of the starter isotope²³⁵U and effective production of the isotope²³³U.

2 cl, 6 dwg

Description

Translated fromRussian

Изобретение относится к области атомной энергетики, к способам эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов в уран-ториевом топливном цикле, обеспечивающим наработку изотопа²³³U путем изменения спектра нейтронов. Возможность наработки изотопов урана в уран-ториевом топливном цикле реактора типа ВВЭР с использованием в качестве теплоносителя тяжелой воды (D₂O) при разбавлении ее в течение кампании легкой водой (Н₂О) будет способствовать увеличению длительности кампании и более глубокому выжиганию реакцией деления тяжелых ядер, что представляет несомненный интерес.The invention relates to the field of nuclear energy, to methods of operating water-cooled nuclear reactors in the uranium-thorium fuel cycle, which ensures the production of the²³³ U isotope by changing the neutron spectrum. The possibility of producing uranium isotopes in the uranium-thorium fuel cycle of a WWER reactor using heavy water (D₂ O) as a coolant when diluting it with light water (Н₂ О) during the campaign will contribute to an increase in the duration of the campaign and a deeper burning of the heavy fission reaction nuclei, which is of undoubted interest.

Все действующие в настоящее время энергетические реакторы работают в открытом уран-плутониевом топливном цикле. Это на два порядка ограничивает топливный ресурс ядерной энергетики и сопровождается наработкой большого количества высокоактивных отходов, в том числе плутония, что осложняет обеспечение нераспространения расщепляющихся материалов. Решение этих проблем ядерной энергетики связано с переходом на замкнутый топливный цикл (в том числе на торий-урановый) при воспроизводстве активных изотопов в процессе работы реактора.All current power reactors operate in the open uranium-plutonium fuel cycle. This limits the fuel resource of nuclear energy by two orders of magnitude and is accompanied by the production of a large amount of high-level waste, including plutonium, which complicates the non-proliferation of fissile materials. The solution to these problems of nuclear energy is associated with the transition to a closed fuel cycle (including thorium-uranium) during the reproduction of active isotopes during the operation of the reactor.

Природный торий является моноизотопом²³²Th с периодом полураспада T_1/2≈1,4×10¹⁰ лет и используется в реакторах в качестве сырьевого материала. При поглощении нейтрона²³²Th преобразуется в²³³U, делящийся нейтронами любой энергии. При поглощении нейтрона ядром²³³U, он делится, выпустив два или три нейтрона. Это позволяет обеспечить наработку²³³U при поглощении ядром²³²Th нейтрона и поддержать цепную реакцию делением следующего ядра²³³U. Таким образом, появляется возможность сжигания всего природного тория с выделением энергии ядерного деления в замкнутом уран-ториевом топливном цикле.Natural thorium is a²³² Th monoisotope with a half-life of T_1/2 ≈ 1.4 × 10¹⁰ years and is used as a raw material in reactors. Upon absorption of a neutron,²³² Th is converted to²³³ U, which is fissioned by neutrons of any energy. When a neutron is absorbed by a²³³ U nucleus, it is divided by releasing two or three neutrons. This makes it possible to ensure²³³ U operating time upon absorption of a neutron by the²³² Th nucleus and to support a chain reaction by fission of the next²³³ U nucleus. Thus, it becomes possible to burn all natural thorium with the release of nuclear fission energy in a closed uranium-thorium fuel cycle.

В США в Shippingport с 1977 по 1982 г.г. работал легководный реактор-бридер (LWBR) электрической мощностью 60 МВт на оксидном уран-ториевом (²³³U+²³²Th) топливе с обеспечением воспроизводства изотопа²³³U (Nuclear Science and Engineering, v/102, p. 341-364, 1989 г.), однако дальнейшего развития данное направление не получило. В настоящее время за этот подход выступает компания под названием Lightbridge, Маклин, штат Вирджиния. Способ эксплуатации реактора LWBR включал первоначальную загрузку активной зоны (AЗ) реактора топливными сборками из смеси изотопов²³³U+²³²Th, при этом материалом, способным к ядерному делению, являлся изотоп²³³U. Поскольку этого изотопа в природе нет, для первоначальной загрузки его получали в реакторах, в которых может быть выполнено преобразование²³²Th в²³³U. Конструкция реактора LWBR была запатентована, (патент US 3957575, G21G 1/02, публик. 18.05.1976 г.) Конструкция AЗ включала 12 исходных одинаковых подвижных топливных сборок (ТВС) гексагональной формы, 12 стационарных топливных сборок в зоне воспроизводства и 15 отражающих модулей. Водотопливное отношение выбиралось в диапазоне 0.3-0.6 за счет плотного размещения в ТВС топливных стержней. Стержни исходных сборок и зоны воспроизводства выполнены неоднородными. Они включали центральную часть переменной длины из (²³³U-²³²Th)O₂ топлива, а также верхние и нижние части из²³²Th. Модули отражателя изначально работали только на²³²Th. В качестве замедлителя и теплоносителя AЗ реактора использовали легкую воду (Н₂О). Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляли в спектре, в котором доля тепловых нейтронов превалирует над долей быстрых нейтронов. Это позволило обеспечить необходимые условия, при которых изотоп²³²Th переходил в способный к ядерному делению изотоп²³³U. Регулировку работы реактора на мощности осуществляли путем контроля реактивности активной зоны, при понижении которой поддерживали критическое состояние реактора путем обеспечения баланса между нарабатывающимися²³³U и поглотителями нейтронов. Обеспечение баланса осуществляли изменением аксиального положения исходных сборок относительно воспроизводящих, в результате чего менялось количество нейтронов, поглощаемых делящейся средой (²³³U), относительно воспроизводящей среды (²³²Th). В течение первых трех лет реактор работал с полной тепловой мощностью. В течение последних 2-х лет максимальный уровень мощности составлял в основном 80% от номинальной, перед отключением уровень мощности был постепенно снижен до 57%. Использование в реакторе LWBR (²³³U-²³²Th)O₂ топлива и легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя обеспечило размножение изотопа²³³U.In the United States at Shippingport from 1977 to 1982. a light-water breeder reactor (LWBR) with an electric power of 60 MW was used on uranium-thorium oxide (²³³ U +²³² Th) fuel with the reproduction of the²³³ U isotope (Nuclear Science and Engineering, v / 102, p. 341-364, 1989) However, this direction has not received further development. This approach is currently advocated by a company called Lightbridge, Maclean, Virginia. The LWBR reactor operation method included initial loading of the reactor core (AZ) of the reactor with fuel assemblies from a mixture of²³³ U +²³² Th isotopes, while the material capable of nuclear fission was the²³³ U isotope. Since this isotope is not in nature, it was obtained for initial loading reactors in which the conversion of²³² Th to²³³ U can be performed. The design of the LWBR reactor was patented, (US patent 3957575, G21G 1/02, published May 18, 1976) Design AZ included 12 initial identical movable fuel assemblies (FAs) hexagonal shape, 12 tbsp stationary fuel assemblies in the reproduction area and 15 reflective modules. The water-fuel ratio was chosen in the range 0.3–0.6 due to the dense placement of fuel rods in the fuel assembly. The rods of the original assemblies and the reproduction zone are made heterogeneous. They included a central part of variable length from (²³³ U-²³² Th) O₂ fuel, as well as upper and lower parts from²³² Th. Reflector modules initially only worked on²³² Th. Light water (H₂ O) was used as a moderator and coolant for the AZ reactor. The formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning of the reactor campaign was carried out in a spectrum in which the fraction of thermal neutrons prevailed over the fraction of fast neutrons. This made it possible to provide the necessary conditions under which the²³² Th isotope was converted to the nuclear fissionable isotope²³³ U. The reactor operation at power was controlled by controlling the reactivity of the core, while decreasing it, the critical state of the reactor was maintained by ensuring a balance between the²³³ U generated and neutron absorbers . The balance was maintained by changing the axial position of the initial assemblies relative to the reproducing ones, as a result of which the number of neutrons absorbed by the fissile medium (²³³ U) relative to the reproducing medium (²³² Th) changed. For the first three years, the reactor was operating at full heat output. Over the past 2 years, the maximum power level was mainly 80% of the nominal, before shutting down, the power level was gradually reduced to 57%. The use of fuel and light water as a moderator and coolant in the LWBR (²³³ U-²³² Th) O₂ reactor as a moderator and coolant ensured the propagation of the²³³ U isotope.

Недостатком данного аналога является наличие подвижных топливных сборок в AЗ, что требует существенной модификации AЗ и качественно усложняет эксплуатацию реактора, особенно реакторов большой мощности. Следует отметить, что при перемещении подвижных топливных сборок возможно возникновение трудностей в управлении реактором из-за возможных деформаций стержней.The disadvantage of this analogue is the presence of mobile fuel assemblies in the AZ, which requires a significant modification of the AZ and qualitatively complicates the operation of the reactor, especially reactors of high power. It should be noted that when moving mobile fuel assemblies, difficulties in controlling the reactor may occur due to possible deformation of the rods.

Известен другой способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа²³³U (патент RU 2541516, публик. 20.02.2015), который частично устраняет недостатки предыдущего способа и выбран в качестве ближайшего аналога.There is another method of operating a nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with extended reproduction of the²³³ U isotope (patent RU 2541516, published 02.20.2015), which partially eliminates the disadvantages of the previous method and is selected as the closest analogue.

Для упрощения регулирования реактивности реактора, повышения равномерности распределения энерговыделения и эффективности регулирования мощности реактора, а также повышения безопасности эксплуатации и увеличения ресурса активной зоны способ, выбранный в качестве ближайшего аналога, включает следующие операции:To simplify the regulation of the reactivity of the reactor, increase the uniformity of the distribution of energy release and the efficiency of regulation of the power of the reactor, as well as increase the safety of operation and increase the life of the active zone, the method selected as the closest analogue includes the following operations:

- осуществление первоначальной загрузки реактора оксидным уран-ториевым топливом с массовым соотношением изотопа²³³U к тяжелому металлу в активной зоне, равным 0,072;- the implementation of the initial loading of the reactor with uranium-thorium oxide fuel with a mass ratio of the isotope²³³ U to heavy metal in the active zone equal to 0.072;

- использование изотопа²³³U в качестве материала, способного к ядерному делению;- the use of the²³³ U isotope as a material capable of nuclear fission;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми;- the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning of the reactor campaign in the intermediate spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over thermal ones;

- использование в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелой воды, при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0;- the use of heavy water as a moderator and coolant, while the ratio of water / fuel volumes is selected in the range of 0.7-1.0;

- управление работой реактора на мощности путем удержания критического состояния (K_∞=1) и обеспечения баланса между нарабатывающимися изотопами²³³U и поглотителями нейтронов, осуществляют при непрерывном разбавлении тяжелой воды (D₂O) легкой водой (Н₂O) в течение всей кампании реактора при выборе объемного соотношения состава теплоносителя D₂O/H₂O в соответствии с выражением (α D₂O+(1-α) Н₂O), где коэффициент α, который зависит от скорости выгорания топлива, скорости наработки поглотителей, времени эксплуатации реактора и т.д. выбирают из диапазона 1≥α≥0,8.- control of the reactor at power by maintaining a critical state (K_∞ = 1) and ensuring a balance between the generated²³³ U isotopes and neutron absorbers is carried out with continuous dilution of heavy water (D₂ O) with light water (H₂ O) throughout the campaign reactor when choosing the volumetric ratio of the composition of the coolant D₂ O / H₂ O in accordance with the expression (α D₂ O + (1-α) Н₂ O), where the coefficient α, which depends on the rate of burnout of the fuel, the operating time of the absorbers, operating time reactor, etc. selected from therange 1≥α≥0.8.

Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (²³³U-²³²Th)O₂таблеток. Начало работы реактора характеризуется выгоранием изотопа²³³U и наиболее эффективной наработкой поглотителя нейтронов²³³Ра. В способе эксплуатации AЗ, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав теплоносителя, с темпом, соответствующим скорости выгорания топлива и наработки поглотителя нейтронов, уменьшают содержание тяжелой воды в течение кампании реактора до значения 0,8 (к концу 6 года). Это разбавление сопровождается смягчением спектра нейтронов и понижением удельного содержания²³³U, необходимого для поддержания критического состояния. Наработка поглотителей нейтронов (осколки деления,²³⁴U,²³³Ра…) сопровождается дополнительной наработкой²³³U, превышающей его выгорание, что и обеспечивает расширенное воспроизводство изотопа²³³U.The fuel rods of the initial assemblies are made homogeneous from (²³³ U-²³² Th) O₂ tablets. The start of the reactor operation is characterized by the burning out of the²³³ U isotope and the most effective operating time of the²³³ Ra neutron absorber. In the operating method of AZ formed from fuel assemblies, a change in the neutron spectrum is carried out by affecting the composition of the coolant, at a rate corresponding to the burnup rate of the fuel and the operating time of the neutron absorber, reduce the heavy water content during the reactor campaign to 0.8 (by the end of 6 years ) This dilution is accompanied by a softening of the neutron spectrum and a decrease in the specific content of²³³ U necessary to maintain a critical state. The production of neutron absorbers (fission fragments,²³⁴ U,²³³ Ra ...) is accompanied by an additional operating time of²³³ U exceeding its burnup, which ensures expanded reproduction of the²³³ U isotope.

В ближайшем аналоге обеспечивается расширенное воспроизводство изотопа²³³U, что накладывает ограничение на длительность кампании.The closest analogue provides enhanced reproduction of the²³³ U isotope, which imposes a limitation on the duration of the campaign.

Техническим результатом предлагаемого способа является увеличение длительности кампании без перегрузки топлива.The technical result of the proposed method is to increase the duration of the campaign without refueling.

Указанный технический результата достигается за счет того, что в способе эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа²³³U, включающем первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D₂O), формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояний, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом²³³U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н₂О), при этом в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топливо с обогащением по изотопу²³⁵U (²³⁵U_0.9²³⁸U_0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, причем разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.The specified technical result is achieved due to the fact that in the method of operating a nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the production of the²³³ U isotope, which includes the initial loading of the reactor core with uranium-thorium oxide fuel, using heavy water as a moderator and coolant (D₂ O ), the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning of the reactor campaign in the spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over the thermal ones, and the reactor it by keeping it in a critical state, providing a balance between the produced²³³ U isotope and neutron absorbers by continuously diluting the heavy water with light water (H₂ O) during the campaign of the reactor, while as an oxide of uranium-thorium fuel for the initial loading of the reactor core use (²³⁵ U_α²³⁸ U_β²³² Th_1-α-β ) O₂ fuel with²³⁵ U isotope enrichment (²³⁵ U_0.9²³⁸ U_0.1 ) and a choice of water / fuel volumes in the range of 1.5-1.7, moreover, the dilution of heavy water with light water is carried out until GDS light water takes half of the composition.

Управление работой реактора можно осуществлять при пониженной удельной мощности.Reactor operation can be controlled at reduced power density.

При использовании в качестве топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топлива происходит выгорание активного изотопа²³⁵U, которое сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа²³³U и активных изотопов²³⁹Pu и²⁴¹Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования, что позволяет увеличить длительность кампании без перегрузки топлива.When fuel (²³⁵ U_α²³⁸ U_β²³² Th_1-α-β ) O₂ is used as fuel for the initial loading of the reactor core, the active isotope²³⁵ U is burned up, which is accompanied by the generation of a significant amount of the more active isotope²³³ U and active isotopes²³⁹ Pu and²⁴¹ Pu, which allows us to talk about maintaining the neutron potential of nuclear fuel and the possibility of its further use, which allows to increase the duration of the campaign without refueling.

Применение в качестве топлива высокообогащенного по изотопу²³⁵U (²³⁵U_0.9²³⁸U_0.1) урана с торием позволяет повысить длительность кампании в ~4 и более раз из-за того, что нейтроны деления в основном поглощаются торием (из-за его высокого содержания) с наработкой изотопа²³³U, характеризующегося образованием наибольшего числа вторичных нейтронов на поглощенный нейтрон. При этом нарабатываемый изотоп²³⁴U, поглощая нейтрон, нарабатывает хорошо делящийся изотоп²³⁵U, деление которого и радиационный захват нейтронов которым и замыкает этот эффективно работающий укороченный цикл. Из-за этого цикла вероятность поглощения нейтронов нарабатываемыми изотопами²³⁶U,²³⁷Np,²³⁸Pu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс, понижается на порядок в²³³U-²³²Th топливе относительно стандартного уран-уранового топлива. Вместе с этим нарабатываемые осколки деления и актиниды, поглощающие нейтроны, останавливают цепную реакцию деления.The use of uranium with thorium highly enriched in the²³⁵ U (²³⁵ U_0.9²³⁸ U_0.1 ) isotope fuel makes it possible to increase the duration of the campaign by ~ 4 or more times due to the fact that fission neutrons are mainly absorbed by thorium (due to its high content) with the production of the²³³ U isotope, characterized by the formation of the largest number of secondary neutrons per absorbed neutron. In this case, the generated²³⁴ U isotope, absorbing the neutron, produces a well-fissionable²³⁵ U isotope, the fission of which and the radiation capture of neutrons which closes this efficiently working shortened cycle. Because of this cycle, the probability of neutron absorption by the generated²³⁶ U,²³⁷ Np,²³⁸ Pu isotopes populated in sequential neutron capture and impairing the neutron balance decreases by an order of magnitude in²³³ U-²³² Th fuel relative to standard uranium-uranium fuel. Along with this, the generated fission fragments and actinides absorbing neutrons stop the fission chain reaction.

При той же загрузке реактора повышение длительности кампании возможно понижением его мощности путем соответствующего понижения рабочей плотности потока нейтронов. При этом дополнительно повышается относительная вероятность β-распада²³³Ра в²³³U и его наработка относительно вероятности радиационного захвата нейтронов²³³Ра и его перевода в²³⁴U, минуя активный изотоп²³³U, что улучшает нейтронный баланс и способствует увеличению времени кампании. Понижение мощности реактора способствует повышению безопасности его работы.At the same reactor loading, an increase in the duration of the campaign is possible by lowering its power by correspondingly lowering the working density of the neutron flux. In this case, the relative probability of β decay of²³³ Ra at²³³ U and its operating time relative to the probability of radiative capture of neutrons²³³ Ra and its transfer to²³⁴ U, bypassing the active isotope²³³ U, are further increased, which improves the neutron balance and helps to increase the campaign time. Reducing the power of the reactor improves the safety of its operation.

На фиг. 1 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.In FIG. Figure 1 shows the time dependence of the isotopic composition in the fuel when it is irradiated for 11 years (the generation of fission fragments and the burning of thorium are omitted) at a specific cell power of 211 W / cm.

На фиг. 2 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.In FIG. 2 - specific values (kg / t) of isotopes that have experienced fission, depending on the irradiation time at a specific cell power of 211 W / cm.

На фиг. 3 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.In FIG. 3 - specific values (kg / t) of fuel isotopes that have experienced radiation capture of neutrons, depending on the irradiation time at a specific cell power of 211 W / cm.

На фиг. 4 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.In FIG. Figure 4 shows the time dependence of the isotopic composition in the fuel when it is irradiated for 11 years (the generation of fission fragments and the burning of thorium are omitted) at a specific cell power of 105.5 W / cm.

На фиг. 5 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.In FIG. 5 - specific values (kg / t) of isotopes that have experienced fission, depending on the irradiation time at a specific cell power of 105.5 W / cm.

На фиг. 6 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов; в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.In FIG. 6 - specific values (kg / t) of fuel isotopes that have experienced radiation capture of neutrons; depending on the irradiation time at a specific cell power of 105.5 W / cm.

Примером конкретного выполнения заявляемого способа может служить способ эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР с U-Th оксидным топливом с наработкой изотопа²³³U, в качестве теплоносителя и замедлителя AЗ в котором используют тяжелую воду при ее разбавлении в течение кампании легкой водой.An example of a specific implementation of the proposed method can be a method of operating a WWER nuclear reactor with U-Th oxide fuel with the production of the²³³ U isotope, as a heat carrier and moderator AZ in which heavy water is used when it is diluted with light water during the campaign.

Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)О₂ таблеток. Нейтронно-физические расчеты были выполнены для однотвэльной ячейки, предложенной МАГАТЭ (для реактора PWR) с заменой энергетического плутония высокообогащенным ураном (оружейным), легкой воды тяжелой водой, внешнего радиуса ячейки 0,85 см на 0,80 см, для мощности 211 Вт/см и для в 2 раза пониженной (105,5 Вт/см) мощности.The fuel rods of the initial assemblies are made uniform from (²³⁵ U_α²³⁸ U_β²³² Th_1-α-β ) O₂ tablets. Neutron-physical calculations were performed for a single-arm cell proposed by the IAEA (for the PWR reactor) with the replacement of energy plutonium by highly enriched uranium (weapons), light water with heavy water, an external cell radius of 0.85 cm by 0.80 cm, for a power of 211 W / cm and for 2 times reduced (105.5 W / cm) power.

При запуске реактора в качестве теплоносителя используют тяжелую воду, с ее содержанием, близким к 100%, получаемую, например, в промышленной установке по дезинтегрированию ассоциатов молекул тяжелой и легкой воды (патент RU 2163929 С2 С12М 1/33, публик. 10.03.2001), либо способом многоступенчатого изотопного обмена (патент RU 2060801 C1 B01D 59/28, публик. 27.05.96), либо из подземных вод (патент RU 2393987 С2 С01В 5/02, публик. 10.07.2010). В начале кампании топливо состоит из двуокиси высокообогащенного урана (²³⁵U_0,9²³⁸U_0,1), и двуокиси тория с удельным содержанием 139 кг и 861 кг на тонну тяжелого металла соответственно. В течение облучения критическое состояние (K_∞=1) ячейки поддерживается разбавлением тяжелой воды легкой водой Н₂О в соответствии с выражением (α D₂O+(1-α) Н₂О), где коэффициент α выбирают от единицы до 0,5, что обеспечивает возможность 11 лет непрерывной работы реактора. Разбавление можно осуществить, выполнив соединение контура теплоносителя с водяным объемом, в котором находиться легкая вода для его разбавления. Это соединение формируют на участке трубопровода после прохождения теплоносителя через парогенератор. Разбавление осуществляют с обеспечением постоянного впрыскивания легкой воды в контур теплоносителя.When starting the reactor, heavy water is used as a coolant, with its content close to 100%, obtained, for example, in an industrial installation for the disintegration of associates of heavy and light water molecules (patent RU 2163929C2 C12M 1/33, public. 03/10/2001) either by the method of multistage isotope exchange (patent RU 2060801 C1 B01D 59/28, publ. 27.05.96), or from groundwater (patent RU 2393987C2 СB 5/02, publ. 10.07.2010). At the beginning of the campaign, the fuel consists of highly enriched uranium dioxide (²³⁵ U_0.9²³⁸ U_0.1 ), and thorium dioxide with a specific content of 139 kg and 861 kg per ton of heavy metal, respectively. During irradiation, the critical state (K_∞ = 1) of the cell is maintained by diluting heavy water with light water H₂ O in accordance with the expression (α D₂ O + (1-α) H₂ O), where the coefficient α is selected from unity to 0.5 that provides an opportunity for 11 years of continuous operation of the reactor. Dilution can be carried out by connecting the coolant circuit with the water volume in which light water is located to dilute it. This connection is formed on the pipeline section after the coolant passes through the steam generator. Dilution is carried out with the provision of constant injection of light water into the coolant circuit.

При этом выгорают Th,²³⁵U,²³⁸U, накапливаются изотопы²³³U,²³⁴U,²³⁶U,²³⁷Np,²³⁸Pu,²³⁹Pu,²⁴⁰Pu,²⁴¹Pu,²⁴²Pu, накапливаются осколки деления и реализуется Th-U-Pu топливный цикл. Ядра сырьевого изотопа Th испытывают деление на стадиях последовательного прохождения изотопов²³³U,²³⁵U,²³⁹Pu,²⁴¹Pu, делящихся нейтронами любой энергии, что обусловливает их глубокую трансмутацию реакцией деления. Ядра²³⁵U и²³⁸U аналогично испытывают дополнительное деление на стадиях последовательного прохождения изотопов²³⁹Pu,²⁴¹Рu. Последовательный радиационный захват нейтронов изотопами²³⁶U,²³⁷Np,²³⁸Pu ухудшает нейтронный баланс в системе, но является неизбежной потерей нейтронов для обеспечения выгорания этих изотопов делением на стадиях прохождения²³⁹Pu и²⁴¹Pu. Поглощение нейтронов нарабатываемыми осколками деления и конструкционными элементами оболочки твэла является основной паразитной причиной понижения реактивности топлива и ухудшения нейтронного баланса. Обращает на себя внимание интенсивное (в соответствии с мощностью реактора) накопление осколков деления, практически линейное выгорание тория, быстрое понижение содержания изотопа²³⁵U. При этом нарабатывается и достигает равновесного состояния изотоп²³³U, нарастает содержание²³⁴U,²³⁶U,²³⁷Np,²³⁹Pu,²⁴⁰Pu,²⁴¹Pu,²⁴²Pu.Th,²³⁵ U,²³⁸ U burn out, isotopes²³³ U,²³⁴ U,²³⁶ U,²³⁷ Np,²³⁸ Pu,²³⁹ Pu,²⁴⁰ Pu,²⁴¹ Pu,²⁴² Pu are accumulated, fission fragments are accumulated, and Th-U-Pu is realized fuel cycle. The nuclei of the raw Th isotope undergo fission at the stages of successive passage of the²³³ U,²³⁵ U,²³⁹ Pu,²⁴¹ Pu isotopes, fissioning by neutrons of any energy, which causes their deep transmutation by the fission reaction. The²³⁵ U and²³⁸ U nuclei likewise experience additional fission at the stages of successive passage of the²³⁹ Pu,²⁴¹ Pu isotopes. Sequential radiation capture of neutrons by²³⁶ U,²³⁷ Np,²³⁸ Pu isotopes worsens the neutron balance in the system, but is an inevitable loss of neutrons to ensure fission of these isotopes by fission at the stages of passage of²³⁹ Pu and²⁴¹ Pu. The absorption of neutrons by the generated fission fragments and the structural elements of the fuel cladding is the main parasitic cause of a decrease in the reactivity of the fuel and the deterioration of the neutron balance. Noteworthy is the intensive (in accordance with the reactor power) accumulation of fission fragments, almost linear burning of thorium, a rapid decrease in the content of the²³⁵ U isotope. In this case, the²³³ U isotope is produced and reaches its equilibrium state, the content of²³⁴ U,²³⁶ U,²³⁷ Np increases²³⁹ Pu,²⁴⁰ Pu,²⁴¹ Pu,²⁴² Pu.

Детальная картина изотопного преобразования, начиная с²³³U, при облучении в течение 11 лет представлена на фиг. 1, где опущены наработка осколков деления и выгорание тория. На фиг. 1 видно следующее. Содержание изотопа²³³U достигает максимального значения при времени работы реактора Т≈8 лет и начинает уменьшаться с дальнейшим ростом времени облучения. Содержание изотопа²³⁵U замедляет падение с ростом времени облучения, но продолжает падать. До Т≈7 лет происходит рост содержания изотопа²³⁹Pu, нарабатываемого на²³⁸U, и его уменьшение при дальнейшем продолжении облучения. Это говорит о том, что после Т≈8 лет облучения выгорание активных изотопов становится превалирующим процессом относительно их наработки, а наработка поглотителей нейтронов ограничивает воспроизводство активных изотопов. В течение всего времени облучения наблюдается рост чисел поглощающих нейтроны изотопов²³⁴U,²³⁶U,²³⁷Np,²³⁸Pu,²⁴⁰Pu,²⁴²Pu. При этом следует обратить внимание на рост чисел изотопов²³⁶U,²³⁷Np,²³⁸Pu, нарабатываемых на²³⁵U, поглощающих нейтроны и предшествующих делящемуся нейтронами любой энергии изотопу²³⁹Pu, что качественно ухудшает нейтронный баланс. На фиг. 2 приведены удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление в зависимости от времени облучения. Видно, что основными делящимися изотопами являются стартовый²³⁵U и нарабатываемый²³³U. Причем рост числа делений²³⁵U замедляется в соответствии с его выгоранием с ростом времени облучения, a²³³U увеличивается в соответствии с его наработкой с ростом времени облучения. Имеет место рост числа делений изотопов²³²Th,²³⁹Pu,²⁴¹Pu, а также пороговых изотопов, характеризующихся малыми вероятностями деления. На фиг. 3 представлены удельные значения (кг/т) изотопов урана, нептуния, протактиния и плутония, испытавших радиационный захват нейтронов в зависимости от времени облучения. Видно, что радиационный захват нейтронов стартовыми изотопами²³²Th,²³⁵U и интенсивно нарабатываемым²³³U является максимальным. Поглощение нейтронов изотопами²³²Th,²³⁴U,²³⁸U и²³⁸Pu сопровождается наработкой хорошо делящихся изотопов²³³U,²³⁵U и²³⁹Pu. Обращает на себя внимание значимый рост радиационного захвата нейтронов изотопами²³⁶U,²³⁷Np,^23SPu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс. Поглощение нейтронов изотопом²³³Ра будет сопровождаться еще и потерей изотопа²³³U, в который распадается²³³Ра. Поглощение нейтронов изотопом²³¹Ра будет сопровождаться наработкой изотопа²³²U, радиоактивный ряд которого характеризуется большой радиологической опасностью, что является технологическим барьером на пути несанкционированного распространения урана.A detailed picture of the isotope conversion, starting from²³³ U, with irradiation for 11 years is presented in FIG. 1, where the operating time of fission fragments and thorium burnout are omitted. In FIG. 1 shows the following. The content of the²³³ U isotope reaches its maximum value at a reactor operating time of T≈8 years and begins to decrease with a further increase in the irradiation time. The content of the²³⁵ U isotope slows down the fall with increasing irradiation time, but continues to fall. Up to T ≈ 7 years, the content of the²³⁹ Pu isotope grown at²³⁸ U increases and decreases with further irradiation. This suggests that after T≈8 years of irradiation, the burning of active isotopes becomes the prevailing process relative to their operating time, and the production of neutron absorbers limits the reproduction of active isotopes. During the entire time of irradiation, an increase in the numbers of neutron-absorbing isotopes²³⁴ U,²³⁶ U,²³⁷ Np,²³⁸ Pu,²⁴⁰ Pu,²⁴² Pu is observed. In this case, attention should be paid to the increase in the numbers of²³⁶ U,²³⁷ Np,²³⁸ Pu isotopes generated at²³⁵ U, absorbing neutrons and preceding the²³⁹ Pu isotope fissile of any energy, which qualitatively worsens the neutron balance. In FIG. Figure 2 shows the specific values (kg / t) of isotopes that have experienced fission depending on the time of irradiation. It can be seen that the main fissile isotopes are the starting²³⁵ U and the generated²³³ U. Moreover, the increase in the number of fissions of²³⁵ U slows down in accordance with its fading with increasing irradiation time, and²³³ U increases in accordance with its operating time with increasing irradiation time. There is an increase in the number of fissions of²³² Th,²³⁹ Pu,²⁴¹ Pu isotopes, as well as of threshold isotopes with low fission probabilities. In FIG. Figure 3 shows the specific values (kg / t) of isotopes of uranium, neptunium, protactinium, and plutonium that experienced radiation capture of neutrons depending on the time of irradiation. It can be seen that the radiation capture of neutrons by the starting isotopes²³² Th,²³⁵ U and the intensively generated²³³ U is maximum. The absorption of neutrons by the²³² Th,²³⁴ U,²³⁸ U, and²³⁸ Pu isotopes is accompanied by the production of the fissile²³³ U,²³⁵ U, and²³⁹ Pu isotopes. Noteworthy is the significant increase in radiation capture of neutrons by the²³⁶ U,²³⁷ Np,^23S Pu isotopes populated in sequential neutron capture and impairing the neutron balance. Neutron absorption by the²³³ Ra isotope will also be accompanied by the loss of the²³³ U isotope, into which²³³ Ra decays. Neutron absorption by the²³¹ Ra isotope will be accompanied by the production of the²³² U isotope, the radioactive series of which is characterized by a great radiological hazard, which is a technological barrier to the unauthorized propagation of uranium.

На рисунках 4, 5, 6 приведены соответственно временная зависимость изменения удельных значений (кг/т) изотопного состава топлива, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших деление, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших радиационный захват нейтронов, при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.Figures 4, 5, 6 show the time dependence of the specific values (kg / t) of the isotopic composition of the fuel, the specific values (kg / t) of isotopes that have experienced fission, the specific values (kg / t) of isotopes that have experienced neutron capture, respectively, at specific cell power 105.5 W / cm.

Использование тяжелой воды в качестве теплоносителя увеличивает интенсивность радиационного захвата нейтронов в резонансной области их энергии тяжелыми ядрами и усиливает доплеровский коэффициент реактивности, что также повышает безопасность работы реактора. Максимальное значение эффективной доли запаздывающих нейтронов деления²³⁵U улучшает управление реактором. Выгорание активного изотопа²³⁵U сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа²³³U и активных изотопов²³⁹Pu и²⁴¹Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования. В таблице приведена зависимость коэффициента α от времени облучения 11 лет при удельной мощности 211 Вт/см и 24 лет при удельной мощности 105,5 Вт/см. Виден разный уровень требуемой скорости разбавления тяжелой воды легкой водой для поддержания критического состояния.The use of heavy water as a coolant increases the intensity of radiation capture of neutrons in the resonance region of their energy by heavy nuclei and enhances the Doppler coefficient of reactivity, which also increases the safety of the reactor. The maximum value of the effective fraction of delayed fission neutrons of²³⁵ U improves reactor control. The burning out of the active isotope²³⁵ U is accompanied by the production of a significant amount of the more active isotope²³³ U and the active isotopes²³⁹ Pu and²⁴¹ Pu, which suggests the preservation of the neutron potential of nuclear fuel and the possibility of its further use. The table shows the dependence of the coefficient α on the exposure time of 11 years at a specific power of 211 W / cm and 24 years at a specific power of 105.5 W / cm. A different level of the required dilution rate of heavy water with light water is seen to maintain a critical state.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет продлить время кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, обеспечить глубокое выгорание (~90%) стартового изотопа²³⁵U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа²³³U. Работа реактора без запаса реактивности качественно повышает его безопасность.Thus, the proposed method allows to extend the campaign time to 11 years at a specific power of the cell 211 W / cm and up to 24 years at a specific power of the cell 105.5 W / cm, to ensure deep burnup (~ 90%) of the starting isotope²³⁵ U and effective operating time (~ 40 kg / t) isotope²³³ U. The operation of the reactor without a reactivity margin qualitatively improves its safety.

Claims (2)

Translated fromRussian

1. Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа²³³U, включающий первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D₂O), формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом²³³U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H₂O), отличающийся тем, что в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топливо с высоким обогащением по изотопу²³⁵U (²³⁵U_0..9²³⁸U_0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, а разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.1. A method of operating a nuclear reactor in the uranium-thorium fuel cycle with the production of the²³³ U isotope, including the initial loading of the reactor core with uranium-thorium oxide fuel, using heavy water (D₂ O) as a moderator and coolant, and the formation of the neutron flux intensity and its energy distribution at the beginning of the reactor’s campaign in the spectrum, in which the fraction of fast neutrons prevails over the thermal ones, and controlling the operation of the reactor at power by keeping it in a critical state, providing the lance between the generated²³³ U isotope and neutron absorbers by continuous dilution during the campaign of the heavy water reactor with light water (H₂ O), characterized in that (²³⁵ U_α²³⁸ U is used as initial oxide uranium-fuel for initial loading of the reactor core_β²³² Th_1-α-β ) O₂ fuel with high enrichment in the isotope²³⁵ U (²³⁵ U_0..9²³⁸ U_0.1 ) and a choice of water / fuel volumes in the range of 1.5-1.7, and dilution is heavy water light water is carried out until the moment when the light water occupies half the composition.2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что управление работой реактора осуществляют при пониженной удельной мощности.2. The method according to p. 1, characterized in that the control of the reactor is carried out at reduced specific power.

Images