РАСЧЁТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТОПЛИВА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ, ИЗГОТОВЛЕННЫХ НА ОСНОВЕ НАНОТЕХНОЛОГИЙ

1. Введение

Население планеты неукоснительно растет, в связи с этим будет повышаться и потребление энергии в мире. Компенсировать нехватку энергии можно с помощью атомной энергетики, наращивая мощности уже имеющихся станций и разрабатывая новые поколения реакторов.

В ядерных реакторах традиционно используется . Данное топливо обладает целым рядом полезных свойств, но также имеет и некоторые существенные недостатки:

• малое значение коэффициента теплопроводности
• высокое содержание лёгких элементов
• невысокие прочностные свойства

Для этого было предложено использовать  с добавлением нанодобавок. Получение данного вида топлива заключается в добавлении к исходному мелкодисперсному  нанодисперсного H₃U, тщательном перемешивании и высушивании в вакууме при температуре  с последующем прессованием в таблетки. Далее происходит спекание таблеток в динамическом вакууме при температуре  [4, с. 2].

Технические результат – повышение количества делящегося материала, повышение прочностных характеристик, увеличение теплопроводных свойств.

2. Расчётные исследования

Для расчётов была использована программа WIMS-D4 (Winfrith Improved Multigroup Scheme, версии D4), предназначенная для нейтронно-физического расчёта ячеек ядерных реакторов различного типа с использованием метода дискретных ординат [2 с. 74, 5, с. 37].

В расчётах рассматривался реактор ВВЭР-1200 [3].

1. Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной решетки твэл

На рисунке 1 представлена зависимость  от времени работы реактора для топлива на основе  и обычного .

Рисунок 1. Изменение коэффициента размножения нейтроновв бесконечной решётке твэл от времени

Точность модели не позволяет выявить явные преимущества топлива с добавлением нанодобавок с точки зрения увеличения компании (для двух видом топлива время одной компании 34 месяца).

Это вызвано не учётом эффектов затенения твэл, а также рассматривается решётка твэл, а не ТВС.

Также было получен коэффициент реактивности равный  (саморегулируемый реактор).

1. Изменение нуклидного состава топлива во время работы реактора

Рисунок 2. Изменение концентрации урана-238

В процессе работы реактора концентрация урана-238 уменьшается (рисунок 2). Это связано с переходом урана-238 в плутоний-239:

Качественных отличий в поведении концентраций нет, но в топливо с добавлением нанодобавок концентрация тяжёлого метаериала выше.

Рисунок 3. Изменение концентрации урана-235

В процессе работы реактора концентрация урана-235 уменьшается (рисунок 3).

Качественных отличий в поведении концентраций нет, но топливо с добавлением нанодобавок концентрация тяжёлого материала выше.

Рисунок 4. Изменение концентрации плутония-239

При использовании топлива с нанодобавками доля тяжёлого материал выше, а доля лёгкого материала ниже. В результате замедление нейтронов менее эффективно (за счёт упругого рассеяния на лёгких ядрах). Число нейтронов на деление выше, что ведёт к более высокому коэффициенту воспроизводства вторичного горючего (рисунок 4) в активной зоне.

1. Зависимость коэффициента размножения нейтронов в бесконечной решётке твэл от шага решётки

Рисунок 5. Зависимость коэффициента размножения нейтронов в бесконечной решётке твэл от шага решётки

При переходе на топливо с большим материалом деления и меньшим материалом ядер замедления максимум коэффициента размножения смещается вправо (рисунок 5). Это связано с необходимостью увеличения доли замедлителя в активной зоне по сравнению с реактором с традиционным .

Коэффициент размножения нейтронов выше за счёт увеличения количества быстрых нейтроно.

3. Заключение

Исходя из полученных результатов расчёта ВВЭР-1200 с новым топливом можно сделать вывод, что мощность реактора увеличивается [1, с. 141]. Это происходит за счёт увеличения макросечения делящегося элемента (уран-235). Также увеличилась выработка вторичного горючего.

Таким образом, новое топливо обладает рядом преимуществ перед традиционным  и может быть использовано в существующих реакторах. Полученные данные могут быть использованы при проектировки реакторов нового поколения.

Список литературы:

1. Ганев И. Х., Доллежаль Н. А. Физика и расчет реактора //Учебное пособие для вузов. М. – 1992.
2. Окунев В.С. Нейтронно-физический расчёт решётки ядерного реактора на основе газокинетической теории переноса: учеб. пособие / В.С. Окунев, И.С. Лисицын; под ред. В.И. Солонина. – М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2011. – 145 c.: ил.
3. ОКБ «Гидропресс» — разработчик атомных реакторов [электронный ресурс] Официальный сайт: http://www.gidropress.podolsk.ru/, свободный.
4. Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана. Патент на изобретение №2459289 // Фёдоров Ю.С., Бураков Б.Е., Гарбузов В.М. и др. Заявка 2011125574/07 от 21.06.2011.
5. Наймушин А. Г., Чертков Ю. Б. Сборник практических работ по курсу: Инженерные расчеты и проектирование ЯЭУ //Томск.: НИ ТПУ. – 2012.