Даунгрейд сделал исследовательский реактор ВВР-К лучше
Все ядерные реакторы в мире можно поделить на 4 категории: энергетические, транспортные (атомные подводные лодки), наработчики изотопов и исследовательские. Интересно, что последняя категория почти что не мелькает в СМИ, но при этом является наиболее массовой: в мире работает 670 исследовательских реакторов и критсборок. Сегодня мы поговорим немного об этой категории реакторов в целом и об одной любопытной модернизации исследовательского реактора ВВР-К в Казахстане.
Вид на исследовательский реактор бассейнового типа - на дне в центре большого бака с водой расположена активная зона с квадратными тепловыделяющими сборками (ТВС).
Итак, исследовательские реакторы (ИР) - обширный зоопарк типов реакторов, решающих следующие задачи:
Учебные реакторы для подготовки кадров атомной отрасли, обычно это бассейновые реакторы мощностью до 5 мегаватт
Исследовательские реакторы, на которых отрабатываются новые идеи по технологиям и схемам реакторов - сегодня это всякие жидкосолевые или растворные машины, реакторы со сверхкритической водой и т.п. - в общем в тех прорывных направлениях, где очень сложно построить сразу большую машину.
Источники нейтронов для физических задач, обычно это исследования материалов, их динамики, нейтронография, нейтронный активационный анализ и т.п.
Материаловедческие реакторы - универсальные машины для испытания новых материалов (очевидно) для энергетических реакторов но также для первичной оценки новых конструкций топлива, изучения поведения топлива при авариях, изучения технологий новых теплоносителей (жидкие металлы, соль, газы) и т.д.
Наработчики изотопов - часто эту функцию совмещают с предыдущей. Сегодня реакторы активно используются для наработки медицинских изотопов, кобальта-60, изотопов для науки и т.п.
Критические сборки. Это реакторы околонулевой мощности, на которых экспериментально проверяются нейтронно-физические расчеты и безопасность новых конструкций реакторов (де-фактов все сильно новые конструкции и композиции реакторов проходят моделирование на критсборках).
Из этого спектра ИР типы 1,2,6 обычно имеют невысокую мощность и относительно просты по конструкции, а 3,4,5 - наоборот относятся к так называемым высокопоточным реакторам.
Click to viewВидео пуска и работы 5-мегаваттного учебного реактора Penn State Breazeale Reactor типа TRIGA Mark-III
Основной удельной характеристикой высокопоточных реакторов является, как следует из названия, высокий поток нейтронов в активной зоне (АЗ). Чем выше поток нейтронов - тем быстрее можно провести материаловедческое исследование (например за 3 года против 10) или наработать новый изотоп. Более того, некоторые изотопы, скажем Калифорний 252 невозможно получить в реакторе с низким потоком - он будет распадаться быстрее, чем нарабатываться.
Как добиваются высокого потока нейтронов в реакторе? Нейтроны в АЗ рождаются в делениях топливного материала и далее либо улетают за пределы АЗ, либо поглощаются конструкционными материалами в АЗ, либо продолжают цепную реакцию, вызывая следующее поколение делений. Самый мощный “рычаг” увеличения потока нейтронов - это чаще делить атомы топлива (урана 235, 233 или плутония 239), т.е. просто увеличить мощность. Больше тепловая мощность - больше нейтронная мощность (точнее, в обратном порядке) - больше поток нейтронов.
Таким образом, используя стандартные решения от энергетических собратьев легко получить нейтронный поток ~10*14 нейтронов в секунду через сантиметр квадратный в центре активной зоны. Но, понятно, всегда хочется большего (например исследовать повреждения нейтронами металлов реактора быстрее чем в реальном времени, не 60 лет, а хотя бы 6).
Первое, что сделали инженеры-проектировщики ИР - это увеличили теплонапряженность твэлов ИР, поменяв их конструкцию. Круглые трубки с таблетками UO2 - это хорошо, но нам нужно большее соотношение площади поверхности к объему топлива. Так появились тепловыделяющие сборки ИР с трубчатыми и пластинчатыми твэлами. К сожалению на этом пути быстро встала проблема с нейтронной физикой - увеличивая площадь мы увеличиваем удельную долю материала оболочек и теплоносителя в активной зоне. Все больше нейтронов поглощается этими “паразитными” материалами, и в какой-то момент реактор перестает выходить на критичность. Тупик? Нет, можно же поднять концентрацию топливого материала - например долю изотопа U235 в уране топлива. Оружейный уран? Не вопрос, именно на нем работают самые высокопоточные реакторы мира. Кроме того, можно отказаться от традиционного для энергетика использования оксидной керамики UO2 и перейти на какой-нибудь сплав урана с алюминием или молибденом в твэлах - он более теплопроводный, а значит нейтронную/тепловую мощность в реакторе можно задрать еще повыше.
Таким образом нейтронный поток в свое время удалось поднять до максимальных значений в 10^15 нейтронов в секунду на сантиметр квадратный. Десятикратное преимущество на энергетическими реакторами - уже неплохо!
Параллельно велась оптимизация и нейтронной физики. Например, обычная вода довольно неслабо поглощает нейтроны - поэтому в жидкометаллическом теплоносителе нейтронный поток еще выше за счет “дальних” нейтронов, прилетевших с периферии активной зоны (в водяном теплоносителе они не долетают - поглощаются). Можно оставить воду в качестве теплоносителя, но замедление выполнять “нейтронно-прозрачным” бериллием, более того из бериллия можно сделать “нейтронную ловушку” в центре реактора, в которую влетают быстрые нейтроны, замедляются об бериллий и остаются в нем (т.е. медленные нейтроны вылетают из ловушки в целом реже чем влетают быстрые чисто по геометрическим соображениям) - такая ловушка есть, например в одном из самых высокопоточных реакторов мира СМ-3 в НИИАР.
Сразу три ИР в одном кадре - СМ (коричневый квадрат на заднем плане), РБТ-10/1 (торчащие в ряд трубки слева снизу кадра), РБТ-10/2 (трубки возле центра кадра)
В итоге исследовательские реакторы постройки конца 70х годов достигли потока нейтронов в 2-5*10^15 в реакторах с водой, а на жидком металле и в 10 на 10*15 нейтронов в секунду на квадратный сантиметр. История закончена? С инженерной точки зрения - практически да, т.к. удельная тепловая мощность таких реакторов достигает предела, и рекорды плотности потока нейтронов начинают сказываться на удобстве эксплуатации (например, реактор становится слишком чувствителен к поглощающим нейтроны продуктам деления топлива и буквально через 10-15 дней его приходится останавливать и грузить свежее топливо).
Но тут возникает новое явление. Контролирующие органы начинают задумываться, надежно ли охраняются запасы оружейного урана и плутония в сотнях исследовательских центрах и университетах по всему миру? Не было ли слишком поспешным решение повышать удельные характеристики ИР раскидывая по всему миру столь заманчивый материал?
Главный американский исследовательский реактор HFIR (или один из двух главнейших) работает на оружейном уране и имеет крайне необычную конструкцию активной зоны - она составлена из одной единственной тепловыделяющей сборки, замену которой мы видим на фотографии.
Из очевидных ответов на эти вопросы рождается программа МАГАТЭ RERTR направленная на “даунгрейды” ИР в мире, работающих на высокообогащенном уране или плутонии с целью перевода их на низкообогащенное топливо. Всего в мире работает порядка 200 с небольшим ИР на ВОУ/плутонии, которые и должны были стать целью программ конверсии топлива.
Должны были, но не стали. Замена высокообогащенного урана в топливе на низкообогащенный “в лоб” приводит к тому, что реактор перестает работать, т.к. содержание делящихся материалов в реакторе падает меньше критического порога. Разумеется, можно увеличить объем полостей твэлов для топлива - однако, опять же, если делать это “в лоб”, это приведет к уменьшению максимальной допустимой мощности реактора, снижению нейтронного потока и прочих полезных характеристик.
Поэтому, выполняя настойчивые пожелания по конверсии реактора его владельцы либо сталкиваются с падением полезной производительности… либо идут на всякие инженерные ухищрения, чтобы и перевести реактор на НОУ-топливо и остаться с теми же характеристиками. Давайте посмотрим на одну такую историю - реактор казахстанский исследовательских реактор ВВР-К, конвертированный в 2016 году.
Реактор ВВР-К в реакторном зале. Точнее сам реактор размером с 200 литровую бочку расположен в центре бака, который стоит в центре бетонной биозащиты, которую мы и видим. Слева внизу - укрытие нейтроноводов.
Пущенный в 1967 году, реактор бассейнового типа ВВР-К мощностью в 6 мегаватт используется Казахстаном сразу как источник нейтронов для научных и прикладных задач, материаловедческий реактор и наработчик изотопов. После распада СССР Казахстан получил в свое распоряжение реактор, работающий на урановом топливе с обогащением по 235U в 36%, поэтому через какое-то время попал под Российскую программу конверсии ВОУ реакторов в НОУ реакторы (которая охватила все подобные установки по всему бывшему СССР и восточному блоку).
Разрез по конструкции ВВР-К
Однако владельцы реактора - Казахстанский Институт Ядерной Физики не хотели мириться с ухудшением характеристик реактора (в 1990х годах КИЯФ научился продавать облучательное время своего реактора на международном рынке, поэтому ВВР-К являлся не обузой, а кормильцем). Совместно с российскими НИКИЭТ, ТВЭЛ, ВНИИНМ и СНИИП-Систематом были разработаны такие решения по топливу и активной зоне ВВР-К, которые позволили поднять характеристики установки при конверсии на НОУ-топливо.
Исходно ВВР-К имел в активной зоне 85 гексагональных ячеек, в которых было расположено 6 каналов для облучения, 3 стержня аварийной защиты, 76 ТВС с трубчатыми твэлами, в 6 из которых были вставлены поглощающие элементы системы управления и защиты. Активная зона реактора окружена легководным отражателем нейтронов.
Каждая ТВС содержала 5 концентрических шестигранных трубчатых твэла “бутербродного типа”, в котором между двумя оболочками из алюминиевого сплава располагался тонкий слой топлива - дисперсии мелких кристаллов UO2 в алюминии (содержание UO2 - 12%). Это решение позволяет очень интенсивно отводить тепло от уранового топлива, позволяя развивать высокие нейтронные мощности.
Различные виды ТВС с развитой теплообменной поверхностью. Топливо представляет собой тонкую пластинку, закатанную в алюминиевый сплав в виде листа - твэла.
Первым делом при конверсии обогащения топлива 36% -> 19,7% (топливо с обогащением <20% считается низкообогащенным) надо было как-то пропорционально поднять содержание урана в алюминиевой топливной матрице. На счастье ИЯФ в ТВЭЛ и ВНИИНМ были разработаны технологии, позволяющие формовать твэлы из топлива 70% алюминия + 30% UO2. При этом в силу увеличения концентрации топлива для обеспечения теплоотвода пришлось делать топливные листочки и их оболочки тоньше, а количество твэлов в ТВС увеличивать с 5 до 8.
Сечение старого и нового топлива ВВР-К и параметры нового топлива
Однако в итоге масса урана в каждой ТВС значительна возросла, что было использовано для уменьшения количества ТВС в активной зоне, а освободившиеся позиции были заполнены бериллиевым блоками. Т.к. бериллий поглощает нейтроны слабее воды, да и удельная тепловая мощность на литр активной зоны выросла, нейтронный поток в активной зоны в итоге получился выше, чем в исходном реакторе. Увеличилось и количество периферийных облучательных каналов. При этом на реакторной установке не пришлось усиливать расход или напор охлаждающей системы, сокращать рабочии кампании реактора или еще как-то жертвовать производительностью.
На мой взгляд, это прекрасный пример того, как ограничения и всякие “глупые” требования могут двигать прогресс вперед, в частности ТВЭЛ получил не только технологию нового керметного Al-UO2 топлива, но в рамках других программ конверсии разработал U-Mo-Si/Al топливо - все эти работы в будущем могут пригодится где-то еще.
Процесс модернизации ВВР-К
Кроме того, “ретрофит” (новое содержимое в старых машинах) работы может быть не такие громкие, но важные с точки зрения рынка - мировой флот исследовательских реакторов стареет и умение модернизировать их, делать современное топливо для них позволяет Росатому зарабатывать на мировом рынке.