Топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы

Топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники

Настоящее изобретение относится, в общем, к топливному элементу, разработанному для использования в активной зоне ядерного реактора, охлаждаемого газовым охладителем.

Настоящее изобретение также относится к ядерному реактору с газовым охлаждением с активной зоной, составленной из топливных элементов этого типа.

В частности, ядерный реактор в соответствии с настоящим изобретением может использоваться с обедненным ураном.

Известный уровень техники

В большинстве ядерных реакторов при работе используется ядерное топливо в виде топливных таблеток, установленных стопкой в герметичной металлической оболочке. Эта оболочка с ядерными топливными таблетками имеет форму топливного стержня. Топливные стержни сгруппированы в виде пучков на жесткой раме так, что формируются тепловыделяющие сборки ядерного реактора. Аналогичная конструкция обычно закладывается для разрабатываемых ядерных реакторов.

Недостаток таких обычных средств формирования ядерного топлива состоит в том, что они ограничивают количество тепла, которое может рассеиваться на единицу объема активной зоны ядерного реактора при использовании газового охладителя. Тепло, рассеиваемое таблеткой ядерного топлива, передается в охлаждающую жидкость, циркулирующую между стержнями через газ, содержащийся в пространстве, отделяющем таблетки от оболочки, и затем через материал самой оболочки. Кроме того, площадь контакта поверхности теплообмена между обычными топливными стержнями и охлаждающей жидкостью является относительно малой.

Более того, часть длины каждого обычного топливного элемента зарезервирована для устройств, предназначенных для фиксации таблеток и для расширения газа, образующегося при ядерном делении. Следовательно, каждый топливный элемент генерирует тепло только на части своей длины. В результате этого поверхность теплообмена между стержнями и охлаждающей жидкостью используется только в полезном объеме активной зоны реактора, другими словами, в объеме активной зоны реактора, в которой тепло эффективно генерируется ядерным топливом. Таким образом определяется площадь теплообмена на полезный кубический метр активной зоны ядерного реактора.

Например, если рассмотреть случай активной зоны ядерного реактора, сформированной из обычных сборок топливных элементов, состоящих из стержней диаметром 8 мм, уложенных в виде треугольной сетки, в которой расстояние между центрами стержней равно 12 мм, поверхность теплообмена на полезный кубический метр активной зоны составляет меньше 202 квадратных метров.

Это ограничение площади поверхности теплообмена на единицу объема активной зоны ядерного реактора накладывается на ограничение максимальной температуры материала топлива, которая ограничивает плотность мощности на единицу объема, другими словами, выход энергии на единицу объема активной зоны ядерного реактора.

Такое ограничение является особенно серьезным для ядерных реакторов, охлаждаемых газообразным охладителем. Для этих реакторов требуется большая площадь поверхности теплообмена для рассеивания мощности активной зоны ядерного реактора при нормальной работе, или для рассеивания остаточной мощности после аварийной остановки.

Такая ситуация требует ограничивать плотность мощности на единицу объема до относительно низких значений. Это не позволяет полностью использовать нейтронные возможности активной зоны ядерного реактора, в особенности реактора на быстрых нейтронах. Такая ситуация также делает невыгодными эксплуатационные затраты для этого типа реакторов, поскольку ограничения плотности мощности означают, что размеры корпуса ядерного реактора и самого здания, где помещен реактор, становятся очень большими, если реактор должен быть построен с экономически приемлемым общим выходом энергии.

Хотя до последнего времени использовались обычные сборки элементов ядерного топлива, в течение последних нескольких лет были проведены исследования и эксперименты на топливных элементах, сформированных из делящихся частиц с покрытием, агломерированных в углеродистой матрице. Такие топливные элементы предназначены в основном для использования в высокотемпературных ядерных реакторах, охлаждаемых газом, таким как гелий.

Делящиеся частицы с покрытием содержат сферические делящиеся ядра, покрытые несколькими последовательно нанесенными слоями, в частности, включающими внутренний пористый слой, который может содержать газы, образующиеся при делении, и может выдерживать расширение ядер, и слой карбида кремния SiC, формирующий герметичный барьер для продуктов деления. Такие частицы называются частицами типа "TRISO". Их диаметр изменяется от нескольких сотен микрон до нескольких миллиметров, в зависимости от используемого процесса производства.

В настоящее время существуют два типа топливных элементов, в которых частицы с покрытием агломерированы в различной форме в углеродистой матрице.

В первом типе топливных элементов, разработанных в США и во Франции, частицы с покрытием агломерированы в форме цилиндрических стержней, которые затем вводят в вертикальные трубчатые каналы, сформированные для этой цели в графитовом блоке с шестиугольным поперечным сечением, что формирует активную зону высокотемпературного ядерного реактора с газовым охлаждением. Цилиндрические стержни изготовлены путем агломерирования частиц с покрытием в матрице на основе графитового порошка.

В топливных элементах второго типа, разработанных в Германии, частицы с покрытием агломерированы в форме шариков, спрессованных с графитовыми шариками такого же размера для формирования активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с газовым охлаждением. Шарики изготовлены путем агломерирования частиц с покрытием в углеродистой матрице так, что формируется центральная часть шарика, с последующим покрытием этой центральной части внешним слоем, не содержащим каких-либо частиц с покрытием.

Топливные элементы, сформированные из частиц с покрытием, агломерированных в форме стержней или шариков, имеют важное преимущество, состоящее в том, что их проще и дешевле изготовить, чем обычные сборки ядерного топлива, сформированные из пучков стержней.

Однако они также имеют серьезные недостатки.

Такие топливные элементы могут использоваться только в ядерных реакторах с термальным спектром, поскольку делящиеся частицы с покрытием связаны вместе графитом, другими словами, средой, замедляющей нейтроны.

Другой недостаток топливного элемента этого типа состоит в том, что он не очень подходит для промышленного применения, в частности, из-за того, что промышленная обработка элементов, необходимая для периодического обновления фракций активной зоны реактора, является очень сложной. И, наконец, невозможно осуществлять независимое управление теплообменом и потерями тепла или геометрией топливного элемента в корпусе ядерного реактора, особенно при высоких значениях скорости охлаждающего газа.

Сущность изобретения

Настоящее изобретение в основном направлено на топливный элемент с новой конструкцией, который можно использовать в ядерном реакторе, охлаждаемом газообразным охладителем при обеспечении существенно большей площади поверхности теплообмена и плотности мощности на единицу объема, чем в обычных топливных сборках.

В соответствии с настоящим изобретением этот результат может быть достигнут с помощью топливного элемента для активной зоны ядерного реактора, с использованием газового охладителя, причем указанный топливный элемент отличается тем, что содержит множество расположенных смежно друг с другом пластин, содержащих элементарные делящиеся частицы, внедренные в металлическую матрицу, причем форма соседних топливных пластин выбрана таким образом, что они совместно формируют множество каналов, через которые может протекать газовый охладитель.

В топливном элементе этого типа топливные пластины собраны таким образом, что они образуют каналы, через которые протекает газовый охладитель. Полученная в результате компоновка аналогична компоновке обычного теплообменника. Следовательно, могут использоваться все технологии, применяемые для производства теплообменников. Таким образом, топливные элементы могут быть изготовлены из пластин, установленных, по существу, параллельно друг другу, между которыми помещены гофрированные пластины. В качестве альтернативы все топливные пластины в одном элементе могут быть выполнены гофрированными. Геометрия топливного элемента может быть плоской, круглой, спиральной и т.д.

В одном из предпочтительных вариантов воплощения настоящего изобретения каналы, через которые протекает газообразный охладитель, сформированы, по существу, параллельными друг другу.

Кроме того, топливные пластины предпочтительно проходят по всей высоте активной зоны ядерного реактора, и каналы проходят, по существу, вертикально.

В соответствии с первым возможным вариантом компоновки поперечное сечение каналов выполнено, по существу, одинаковым по всей их длине.

В соответствии с другим возможным вариантом компоновки поперечное сечение каналов последовательно изменяется вдоль направления потока газообразного охладителя, причем каждый канал содержит сужающуюся входную часть и расширяющуюся выходную часть. При такой компоновке давление газообразного охладителя может быть уменьшено в сужающейся входной части каналов и, следовательно, охлаждение активной зоны ядерного реактора может быть более эффективным, из-за того что температура газообразного охладителя будет меньше, чем при одинаковом поперечном сечении каналов. Такая компоновка также позволяет сжать газообразный охладитель в выходном диффузоре при дозвуковых условиях.

В предпочтительном варианте воплощения настоящего изобретения происходит деление элементарных делящихся частиц, которые внедрены вместе с воспроизводящим веществом непосредственно в металлическую матрицу. Каждая пластина затем может быть сформирована непосредственно путем прокатки или может быть прокатана одновременно с нанесением металлического покрытия на каждую из ее сторон.

В качестве альтернативы элементарные делящиеся частицы содержат покрытие из делящегося и воспроизводящего вещества и внедрены в металлическую матрицу. В этом случае топливные пластины получают непосредственно путем прокатки.

Элементы, из которых формируют элементарные делящиеся частицы, представляют собой уран, и/или плутоний, и/или торий. Следует отметить, что обедненный уран, состоящий в основном из урана 238, может использоваться с топливным элементом, в соответствии с настоящим изобретением.

Другим объектом настоящего изобретения является ядерный реактор, охлаждаемый газовым охладителем, активная зона которого сформирована из топливных элементов вышеописанного типа. Реактор такого типа отличается, в частности, тем, что поток нейтронов в активной зоне, по существу, представляет собой поток быстрых нейтронов.

Газовый охладитель предпочтительно представляет собой диоксид углерода СО₂, гелий, воздух или аргон.

Управление реактором такого типа может быть обеспечено с помощью устройств управления на основе карбида бора В₄С, выполненных с возможностью введения их между топливными элементами.

Краткое описание чертежей

Далее будет описан предпочтительный вариант воплощения настоящего изобретения в качестве неограничивающего примера со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых:

фигура 1 изображает топливный элемент, выполненный в соответствии с первым вариантом воплощения настоящего изобретения, вид в перспективе;

фигура 2 - топливный элемент по фигуре 1 в поперечном сечении в горизонтальной плоскости в увеличенном масштабе;

фигура 3 - топливный элемент согласно альтернативному варианту воплощения в поперечном сечении аналогично фигуре 2;

фигура 4 - топливный элемент согласно другому варианту воплощения в соответствии с настоящим изобретением, вид в перспективе;

фигура 5 - нейтронный спектр, полученный для бесконечной среды путем вычислений, при условии, что топливные элементы в соответствии с настоящим изобретением используются для формирования активной зоны ядерного реактора, охлаждаемого диоксидом углерода CO₂.

Подробное описание предпочтительных вариантов воплощения настоящего изобретения

Элементы в описанных различных вариантах воплощения изобретения, выполняющие аналогичные функции, обозначены одинаковыми позициями.

На фигуре 1 схематично изображен в перспективе топливный элемент 10, соответствующий первому варианту воплощения настоящего изобретения.

В соответствии с одним из существенных признаков настоящего изобретения топливный элемент 10 содержит сборку множества расположенных смежно друг с другом топливных пластин. В варианте воплощения, изображенном на фигурах 1 и 2, соседние топливные элементы содержат плоские пластины 12а, установленные параллельно друг другу, и гофрированные пластины 12b. Плоские пластины 12а и гофрированные пластины 12b установлены поочередно, другими словами, каждая из гофрированных пластин 12b помещена между двумя плоскими пластинами 12а. Однако, очевидно, что такая компоновка приведена только как один из примеров настоящего изобретения, который никоим образом не является ограничивающим, так как различные топливные пластины, формирующие топливный элемент 10, могут быть установлены с использованием множества других форм, без выхода за рамки настоящего изобретения, как будет описано ниже.

Выражение "топливные пластины" означает, что каждая из пластин, таких как 12а и 12b, топливного элемента 10 является твердой и сама по себе содержит ядерное топливо, другими словами, делящуюся среду.

Топливные пластины, такие как 12а и 12b, выполнены в форме тонких пластин, другими словами, пластин, которые имеют толщину несколько миллиметров. В качестве неограничивающего примера толщина пластин 12а и 12b может составлять приблизительно 2 мм.

Каждая из пластин, таких как 12а и 12b, изготовлена путем прокатки или совместной прокатки металлокерамического материала, состоящего из элементарных делящихся частиц, внедренных в металлическую матрицу. В случае неплоских пластин, таких как гофрированные пластины 12b, пластины формуют, например, с помощью пресса.

Элементарные делящиеся частицы имеют, по существу, сферическую форму с диаметром порядка нескольких сотен микрон. Каждая из них содержит делящийся элемент, состоящий из плутония и/или урана.

Металлическая матрица выполнена из такого материала, как молибден, сталь, вольфрам, цирконий или сплав циркония Zircaloy (зарегистрированный товарный знак).

Поскольку топливный элемент 10 разработан для использования в ядерном реакторе, охлаждаемом газовым охладителем, делящееся вещество, содержащееся в элементарных делящихся частицах, предпочтительно не имеет покрытия, другими словами, делящееся вещество внедрено непосредственно в металлическую матрицу, без нанесения одного или нескольких покрытий. Газы, образующиеся при делении, выделяются из этих частиц и затем связываются металлической матрицей. В частности, такая пластина может быть получена при прокатке металлической заготовки с более высокой концентрацией делящихся частиц в ее центре, чем вблизи к ее граням.

Если эта технология производства пластин 12а и 12b не может гарантировать, что между элементарными делящимися частицами всегда будет находиться некоторое количество металла, и две стороны пластин необходимо герметизировать от выделения газов, образующихся при делении частиц, на каждой из боковых сторон пластины может быть сформировано металлическое покрытие. Топливные пластины, такие как 12а и 12b, изготавливают затем с помощью прокатки совместно с нанесением вышеуказанных покрытий. В этом случае металл для покрытия выбирают из той же группы материалов, что и материал, из которого изготовлена матрица.

В качестве альтернативы возможно также использовать элементарные делящиеся частицы, состоящие из делящегося вещества, с покрытием, другими словами, покрытых несколькими защитными слоями, в частности с покрытием из карбида кремния SiC. В этом случае нет необходимости использовать металлическое покрытие с каждой стороны топливной пластины, и пластина может быть изготовлена непосредственно путем прокатки и, возможно, формования.

В соответствии с одной из существенных характеристик настоящего изобретения различные топливные пластины, такие как 12а и 12b, используемые в структуре топливного элемента 10, собирают таким образом, что соседние топливные пластины совместно образуют несколько каналов 14, через которые свободно протекает газовый охладитель. Каналы 14 предпочтительно сформированы, по существу, параллельно друг другу.

В варианте воплощения, представленном на фигурах 1 и 2, топливный элемент 10 состоит из сборки плоских пластин 12а и гофрированных пластин 12b, все поперечное сечение каналов 14, по существу, имеет форму сплющенного равнобедренного треугольника.

Такая компоновка сравнима с компоновкой, используемой в пластинчатом теплообменнике, и позволяет получить относительно большую площадь поверхности теплообмена между материалом топлива и газообразным охладителем. Для иллюстрации, в случае, когда пластины 12а и 12b имеют толщину 2 мм, шаг гофрирования пластин 12b составляет 12 мм, и расстояние между средними плоскостями двух соседних плоских пластин 12а составляет 10 мм, периметр нагрева для каждого канала 14 равен 43,8 мм, и площадь поверхности теплообмена на единицу объема для всей активной зоны ядерного реактора равна 436/м.

Кроме того, структура в виде единого блока пластин, таких как 12а и 12b, представляет собой средство достижения эффективной теплопередачи между материалом топлива, содержащимся в пластинах, и газовым охладителем. Таким образом, достигаются требуемые цели.

В более общем смысле, форму различных пластин, таких как 12а и 12b, используемых в составе топливного элемента 10, в соответствии с настоящим изобретением выбирают так, чтобы обеспечить наибольшую возможную площадь поверхности теплообмена между стенками этих пластин и газовым охладителем, при сохранении разумного значения сопротивления потоку. Это приводит к большим значениям площади поверхности теплообмена между материалом топлива и газовым охладителем на единицу объема активной зоны ядерного реактора.

Такая особенность конструкции в комбинации с очень хорошей теплопроводностью металлокерамических топливных пластин имеет много преимуществ. Некоторые из этих преимуществ состоят в возможности получения плотности мощности на единицу объема, которая удовлетворяет нейтронной конструкции активной зоны ядерного реактора и позволяет выбрать соответствующие размеры реактора и в соответствии с этим снижает необходимые инвестиции. Кроме того, описанная компоновка позволяет обеспечить очень хорошее тепловое поведение при работе благодаря малой разности температур между материалом топлива и газовым охладителем. В частности, она позволяет обеспечить работу при естественной циркуляции, если обычное средство охлаждения, такое как вентилятор, используемое для циркуляции охлаждающего газа в реакторе, перестает работать при отключении системы для отбора остаточной мощности. Наконец, вышеуказанная компоновка позволяет снизить количество тепла, аккумулируемого в топливе, другими словами, уменьшить температуру топлива, что упрощает управление при случайных переходных процессах.

Различные топливные пластины, такие как 12а и 12b, используемые в составе топливного элемента 10, могут быть собраны с помощью любого соответствующего средства. Таким образом, как схематично показано на фигуре 1, топливные пластины могут удерживаться в контакте друг с другом с помощью кожуха 16 с прямоугольным поперечным сечением, окружающим все топливные пластины с обеих сторон стопки пластин, а также по бокам стопки, который установлен параллельно каналам 14. В качестве альтернативы кожух 16 может быть заменен двумя или большим количеством фиксирующих устройств, окружающих стопку пластин, или множеством болтов или эквивалентных устройств крепления, проходящих через стопку пластин, или использованием клея или сварки соседних пластин и т.д.

Как показано на фигуре 1, топливный элемент 10 разработан таким образом, чтобы его можно было устанавливать вертикально в активной зоне ядерного реактора с газовым охлаждением. Каналы 14 потока газового охладителя при этом ориентируются, по существу, вертикально, и охладитель циркулирует в них снизу вверх. Кроме того, топливный элемент 10 и составляющие его топливные пластины 12а и 12b предпочтительно проходят по всей высоте активной зоны ядерного реактора.

В варианте воплощения, изображенном в качестве примера на фигурах 1 и 2, все гофрированные пластины 12b выполнены идентично, и их изгибы проходят вдоль одной линии, так что каждая из плоских пластин 12а поочередно находится в контакте с изгибами первой гофрированной пластины 12b, установленной с одной стороны этой плоской пластины 12а, и с изгибами гофрированной пластины 12b, установленной с другой стороны пластины 12а.

На фигуре 3 изображен другой пример первого варианта воплощения, в котором гофрированные пластины 12b установлены с равномерным смещением на один изгиб гофрированной пластины 12b по отношению к следующей пластине. Следовательно, две поверхности каждой из плоских пластин 12а находятся одновременно в контакте с одним изгибом каждой из гофрированных пластин 12b, установленных с каждой стороны этой плоской пластины. Другими словами, последовательно установленные гофрированные пластины 12b симметричны по отношению к средней плоскости плоской пластины 12а, расположенной между ними.

Как было указано выше, различные топливные пластины, формирующие топливный элемент 10, могут быть установлены с использованием множества других форм, без выхода за рамки настоящего изобретения. При этом плоские пластины 12а в варианте, представленном на фигуре 3, могут быть исключены. Кроме того, в вариантах воплощения, представленных на фигурах 1-3, высота изгибов пластин 12b может быть различной и/или могут использоваться более сложные формы. Кроме того, во всех случаях, вместо использования плоской пластины, стопка пластин может быть свернута так, что будет сформирована спираль или круг или другое поперечное сечение. В общем, все технологии, обычно используемые в теплообменниках, состоящих из стопок пластин, могут быть перенесены на производство топливных элементов 10, в соответствии с настоящим изобретением.

В приведенном выше описании каналы 14 для потока газообразного охладителя, сформированные между топливными пластинами, имеют приблизительно равномерное поперечное сечение вдоль всей их длины. Как схематично показано на фигуре 4, каналы 14 также могут иметь переменное поперечное сечение. При этом каждый из каналов 14 может содержать последовательно сходящуюся входную часть, расположенную снизу, и расходящуюся выходную часть в верхней части так, что формируется диффузор вдоль направления потока газообразного охладителя внутри топливного элемента 10, другими словами, снизу вверх.

Такая компоновка позволяет газообразному охладителю расширяться в сходящейся входной части каждого из каналов.

Это обеспечивает более эффективное охлаждение активной зоны ядерного реактора, так как температура газообразного охладителя будет ниже, чем она могла бы быть, если бы поперечное сечение каналов 14 было равномерным. Кроме того, газовый охладитель сжимается в расходящейся выходной части при дозвуковых условиях.

В качестве иллюстрации топливный элемент 10, описанный выше со ссылкой на фигуру 1, выполнен в форме панели, например, с размерами 2 м в длину или высоту, 47 см в ширину и 7,2 см в толщину. Панель такого типа получают при сборке пятнадцати топливных пластин толщиной 2 мм, каждая из которых содержит восемь плоских пластин 12а и семь гофрированных пластин 12b, при этом расстояние между средними плоскостями двух соседних плоских пластин 12а составляет 10 мм и расстояние между двумя последовательными изгибами гофрированных пластин 12b также составляет 10 мм.

Как уже было указано, такая компоновка позволяет получить площадь поверхности теплообмена на единицу объема, равную 436/м, гидравлический диаметр, равный 5,2 мм, и периметр нагрева 43,8 мм.

Топливные элементы 10 в соответствии с настоящим изобретением разработаны для использования в активной зоне ядерного реактора с газовым охлаждением. Такой газовый охладитель может представлять собой диоксид углерода CO₂, гелий, воздух или сжатый аргон.

Простые вычисления показывают, что ядерный реактор, охлаждаемый с помощью одного из этих газов, активная зона которого сформирована из топливных элементов 10, в соответствии с настоящим изобретением может иметь или относительно ограниченную плотность мощности и очень длительный срок службы активной зоны ядерного реактора, или более высокую плотность мощности при удовлетворительном сроке службы.

Таким образом, если диоксид углерода CO₂ циркулирует в активной зоне ядерного реактора с поперечным сечением 9 м² и высотой 2 м, состоящей из топливных элементов 10 такого типа, который представлен на фигурах 1 и 2, получается очень продолжительный срок службы со скоростью на выходе из активной зоны ядерного реактора, равной 40 м/с, причем температура входа и выхода составляет соответственно 250°С и 600°С. В этом случае обмен тепловой энергии составляет 1753 мВт, что позволяет получать электроэнергию с мощностью 720 мВт и коэффициентом полезного действия порядка 41%. Плотность мощности в топливе ограничена до 195 мВт/м³ и относительно низким потоком на единицу площади (225 кВт/м²), что благодаря очень большой площади поверхности обмена дает разность температур меньше 65°С между центром топливного элемента и охлаждающим газом. Температура топлива в самой горячей точке будет меньше чем 700°С. Потери давления из-за потока диоксида углерода через активную зону ядерного реактора составляют приблизительно 3 бара.

Существенно более высокая плотность мощности получается при использовании двуокиси углерода с давлением 40 бар, со скоростью потока на выходе из активной зоны ядерного реактора 50 м/с и при входной и выходной температурах двуокиси углерода 250°С и 800°С соответственно. В этом случае тепловая мощность активной зоны ядерного реактора достигает 2816 мВт, что соответствует электрической мощности 1240 мВт при коэффициенте полезного действия 43%. Плотность мощности в топливе равна 319,11 мВт/м³, температура топлива в активной зоне ядерного реактора будет несколько меньше чем 900°С, и ожидаемые потери давления при проходе через активную зону будут несколько меньше чем 4 бара.

Характеристики электрической мощности (порядка 1200 мВт), аналогичные характеристикам во втором случае, приведенном выше, могут быть получены с использованием гелия в качестве охладителя при давлении 70 бар, скорости на выходе из активной зоны ядерного реактора 65 м/с и температурах на входе и выходе из активной зоны ядерного реактора 260°С и 900°С. В этом случае максимальная температура топлива будет меньше чем 1000°С, и потери давления в активной зоне ядерного реактора будут меньше чем 1 бар.

Как было указано выше, элементарные делящиеся частицы, содержащиеся в топливных пластинах, таких как 12а и 12b, сформированы из делящихся элементов, таких как уран и/или плутоний, и, возможно, воспроизводящих элементов, таких как торий.

Более точно, частицы урана предпочтительно получают в форме диоксида обедненного урана UO₂ и диоксида плутония. Выражение "диоксид обедненного урана" означает частицы, содержащие 0,25% урана 235 и 99,75% урана 238.

Частицы плутония обычно получают в форме диоксида плутония PuO₂ с использованием плутония, извлекаемого из существующих ядерных реакторов, работающих на воде под давлением. Следовательно, предпочтительно использовать плутоний "класса 2016", другими словами, плутоний со средним составом, соответствующим составу, который будет получен в 2016 году в электрических ядерных реакторах мощностью 900 мВт, работающих на воде под давлением, после трех обычных циклов с охлаждением в течение трех лет, последующей переработкой и изготовлением в течение следующих двух лет.

В композиции по первому примеру каждая из топливных пластин может содержать 34% частиц UO₂, 16% частиц PuO₂ и 50% металлической матрицы, по объему. Как было указано выше, материал, из которого изготовлена матрица, может состоять, в частности, из молибдена, стали, вольфрама, циркония или сплава Zircaloy (зарегистрированный торговый знак). Очевидно, такая композиция приведена просто в качестве иллюстрации, и содержание делящихся ядер будет оптимизировано как функция стратегии управления для использования в активной зоне ядерного реактора.

Были выполнены вычисления на основе этой композиции с использованием компьютерной программы APOLLO 2 для СЕА (Commissariat a l'Energie Atomique - Комиссия по ядерной энергии). При этих вычислениях было сделано предположение, что частицы PuO₂ были получены из плутония класса 2016.

На фигуре 5 представлен нейтронный спектр, полученный при вычислениях для ядерного реактора, в котором активная зона сформирована из топливных элементов с композицией, соответствующей приведенному выше примеру. Другими словами, на фигуре 5 представлено распределение потока нейтронов (в n.с^-1.см^-2) как функция энергии (в электрон-вольтах) в бесконечной среде.

Такой нейтронный спектр показывает, что поток нейтронов в активной зоне ядерного реактора, по существу, представляет собой поток быстрых нейтронов (скорость порядка 40000 км/с). В частности, поток может рассматриваться как нулевой ниже пороговой энергии, равной приблизительно 50 электрон-вольт, и как почти равный нулю в резонансном диапазоне урана 238. Такая характеристика позволяет снизить скорость резонансного захвата нейтронов в уране 238 путем снижения формирования урана 239. Эта характеристика также представляет собой средство повышения скорости деления в быстрой области спектра урана 238 при значительном улучшении соотношения замедленных нейтронов β_eff.

Кроме того, вычисления по нейтронам показывают, что топливные элементы в соответствии с настоящим изобретением, применяемые с вышеуказанной компоновкой сборок, могут обеспечить очень привлекательные нейтронные свойства. При этом коэффициент Доплера составляет порядка -1,40 частиц на см/°С, что обеспечивает действительно безопасный режим работы активной зоны ядерного реактора после резкого увеличения мощности, вызывающего увеличение температуры топлива.

Аналогично, соотношение замедленных нейтронов (β_eff) составляет 364 частиц на сантиметр, что обеспечивает хороший запас управления реактором после преждевременного вывода устройства управления. Такое благоприятное явление подчеркивается значительной прочностью на излом и относительно высокой температурой плавления некоторых металлокерамических материалов.

Кроме того, коэффициент реактивности составляет порядка 1,467 для новой активной зоны ядерного реактора (бесконечная среда). Учитывая мощность на единицу массы, высвобождаемую топливом (приблизительно 88 Вт/г тяжелых ядер), становится возможным достичь очень продолжительных циклов и, в частности, получить скорость выгорания топлива в ядерном реакторе при разгрузке, близкую к 100 ГВт. сутки/т (эквивалент UO₂).

Для тех же допущений, таблица 1 содержит исходный состав в тяжелых ядрах активной зоны ядерного реактора, соответствующей рассматриваемому примеру, и конечный состав этой активной зоны для мощности на единицу объема, равной 195 мВт/м³ (что соответствует первому примеру реактора СО₂, описанному выше), и скорости выгорания топлива при разгрузке, равной 125 ГВт. сутки/т. В этой таблице значения масс, выраженные в кг, были вычислены для размеров активной зоны, приведенных выше в качестве примера (18 м³).

ТАБЛИЦА 1
	Исходное состояние	Конечное состояние
	Масса (кг)	Вектор (%)	Масса (кг)	Вектор (%)	Изменение в %
235U	6,5		0,8		(-87,8)
238U	2601		1862		(-28,4)
238Pu	33	2,74	15	1,91	-53,7
239Pu	686	56,54	330	40,97	-51,9
240Pu	317	26,04	319	39,49	+0,7
241Pu	91	7,41	71	8,74	-21,7
242Pu	89	7,28	72	8,89	-18,9
Puобщее	1217		808		-33,6
241Am	8,6		12,0
243Am	-		18,8
242Cm	-		1,6
244Cm	-		16,2
237Np	-		0,9
239Np	-		0,8
Общее количество побочных актинидов	8,6		51,4		+4,17 (% PU исходное значение)

В таблице 1 показано, что содержание делящегося плутония в конце цикла все еще высоко (приблизительно 50%). Это означает, что дополнительная переработка плутония была бы возможна для получения загрузки с использованием обогащенного твердого носителя типа UOX (урановое оксидное топливо) и позволяет дополнительно использовать плутоний.

Кроме того, хотя потребление плутония не является основной целью настоящего изобретения, следует отметить, что использованная фракция (34%) будет больше, чем для реактора, работающего на воде под давлением с 30% топлива типа МОХ (смешанное оксидное топливо), в котором она ограничена приблизительно 25%.

Следует также отметить, что исходный состав топлива может быть оптимизирован для улучшения потребления плутония. Однако данный тип топлива имеет основное преимущество, состоящее в том, что в нем значительно потребляется уран 238 (снижение до уровня приблизительно 30%). Это дает существенное экономическое значение для этого топливного материала, который доступен в очень больших количествах.

Ядерный реактор с газовым охлаждением, в котором активная зона состоит из топливных элементов, в соответствии с настоящим изобретением управляется путем ввода пластин из карбида бора между топливными элементами. Учитывая спектр быстрых нейтронов, выходящих из активной зоны реактора, поглощение тяжелых изотопов будет низким и составляет очень ограниченный отдельный вклад в нейтронный баланс. С другой стороны, бор имеет очень высокую скорость местного поглощения и поэтому очень эффективен. В этом диапазоне энергии его эффективное сечение будет иметь тот же порядок, что и у топливных изотопов, но его концентрация будет более чем в 50 раз выше. Следовательно, ввод пластин карбида бора для каждого топливного элемента будет достаточным для гарантирования коэффициента размножения (бесконечное k) со значением менее чем 0,925.

Вычисления также были выполнены на основании состава топлива с половиной содержания плутония по сравнению с предыдущим примером. Такое допущение предназначено для снижения ограничений, связанных с производством топливных элементов с высоким содержанием плутония.

Приведенные вычисления показали, что получается привлекательная длительность цикла (приблизительно три раза по 18 месяцев). Кроме того, поскольку исходная реактивность будет ниже, может быть обеспечено более простое управление таким топливом. Более низкое количество плутония и более высокое количество урана 238 позволяют получить лучший коэффициент Доплера и лучшее соотношение замедленных нейтронов. Кроме того, расход урана 238 будет ниже, чем в предыдущем случае, и вариации плутония 239 будут практически равны нулю.

Другие вычисления были выполнены для двух примеров состава топлива, указанных выше, при допущении, что мощность на единицу объема составляет 319 МВт/м³ (что соответствует второму примеру реактора, охлаждаемого СО₂, приведенному выше).

В обоих случаях повышенная уде