Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем Российский патент 2024 года по МПК G21C1/02 

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к корректировке изотопного состава плутония для изготовления топлива атомных реакторов.

Известен способ использования РЕМИКС - топлива в ядерном топливном цикле [патент РФ на изобретение № RU 0002702234], который позволяет повторно (многократно) использовать регенерат МОКС топлива в тепловых реакторах PWR.

Способ включает загрузку уранового ядерного топлива в активную зону теплового ядерного реактора (типа PWR), облучение этого топлива потоком тепловых нейтронов в течение кампании от 3 до 5 лет, и выгрузку облученного ядерного топлива из реактора. После выгрузки и переработки выделенный из облученного топлива плутоний смешивают с обогащенным ураном, и из них изготавливают МОКС топливо для тепловых реакторов типа PWR. Полученное МОКС топливо вновь загружают в тепловой реактор, облучают в течение кампании от 3 до 5 лет, и выгружают облученное топливо из реактора. После выгрузки топливо перерабатывают, выделенный из облученного топлива плутоний смешивают с обогащенным ураном, и из них изготавливают REMHKC топливо для тепловых реакторов типа PWR. Такой процесс может повторяться много раз. Недостатки этого способа состоят в том, что качество плутония (доля делящихся изотопов) в таком топливном цикле не улучшается, а допустимая масса плутония, которую можно поместить в топливо теплового реактора типа PWR, в несколько раз меньше, чем при использовании МОКС топлива.

Близким к заявляемому техническому решению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [патент РФ на изобретение № RU 2501101].

Способ включает загрузку ядерного топлива из оксида обогащенного урана в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 2×10¹⁵ до 3×10¹⁵ нейтронов /(см²×с) в течение кампании 30000 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора. После необходимой выдержки облученное топливо перерабатывают, из выделенных при переработке оксидов урана и плутония изготавливают новое топливо, вновь загружают в реактор, облучают в течение кампании и выгружают. После выгрузки и выдержки топливо вновь перерабатывают и т.д. Этот процесс повторятся много раз в течение всего времени эксплуатации реактора, а после снятия такого реактора с эксплуатации облучение топлива может быть продолжено в следующем таком же реакторе. Недостаток этого способа состоит в том, что для изготовления первых топливных загрузок этого реактора используется обогащенный уран, и в таком топливном цикле не рассматривается возможность корректировки изотопного состава внешнего плутония.

Задачей изобретения является исключить указанный недостаток, а именно, создать способ корректировки изотопного состава внешнего (зарубежного) плутония из отработавшего МОКС топлива реакторов типа PWR, который, ввиду малого содержания делящихся изотопов, не может повторно использоваться в реакторах типа PWR, для повторного использования плутония со скорректированным изотопным составом в этих реакторах.

Техническим результатом корректировки является оксид плутония с увеличенной долей делящихся изотопов, пригодный для повторного использования в зарубежных реакторах типа PWR.

Для исключения указанного недостатка в способе корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающем загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×10¹⁵ до 8×10¹⁵ нейтронов /(см²×с) в течение кампании от 465 до 596 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора предлагается:

- в активную зону загружать тепловыделяющие сборки двух типов: первого и второго типов;

- массовую долю оксида плутония в топливе тепловыделяющих сборок первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония,

- определять по эмпирическому соотношению, учитывающему долю делящихся изотопов в плутонии для корректировки его изотопного состава, требуемую долю делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом; средний поток нейтронов в активной зоне; длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, и эмпирический коэффициент;

- в тепловыделяющих сборках второго типа, предназначенных для поддержания критичности реактора, использовать смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем включает загрузку ядерного топлива в активную зону реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×10¹⁵ до 8×10¹⁵ нейтронов/(см²×с) в течение кампании от 465 до 596 эффективных суток, и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора.

Для загрузки в реактор используют 2 типа сборок с ядерным топливом. Плутоний (в виде оксида), предназначенный для корректировки изотопного состава, используют в топливе сборок первого типа. В этих сборках используют смесь оксидов урана и плутония с массовой долей оксида плутония 0,07-0,12% и массовой долей оксида урана 0,88-0,93%. Для обеспечения критичности реактора используют сборки второго типа. В них используют смесь оксидов урана и плутония с массовой долей оксида плутония от 0.17 до 0.35% и оксида урана от 0.65 до 0.83%.

В активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, которые облучают в течение кампании - 465 эффективных суток. По завершении кампании сборки обоих типов выгружают во внутриреакторное хранилище, а затем - в бассейн выдержки.

Сборки первого типа после выдержки в бассейне перерабатывают, из них выделяют плутоний со скорректированным изотопным составом, пригодным для использования в МОКС топливе тепловых реакторов, и возвращают Заказчику (стране - поставщику плутония) для повторного использования в реакторах PWR.

Сборки второго типа после выдержки в бассейне перерабатываются обычным порядком, выделенный из них плутоний могут вновь использовать для изготовления топлива сборок второго типа.

Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа определяют по соотношению: где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии после облучения со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см² с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, с; k=1,21×10^-24 -эмпирический коэффициент, в см².

В тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60 - доли делящихся изотопов в плутонии, в %.

Нижний предел относительной доли делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241-0,30% определяется нейтронно-физическими свойствами изотопов плутония. Верхний предел относительной доли делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241-0,60% определяется минимально допустимой долей делящихся изотопов плутония для возможности его повторного использования в МОКС топливе реакторов PWR.

Пример конкретного осуществления способа.

Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающий

Загружают ядерное топливо в активную зону быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем (БН-800).

43 ТВС первого типа загружают в центральную часть активной зоны (кроме крайних ячеек активной зоны).

522 ТВС второго типа загружают в оставшуюся часть активной зоны.

ТВС первого и второго типа облучают потоком быстрых нейтронов 7±1×10¹⁵ нейтронов /(см²хс) в течение кампании 465 эффективных суток.

ТВС первого и второго типов выгружают из активной зоны.

Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по соотношению (1).

В расчетах по соотношению (1) используют следующие значения:

А=0,493; В=0,63 (по данным EDF, Франция); Ф=7±1×10¹⁵ нейтронов /(см²×с); τ=465 эффективных суток=40.2×10⁶с; k=1,21×10^-24, см²;

В результате расчета по соотношению (1) получили Х=0,10.

В тепловыделяющих сборках второго типа, предназначенных для поддержания критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония от 0.17 до 0.35% и оксида урана от 0.65 до 0.83%.

Пример использования полученного результата для БН-800:

В активную зону установлены 43 ТВС для корректировки изотопного состава плутония с массовой долей оксида плутония 10% (см. фиг. 1). На фигуре 1 - показана установка 43 ТВС для корректировки изотопного состава плутония.

Расчет изотопного состава плутония после корректировки в отдельных сборках с массовой долей оксида плутония Х=10% (расчет по коду TRIGEX.051, аттестационный паспорт программного средства №313 от 09 октября 2012 г) представлен в Таблице №1.

Скорректированный плутоний содержит -63.5% делящихся изотопов (Pu39+Pu41), что соответствует требованию В>63%.

Скорректированный плутоний содержит -63.5% делящихся изотопов (Pu39+Pu41), что соответствует требованию В>63%.

Изобретение относится к способу корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем. Способ включает загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×10¹⁵ до 8×10¹⁵ нейтронов /(см²×с) в течение кампании 465 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора. В активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, причем в сборках второго типа, предназначенных для обеспечений критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%. Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по эмпирическому соотношению: X=(А/В)⁵×Ф×τ×k, где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см²×с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, в сутках; k=1,21×10^-24 - эмпирический коэффициент, в см². Причем в тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 в плутонии для корректировки изотопного состава соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60%. Техническим результатом является получение оксида плутония с увеличенной долей делящихся изотопов, пригодного для повторного использования в реакторах типа PWR. 1 ил.

Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающий загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×10¹⁵ до 8×10¹⁵ нейтронов/(см²×с) в течение кампании 465 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора, отличающийся тем, что в активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, причем в сборках второго типа, предназначенных для обеспечений критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%, массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по эмпирическому соотношению: X=(А/В)⁵×Ф×τ×k, где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см²×с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, в сутках; k=1,21×10^-24 - эмпирический коэффициент, в см², причем в тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 в плутонии для корректировки изотопного состава соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60%.