Проектирование реакторов Pwr для совместимости с будущими циклами ядерного топлива
Понимание будущих циклов ядерного топлива
Будущие ядерные топливные циклы предназначены для решения долгосрочных целей в области устойчивости, безопасности и сокращения отходов ядерной промышленности. В отличие от текущего открытого (однократного) топливного цикла, где уран используется один раз, а затем хранится в качестве отработанного топлива, передовые циклы направлены на переработку расщепляющихся материалов, снижение объема и токсичности высокоактивных отходов и повышение общей топливной эффективности. Две основные категории - закрытые топливные циклы , которые перерабатывают отработанное топливо для извлечения плутония и других актиноидов и - расширенные открытые циклы , которые максимизируют выгорание, оставляя отходы в стабильной форме для геологической утилизации.
Закрытые топливные циклы и переработка
В замкнутом топливном цикле отработавшее ядерное топливо химически перерабатывается для разделения урана, плутония и других трансурановых элементов. Восстановленный плутоний может быть изготовлен в смешанно-оксидное (MOX) топливо , которое уже используется во многих ПВР по всему миру. Более совершенная переработка (например, пирообработка) позволяет восстанавливать незначительные актиниды, такие как америций и кюриум, которые доминируют в долгосрочной радиотоксичности. Рециркуляция этих материалов снижает объем высокоуровневых отходов, требующих глубокой геологической утилизации, до десяти раз. Однако переработка вызывает проблемы распространения и увеличивает краткосрочные затраты. Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) предоставляет всеобъемлющий обзор стратегий замкнутого топливного цикла и их технические последствия.
Быстрые реакторы и торийные циклы
Реакторы на быстрых нейтронах могут работать как горелки или заводчики в замкнутом топливном цикле. Они могут потреблять долгоживущие актиниды, извлеченные из отработанного топлива PWR, превращая их в продукты деления с более коротким сроком службы. Между тем, топливный цикл на торииторий является многообещающей альтернативой, которая использует торий-232 (плодородный) и выведенный уран-233 (расщепляющийся) вместо уран-плутониевого цикла. Торий предлагает несколько преимуществ: он производит меньше долгоживущих трансурановых отходов, имеет более низкий риск пролиферации и происходит естественным образом в изобилии. Однако для запуска цикла ториевому топливу требуется корм для водителя расщепляющегося материала (часто плутоний из существующих PWR). Всемирная ядерная ассоциация предоставляет подробную информацию о МоХ-топливе и торийных
Управление топливом и цели по сжиганию
Будущие топливные циклы также направлены на более высокое выгорание — тепловую энергию, извлекаемую на единицу массы топлива. Сегодняшние PWR обычно достигают среднего выгорания 45-55 ГВт/тU или более. Будущие циклы могут быть нацелены на 70 ГВт/тU или более. Более высокие выгорания улучшают использование урана и уменьшают объем отработанного топлива, но они также увеличивают выброс газа деления и взаимодействие с гранулами. Проектирование PWR для таких выгорания требует передовых облицовочных материалов (например, адаптационно-толерантная облицовка), оптимизированные микроструктуры гранул и более точное моделирование ядра, чтобы избежать штрафов за горячие каналы. Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) опубликовала руководство по проблемам высоко выгорающего топлива , которые непосредственно влияют на конструкцию ядра PWR для будущих циклов.
Ключевые особенности дизайна для совместимости
Для того чтобы сделать существующие и будущие ПВР совместимыми с развивающимися топливными циклами, необходимо учитывать несколько конструктивных особенностей. Они варьируются от макроскопической геометрии ядра до уровня топливного стержня. Цель состоит в том, чтобы создать гибкий, адаптируемый реактор, который может обрабатывать несколько типов топлива без необходимости серьезных аппаратных изменений.
Гибкое использование топлива
Наиболее непосредственным требованием является возможность использовать MOX топливо наряду со стандартным низкообогащенным ураном . MOX топливо имеет различные нейтронные свойства — более низкая задержка нейтронной фракции, более высокие тепловые сечения для плутония и более жесткий нейтронный спектр. Это влияет на стоимость управляющего стержня, требования к концентрации бора и стратегии управления топливом. PWR, предназначенные для MOX, требуют более крупных банков управляющих стержней, более растворимую емкость бора и встроенное оборудование, способное к более высокой гамма-загрузке. Многие европейские PWR (например, установки 900 МВт во Франции) уже работают на 30% MOX ядра; более новые конструкции нацелены на 50% или полноядерную MOX способность. Помимо MOX, будущие PWR могут также сжигать переработанный уран (из хвостов обогащения или переработанного LWR топлива) и
Улучшенный дизайн ядра
Высокоадаптивное ядро начинается с реакторного сосуда и внутренних элементов . Стандартизация размеров сосуда по нескольким типам топлива полезна, но некоторые компоненты должны быть модульными. регулируемые механизмы привода управляющего стержня с более широким диапазоном скоростей вставки могут обрабатывать различные обратные реакции MOX и LEU. Сгораемые ядовитые стержни (например, гадолиния, эрбия или карбид бора) могут быть адаптированы для подавления избыточной реактивности в начале срока службы для каждого типа топлива. Расширенные конструкции ядра также включают гетерогенные топливные сборки — некоторые стержни с более высоким содержанием обогащения или плутония, расположенные в конкретных моделях для сглаживания распределения мощности. Это особенно важно для MOX-ядер, где самозащитные эффекты могут создавать горячие точки.
Управление нейтронным спектром
Будущие топливные циклы могут потребовать, чтобы PWR работал с немного более твердым нейтронным спектром для улучшения преобразования плодородного материала (например, U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). Это может быть достигнуто за счет уменьшения соотношения модератора к топливу - путем использования более узких стержней топливной решетки, добавления большего количества твердых модераторов на сборку или введения небольшого количества твердого модератора (например, графита или бериллия) внутри топлива. Однако такие изменения не должны компрометировать тепловые поля или увеличивать риск обратной реакции с обратной связью. Несколько продвинутых концепций PWR (например, FLT:2) EPR или ]AP1000 имеют базовую гибкость, встроенную: они могут вместить ряд обогащений топлива и горючих ядов. Организации, такие как ОЭСР / НЕА, изучили основную конструкцию для будущих LWR , подчеркнув, что тщательн
Сгорающие абсорберы и управление топливом
В будущих циклах избыточная реактивность свежего топлива может быть намного выше, чем сегодня, особенно при загрузке плутония или переработанного урана. Сгораемые поглотители (также называемые сгорающими ядами) необходимы для контроля реактивности при сохранении отрицательного коэффициента температуры модератора. Выбор включает интегральные сгорающие поглотители , Er2O3), смешанные непосредственно в топливные гранулы, или отдельные стержни поглотителя. , которые сгорают поэтапно, позволяя более длительные топливные циклы. В основе управления топливом (перетасовки, время ожидания) могут быть оптимизированы с помощью новых кодов топливного цикла, которые имитируют изотопный состав. PWR, которые разработаны с самого начала с этими возможностями, потребуют меньше модификаций при переходе топливного цикла.
Системы контроля и безопасности
Системы управления реактивностью в будущем совместимом PWR должны обрабатывать различные требования к эффективности управления MOX или ториевым топливом. Поскольку MOX имеет более низкую фракцию задержек нейтронов, реактор ближе к быстрой критичности - требуется более быстродействующие управляющие стержни и более надежные системы скрем. Пассивные функции безопасности - такие как вставка управляющего стержня с гравитационным приводом, пассивное удаление тепла распада и резервуары для макияжа ядра - уже являются отличительной чертой конструкций поколения III + (например, AP1000, VVER-1200). Эти пассивные системы еще более важны для продвинутых топливных циклов, где изотопная композиция может изменять профиль тепла распада. Система защиты также должна быть в состоянии обнаруживать и реагировать на различные сигналы потока нейтронов MOX против ядер LEU; это может потребовать обновленных бывших ядер детекторов и более сложной обработки сигналов.
Вопросы безопасности и управления отходами
Проектирование ПВР для будущих топливных циклов напрямую пересекается с безопасностью и управлением отходами. Гибкая ПВР должна быть не только безопасной с новыми видами топлива, но и способствовать снижению бремени ядерных отходов.
Толерантность к несчастным случаям и пассивная безопасность
Многие будущие топливные циклы предусматривают использование устойчивых к авариям видов топлива (ATF) , таких как силицид урана или железо-хром-алюминиевая облицовка, которые могут выдерживать более высокие температуры и снижать выработку водорода при аварии с потерей охлаждающего вещества. ATF предназначен для обратной совместимости с существующими PWR, но готовая к будущему PWR должна иметь внутренние элементы, которые могут вместить немного другое тепловое расширение и нейтронику ATF. Программа ATF Министерства энергетики США в настоящее время тестирует эти виды топлива в существующих PWR; для новой конструкции PWR, включающей ATF с самого начала, упрощает лицензирование и улучшает запас прочности. Кроме того, функции пассивной безопасности, которые полагаются на естественную циркуляцию (например, пассивное остаточное теплоотвод, сдерживающее охлаждение) могут быть адаптированы для более высоких тепловых нагрузок распада, которые могут поступать из MOX или переработанного топлива.
Хранение отработанного топлива и сокращение отходов
Даже при переработке некоторые отходы должны быть утилизированы. Однако объем и токсичность могут быть резко уменьшены. PWR, которые могут работать на полностью-MOX ядре , по существу, перерабатывают плутоний из других реакторов, но они все еще производят незначительные актиниды. Для дальнейшего снижения долгосрочной радиоактивности PWR могут использоваться в качестве трансмутационных реакторов для америция и нептуния. Для этого требуются специальные целевые сборки, содержащие эти элементы (часто в инертном матричном топливе), которые могут быть размещены в нескольких положениях в ядре без ущерба для безопасности. Конструкция таких целей - нейтронно, термически и механически - должна быть частью конструкции ядра с самого начала. На стороне управления отходами бассейн отработавшего топлива и сухие системы хранения должны обрабатывать повышенное тепло распада от высокогорючего или незначительно-актинидного топлива. Будущие PWR должны включать гибкое хранилище отработавшего топлива [[FLT:
Разделение и трансмутация (P&T)
В продвинутых замкнутых циклах разделение (химическое разделение конкретных радионуклидов) с последующей трансмутация (нейтронная бомбардировка для преобразования долгоживущих изотопов в более короткие) может значительно снизить нагрузку на геологическую утилизацию. PWR не являются оптимальными трансмутаторами — быстрые реакторы лучше — но они все еще могут трансмутировать плутоний и некоторые незначительные актиниды. Европейское исследование по разделению и трансмутации предложило использовать PWR для трансмутации америция с помощью инертной матричной топливной (IMF) мишени. Будущая конструкция PWR должна иметь базовую гибкость для размещения таких целей, включая положения для более высокого производства гелия (от альфа-распада) и измененного управления топливом. Эти требования влияют на выбор материала облицовки и внутреннее давление стержня, поэтому их следует ожидать на этапе проектирования.
Проблемы и возможности
Путь к созданию ПВР, полностью совместимых с будущими ядерными топливными циклами, не лишен препятствий, однако эти проблемы также открывают возможности для инноваций и лидерства в отрасли.
Технические и нормативные проблемы
Одна из основных проблем заключается в лицензировании : регуляторы в настоящее время одобряют реакторы для конкретного типа топлива. Демонстрация того, что одна конструкция PWR может безопасно работать с НОУ, MOX, переработанным ураном и ториевыми драйверами требует огромного количества данных проверки - как экспериментальных (например, из испытательных циклов и реакторов с нулевой мощностью), так и вычислительных. U.S. NRC начал решать эту проблему с помощью Генерические технические проблемы , но каждое новое топливо должно рассматриваться как новое применение, если не будет разработан подход «общего соответствия». Другим техническим препятствием является нейтроника и термогидравлическая связь для гетерогенных составов топлива; текущие коды должны быть проверены для более крупных изотопных запасов и различных коэффициентов обратной связи. Это богатая область для академического и промышленного сотрудничества.
Экономические и промышленные соображения
С экономической точки зрения, создание гибкой PWR может быть более дорогим изначально из-за необходимости дополнительного оборудования, более крупных банков управления и адаптируемых систем обработки топлива. Однако, если топливный цикл развивается в течение 60-летнего срока службы реактора, способность переключать типы топлива без капитальных затрат может сэкономить миллиарды. Загрузка после способность также становится более важной, если сеть полагается на ядерную энергию, чтобы дополнить прерывистые возобновляемые источники энергии - и некоторые топливные циклы (например, ториум) имеют лучшие характеристики нагрузки из-за более низких эффектов отравления ксеноном. Промышленные консорциумы, такие как Поколение IV Международный форум уже изучают, как стандартизировать некоторые из этих гибких функций в конструкциях реактора, снижая затраты за счет экономии масштаба.
Сопротивление распространению
Общая проблема с замкнутыми топливными циклами заключается в риске ядерного распространения, особенно при работе с разделенным плутонием. ПВР, которые могут сжигать МОХ-топливо, на самом деле помогают уменьшить запасы гражданского плутония, но перерабатывающие установки остаются риском распространения. Проектирование ПВР, чтобы быть устойчивым к распространению , включает в себя совместную обработку топлива, чтобы плутоний никогда не появлялся в чистой, пригодной для использования в оружии форме. Кроме того, циклы тория производят уран-233, который также имеет последствия для распространения. Будущие конструкции ПВР должны включать в себя защитные функции по дизайну , такие как встроенный мониторинг изотопного состава отработавшего топлива и камеры сдерживания / наблюдения, чтобы беспрепятственно работать с режимами инспекций МАГАТЭ.
Возможности для исследований и разработок
Ландшафт исследований и разработок для будущих ПВР является ярким. Такие области, как передовое производство топлива (например, аддитивное производство топливных гранул), обучение машинам для оптимизации ядра и многофизическое моделирование также разрабатываются с учетом гибкости - многие могут принимать МОХ или ториевое топливо с незначительными корректировками. Международная рамочная программа сотрудничества в области ядерной энергии (IFNEC) поддерживает международные усилия по распределению затрат на разработку передовых топливных циклов. Инвестируя в эти области сейчас, ядерная промышленность может гарантировать, что следующее поколение ПВР не заперто в цикл один раз, но готовы адаптироваться к более устойчивому будущему.
Заключение
Проектирование реакторов с водой под давлением для совместимости с будущими ядерными топливными циклами является многомерной инженерной задачей, которая затрагивает ядро нейтроники, топливные материалы, системы безопасности, управление отходами и лицензирование. Отдача существенна: реакторы, которые могут развиваться с топливным циклом - от MOX до тория до незначительной трансмутации актинида - максимизируют использование урана, уменьшают долгоживущие отходы и повышают роль ядерной энергии в мире с ограниченным углеродом. В то время как ни одна конструкция PWR в настоящее время не может претендовать на полную совместимость со всеми будущими циклами, комбинация гибкой геометрии ядра, адаптация к сгорающему яду, передовая облицовка, пассивная безопасность и адаптируемая обработка топлива. С продолжением НИОКР и международного сотрудничества PWR - уже рабочая лошадка ядерного флота - может оставаться актуальной в течение десятилетий, изящно адаптируясь к любым топливным циклам, которые принесет будущее.