Материал: Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000

7.17. Уран-гадолиниевое топливо

После ТВС базового варианта в качестве основного топлива подпитки на Балаковской АЭС использовались усовершенствованные уран-гадолиниевые ТВС, т.е. УТВС с дистанционирующими решетками, направляющими каналами и центральной трубкой, изготовленными из циркониевого сплава (табл. 7.15).

Отличие УТВС от обычной: ТВС базового варианта любого обогащения имели дистанционирующие решетки (ДР), направляющие каналы (НК), изготовленные из нержавеющей стали. В УТВС эти элементы выполнены из циркониевого сплава. Остальные конструктивные элементы (хвостовик, головка и др.) по-прежнему выполняются из нержавеющей стали. Конструкция циркониевой ТВС

– разборная. При наличии соответствующего оборудования можно будет найти негерметичный твэл и заменить его на исправный твэл или на пруток из нержавеющей стали.

Таблица 7.15

Свойства циркониевого сплава

Обычная трехлетняя ТВС с основным обогащением 4,4 % в первый год эксплуатации содержит выгорающий поглотитель в виде выемного борного СВП. СВП размещается в направляющих каналах для ПС и выгружается после первого года эксплуатации.

В УТВС в качестве выгорающего поглотителя используется оксид гадолиния (Gd2O3), равномерно по объему интегрированный в топливную таблетку. Твэлы с УГТ называют твэгами.

Природный гадолиний состоит из смеси нескольких изотопов с атомными номерами 152, 154, 155, 156, 157, 158, 160.

Dысокое сечение имеют изотопы 155Gd (14,7 %) и 157Gd (15,7%); сечения поглощения при скорости нейтрона 2200 м/с (0,0253 эВ):

201

-сечение поглощения 10B 3837 барн;

-сечение поглощения 155Go 61000 барн;

-сечение поглощения 157Go 240000 барн;

-среднее сечение поглощения природного гадолиния 49000 барн;

-сечение поглощения 235U – 694 барн.

В результате захвата нейтронов могут образовываться стабильные и нестабильные изотопы гадолиния с малым периодом полураспада:

-изотоп 153Gd имеет период 241.6 сут;

-изотоп 159Gd имеет период 18,56 ч, превращается в стабильный

159Tb;

-изотоп 161Gd имеет период 18,56 ч, превращается в 161Tb с периодом полураспада 6,9 суток, затем в стабильный 161Dy.

Полезные эффекты от замены нержавейки на цирконий: в стационарном топливном цикле можно снизить обогащение подпитки до 4 % и ниже; температурный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя при прочих равных параметрах более отрицательный при использовании циркониевых ТВС.

Недостаток: стоимость изготовления циркониевых ТВС выше, поскольку цирконий дороже нержавеющей стали, и обрабатывать цирконий труднее. Это удорожание может быть скомпенсировано уменьшением стоимости из-за понижения обогащения ТВС. Поэтому в целом циркониевая ТВС может быть дешевле нержавеющей при равных размножающих свойствах.

Особенности эксплуатации твэгов:

-условия работы твэгов легче, чем твэлов, из-за наличия поглотителя и пониженного начального обогащения;

-существует дополнительное ограничение на величину линейной нагрузки твэга (< 360 Вт/см), вызванное меньшим значением коэффициента теплопроводности таблетки твэга.

Максимальная температура топлива в конце первого года для УТВС не превышает 1140 °С. Давление газообразных продуктов деления достигает максимума в конце третьего года работы и составляет 11,3 МПа.

Применение гадолиния не приводит к появлению дополнительных высокоактивных источников радиоактивности.

202

Полезные эффекты от применения интегрированного поглотителя на основе гадолиния:

-улучшается топливоиспользование за счет высокого сечения поглощения у гадолиния – можно меньше «вредных» ядер поместить в активную зону. Для выгорания одного ядра поглотителя – бора или гадолиния – нужен один нейтрон;

-повышается безопасность, поскольку легче обеспечить отрицательный знак ТКР;

-свежие ТВС можно размещать под приводами СУЗ. Это позволяет увеличить эффективность аварийной защиты: проще компоновать активные зоны с уменьшенной утечкой нейтронов. При использовании схемы с уменьшенной утечкой эффективность аварийной защиты возрастает на (5–15) %;

-отсутствие выемного борного СВП уменьшает количество транспортно-технологических операций во время перегрузки топлива, и упрощает утилизацию ПС. (Отработавшие ПС можно просто размещать в отработавших ТВС).

Необходимости изготавливать разборные ТВС на сегодня нет (на АЭС нет оборудования для замены дефектных твэлов), но для повышения конкурентоспособности ТВС это направление, вероятно, будет развиваться.

7.18.Мокс-топливо

Всвое время в России разрабатывалась «Концепция обращения

сплутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения».

Врамках этой концепции предусматривалось, что часть высвобождаемого плутония будет превращена в ядерное топливо для реакторов ВВЭР-1000.

Кроме того, в России было принято «Решение по организации работ для обеспечения установки трех экспериментальных ТВС, содержащих смешанное низкофоновое уран-плутониевое топливо на опытную эксплуатацию на АЭС с ВВЭР-1000». Это решение предусматривало установку трех ТВС со смешанным низкофоновым уран-плутониевым топливом (МОХ – мокс – от английского Mixed OXide fuel) в реактор блока № 4 Балаковской АЭС. В настоящее время вопрос о внедрении мокс-топлива на реакторах ВВЭР-1000 остаётся окрытым.

203

Плутоний – элемент не стабильный, до 1938 г. на планете этого элемента не было (он весь распался за время существования от образования на ранних стадиях жизни Вселенной до настоящего времени). Период полураспада плутония – около 25000 лет. Распадается он с испусканием α-частиц, обладающих большим поражающим действием на расстояниях порядка 1–3 см (воздух) от источника испускания.

Хотелось бы отметить, что при работе любой атомной станции с топливом, содержащим уран-238 (а в ТВС его 96 % от всего количества урана), в значительных количествах образуется плутоний – изотопы от плутония-238 до плутония-242. В наибольших количествах в реакторах образуется изотоп плутония-239.

В нормальном постоянном режиме работы энергоблока в начале кампании в активной зоне содержится примерно 250–300 кг плутония, к концу кампании его количество возрастает до примерно 500– 550 кг (в зависимости от конкретной длительности кампании). При перегрузке около 200–230 кг плутония удаляется вместе с отработавшими ТВС (48–60 штук).

Очень важно, что плутоний-239 хорошо делится нейтронами в реакторах типа ВВЭР-1000, подобно урану-235. Это учтено в проекте реактора, и на АЭС каждый четвертый киловатт-час, а к концу кампании – каждый третий киловатт-час вырабатывается за счет деления плутония, образованного при работе реактора. Таким образом, все реакторы в мире, использующие в составе топлива уран238, производят плутоний.

Планируется, что экспериментальные ТВС, намеченные к установке в реактор блока № 4, будут состоять на 96,5 % из урана и на 3,5% из плутония-239. Это означает, что три свежих ТВС будут содержать примерно 39 кг плутония, который добавится к 280 кг, уже имеющимся в активной зоне. Увеличение количества плутония в реакторе блока № 4 составит от 13 до 16 %. Как показывают оценки, выполненные в НИЦ «Курчатовский институт», изменение радиационного фона из-за трех ТВС с плутонием в хранилище свежих ТВС будет незначительно и не потребует дополнительных мер безопасности.

204

Внастоящее время в мире свыше 20 реакторов на тепловых нейтронах имеют лицензии на эксплуатацию МОХ-топлива. Реакторы Балаковской АЭС также являются реакторами на тепловых нейтронах. В случае полномасштабной эксплуатации МОХ-топлива (пока

–в стадии проработок и обсуждений в научных центрах) в реактор будут загружать, как правило, не более 18 свежих МОХ-ТВС вдобавок к 36 свежим обычным ТВС. Таким образом, при полномасштабной эксплуатации доля МОХ-топлива не превысит 33 %.

Втаком случае количество плутония в реакторе возрастет примерно в два раза по сравнению с имеющимся сейчас количеством плутония. Изменение радиационной обстановки в узле свежего топлива (УСТ) потребует корректировки транспортно-технологи- ческих процедур, но не коренным образом.

Вначале в реактор четвертого блока БалАЭС планировалось загрузить три идентичные свежие уран-плутониевые ТВС. Одна ТВС будет выгружена и отправлена на послереакторные исследования после одной кампании, вторая – после второй и третья – после третьей.

Конструкция ТВС с УПТ аналогична конструкции опытной циркониевой ТВС с выемным борным СВП. Для изготовления оболочек твэлов, центральной трубки, ДР, НК и КНИТ будут использоваться сплавы Э110 и Э635.

Одна из особенностей: вместо одного из твэлов возможна установка дополнительного канала для установки датчика нейтронного потока (канал КНИТ).

Топливные таблетки будут изготовлены из смеси двуокиси ура-

на с двуокисью плутония (UO2 + PuO2).

Содержание в топливе изотопов 235U – 0,4 % (отвальный уран).

Максимальная глубина выгорания 40,2 МВт сут/кг.

Материал выгорающего поглотителя CrB2+Al. Содержание бора

ввыгорающем поглотителе 0,036 г/см3.

ВЭТВС планируется использование трехзонного профилирования твэлами, содержащими 4,4 % (144 шт.), 2,4 % (102 шт.) и 2,0 % (66 шт.) делящегося плутония. Среднее содержание делящегося плутония в ЭТВС – 3,2 %.

Особенности нейтронно-физических характеристик активных зон с уран-плутониевым топливом. При одинаковых длительностях

205