Физические особенности режимов ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР

• Автор: Волков, Юрий Николаевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2015
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 172 с. : ил.

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

ЯМ - ядерные материалы;

A3 - активная зона;

ЗН - запаздывающие нейтроны;

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;

СЭР - стандартный энергетический режим утилизации плутония оружейного качества. Режим ориентирован на получение максимальной энерговыработки с единицы МОХ топлива. Аналог режима использования МОХ топлива с R-gPu в европейских реакторах.
ОП, W-g Pu (weapon-grade plutonium) - плутоний оружейного качества, оружейный плутоний (ОП);
R-g Pu (reactor-grade plutonium) - плутоний из ОЯТ коммерческих ядерных реакторов, реакторный плутоний;

МОХ (mixed oxides) - топливо из смеси оксидов урана и плутония;

UOX (uranium oxide) —урановое топливо стандартного обогащения (4,08%);

SFS (Spent fuel standard) - стандарт отработанного топлива;

UFr или UF (uranium-free) - топливо в безурановой матрице;
RIA (reactivity inserted accident) - авария реактора с вводом избыточной положительной реактивности;
HMR (Highly Moderated Reactor) - концепция реактора типа PWR с увеличенным водо-топливным отношением;
KQmax - максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения;

ОГЛАВЛЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИИ
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность темы
Результаты диссертационной работы
ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР РАБОТ ПО ОСОБЕННОСТЯМ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ С ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ
1.1. Введение
1.2. Реакторный плутоний в составе МОХ топлива в водо-водяных реакторах
1.2.1. Опыт и перспективы Франции по использованию реакторного плутония
1.2.2. Исследования Японии по использованию реакторного плутония
1.3. Плутоний в безурановой матрице
1.4. Оружейный плутоний в составе МОХ топлива для водо-водяных реакторов
1.4.1. Россия
1.4.2. США
1.5. Физические аспекты использования плутония в легководных реакторах
1.5.1. Общие нейтронно-физические свойства топлива на основе плутония в тепловых реакторах
1.5.2. Обоснование концепции ускоренного пропускания МОХ топлива в легководных реакторах
1.5.3. Изменение доли запаздывающих нейтронов при использовании МОХ топлива
1.6. Заключение
ГЛАВА 2. РЕЖИМ РЕАКТОРНОЙ ДЕНАТУРАЦИИ ПЛУТОНИЯ ОРУЖЕЙНОГО КАЧЕСТВА В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР
2.1. Введение
2.2. Описание программного комплекса и расчетной модели
2.3. Физическое обоснование выбора реактора типа ВВЭР для денатурации оружейного плутония.
2.4. Исследуемые варианты загрузки активной зоны ВВЭР-1
2.5. Создание компоновок A3 для изучаемых вариантов реакторной денатурации плутония
2.6. Анализ полученных результатов
2.7. Стандарт отработанного топлива
2.7. Двухстадийный процесс вовлечения плутония оружейного качества в топливный цикл тепловых ядерных реакторов

2.8. Заключение

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ КИНЕТИКИ РЕАКТОРА ПРИ НАЛИЧИИ НЕСКОЛЬКИХ ОБЛАСТЕЙ С РАЗЛИЧНОЙ ДОЛЕЙ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ
Введение
3.1. Постановка задачи
3.2. Сведение системы уравнений к классической задаче Штурма-Лиувилля
3.3. Свойства собственных функций и собственных чисел
3.4. Связь ПОЛУЧЕННЫХ ФОРМУЛ с моделью "точечной" кинетики
3.5. Изучение фактора пространственной зависимости в доле запаздывающих нейтронов при описании нестационарного процесса в реакторе
3.5. а. Описание модели исследования
3.5.6. Описание переходного процесса при мгновенном вводе реактивности
3.5.в. Описание переходного процесса при мгновенном вводе реактивности при наличии неравномерности в нейтронном поле
3.5.г. Описание переходного процесса при локальном мгновенном вводе реактивности... 134 3.6 Заключение
ГЛАВА 4. АНАЛИЗ ЭФФЕКТА ОТ НЕРАВНОМЕРНОЙ ДОЛИ ЗАПАДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ НА ПРОСТРАНСТВЕННЫЙ ПЕРЕХОДНОЙ ПРОЦЕСС НА ОСНОВЕ МОДЕЛИ ДВУХМЕРНОЙ КОМПОНОВКИ A3 РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1
Введение
4.1. Расчетная модель
4.2. Анализ переходного процесса при введении положительной реактивности
4.3. Анализ переходного процесса при введении положительного локального возмущения
4.4. Заключение
ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЕ
СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ
ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ
ПЕРЕЧЕНЬ ТАБЛИЦ И РИСУНКОВ В ДИССЕРТАЦИИ

1.4.2. США
США так же заинтересованы в решении вопроса утилизации оружейного плутония. В США действуют более 100 легководных реакторов, из которых 40-60 считаются имеющими достаточно продолжительный оставшийся срок службы по лицензии для того, чтобы использовать их для решения данной задачи [ 52]. В США накоплен опыт работы с МОХ топливом реакторов PWR [ 53], относящийся к периоду времени до принятия в 1976 году решения не проводить выделения плутония и его рециклирования в ближайшем будущем. На данный момент США переоценивают свою предыдущую политику, решительно направленную против переработки ОЯТ с последующей рециркуляцией восстановленных материалов. Решение использовать МОХ топливо, получаемое из оружейного плутония, в гражданских реакторах было важным фактором в изменении политики этой страны [ 54, 55].
В работе [ 17] разрабатывается концепция ускоренного пропускания плутония через активную зону PWR. Рассматриваются возможности 100% топлива на основе оружейного плутония в модернизированных реакторах (PDR-plutonium disposition reactor) на основе PWR.
Для разрабатываемых реакторов главными критериями были:
- за наименьшее время в наименьшем числе реакторов довести
оружейный плутоний до состояния «стандарта отработанного топлива» (SFS - spent fuel standart);
- Использовать по возможности проверенные конструкции и
технологии.
Максимальное выжигание плутония или выигрыш в цене топливного цикла, что очень важно при конструировании активных зон для повторного использования плутония, не являлись главными факторами в данном подходе. Для разрабатываемых проектов под «стандартом отработанного топлива» подразумевалось достижение глубины выгорания МОХ топлива в 40 МВтхсут/кг при трехцикловой схеме перегрузок, что является близким к