авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


The Conversion of Research Reactors to Low-Enriched Fuel and the Case of the FRM-II

Alexander Glaser

Science and Global Security, 10:61–79, 2002

КОНВЕРСИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ

РЕАКТОРОВ НА НИЗКООБОГАЩЕННОЕ

ТОПЛИВО И СЛУЧАЙ FRM-II

Александр Глазер

Использование высокообогащенного урана (ВОУ) в качестве топлива в исследователь-

ских реакторах противоречит концепции устойчивых к распространению ядерного оружия

ядерных технологий. По этой причине, в течение более, чем двух десятилетий, предприни маются международные мероприятия по прекращению использования ВОУ в исследова тельских реакторах посредством поддержки конверсии этих установок на низкообогащенное топливо (НОУ). В этой статье обсуждаются достижения, неудачи, и перспективы этих уси лий.

Немецкий исследовательский реактор FRM-II, который предположительно начнет работу в 2002 году, станет первым реактором с топливом из ВОУ за более, чем за десять лет. Меж ду защитниками и критиками применения ВОУ в этом реакторе имеется разногласие по по воду научного влияния конверсии FRM-II, которая базируется на конструкциях, предложен ных Аргоннской национальной лабораторией (АНЛ). Для поддержки процесса принятия ре шения было проведено независимое компьютерное моделирование, которое предоставило подробную информацию о научной полезности конвертированного реактора. Представлены и обсуждены наиболее важные результаты этих расчетов.

Статья получена 31 мая 2001 года и принята 14 ноября 2001 года.

Ранний вариант этой статьи был представлен на 12 международном летнем симпозиуме по науке и международным отношениям в Москве, 23 – 31 августа 2000 года. Результаты расчетов FRM-II докладывались на 23 международном совещании по уменьшению степени обогащения в исследовательских и испытательных реакторах (RERTR) в Лас-Вегасе, США, – 6 октября 2000 года.

Посылайте корреспонденцию по адресу Alexander Glaser, MIT/SSP, 292 Main Street (E38 658), Cambridge, Massachusetts 02739. E-mail: aglaser@mit.edu Александр Глазер является аспирантом исследовательского совета социальных наук (SSRC) программы исследований по безопасности Массачусетского технологического инсти тута, Кембридж, США, и членом междисциплинарной исследовательской группы по науке, технике, и безопасности (IANUS), Дармштадский технический университет, Германия.

Применение высокообогащенного урана (ВОУ), одного из основных ядерных материа лов, пригодных для изготовления, в топливе гражданских исследовательских реакторов яв ляется одним из наиболее уязвимых аспектов гражданского ядерного топливного цикла1.

Вслед за обращением, транспортировкой, и долговременным хранением материала неми нуемо появляется риск хищения негосударственными личностями и риск использования го сударствами для военных целей. По этой причине, в течение более, чем двух десятилетий, предпринимаются международные мероприятия по прекращению использования ВОУ в ис следовательских реакторах посредством поддержки конверсии этих установок на низкообо гащенное топливо (НОУ), которое не может использоваться в качестве расщепляющегося материала в ядерном оружии. В настоящее время, несмотря на то, что количество реакто ров с топливом в ВОУ во всем мире уменьшается, для оставшихся установок все еще тре В гражданском секторе ВОУ также используется в мишенях исследовательских реакторов (в незначительных количествах) для получения радиоактивных изотопов и в топливе рос сийских ядерных ледоколов.

буется приблизительно одна тонна свежего ВОУ в год2. В среднесрочной перспективе, одна ко, если не будет построено новых установок, а остающиеся будут конвертироваться, как это запланировано, применение ВОУ в гражданском секторе в конце концов полностью прекра тится, что существенно повысит устойчивость ядерного топливного цикла к распростране нию ядерного оружия.

ВОУ ПРОТИВ НОУ Основной функцией исследовательских реакторов является предоставление макси мального количества нейтронов, доступных для научных, промышленных, и медицинских приложений. Для этой цели в исследовательских реакторах, в которых нейтроны получаются в процессе деления, должна быть максимально увеличена плотность делящихся ядер в топ ливе. Это может быть достигнуто при помощи двух различных способов:

• Применения высокообогащенного урана (ВОУ), то есть урана с содержанием делящегося изотопа, урана-235, превышающего 20%, но обычно большего 90%, или • Применения высокой плотности урана в топливной матрице, которое позволяет исполь зовать низкообогащенный уран (НОУ, содержание U-235 менее 20%) для получения эк вивалентной плотности делений.

Частично из-за технических ограничений, в 1950-х и 1960-х годах в основном использо вался вариант ВОУ, причем связанный с распространением ядерного оружия риск учиты вался, но в конечном счете недооценивался. Только в конце 1970-х годов началась разра ботка новых видов топлива для исследовательских реакторов, когда международная конфе ренция по оценке ядерного топливного цикла (INFCE) рекомендовала конверсию исследова тельских реакторов на низкообогащенное топливо в качестве важной меры для увеличения устойчивости ядерного топливного цикла к распространению ядерного оружия. В частности, программа уменьшению степени обогащения в исследовательских и испытательных реакто рах (RERTR), которая первоначально была основана США, но в настоящее время получила широкую международную поддержку, предоставила основный стимул для этой деятельности посредством координации международных мероприятий, побуждающих операторов реакто ров к отказу от ВОУ, и подготавливающих исследования по оценке возможности конверсии существующих реакторов3.

В начале 1980-х годов, типичная плотность урана в топливе исследовательских реакто ров составляла примерно 1 грамм урана на кубический сантиметр. Долгосрочная оценка по тенциала изготовления топлива, то есть, верхний предел допустимой плотности урана в та ком топливе, позволяла полагать, что можно достичь примерно 3 граммов урана на кубиче ский сантиметр4. Только позднее, когда были обнаружены новые подходящие соединения урана и топливные матрицы, были достигнуты более высокие плотности урана. В настоящее время плотность достигает 4,8 грамма урана на кубический сантиметр. В настоящее время разрабатывается топливо, допускающее плотность урана до 7 – 8 граммов урана на кубиче ский сантиметр и оно должно достичь совершенства к 2006 – 2008 годам5.

ОБЗОР МЕРОПРИЯТИЙ ПО КОНВЕРСИИ И НОВЫЙ НЕМЕЦКИЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ D. Albright, Plutonium and Highly Enriched Uranium 1996: World Inventories, Capabilities and Policies, SIPRI (Oxford University Press, 1997), in particular, chapter 8 and appendix D.

См., например, W. Krull, “Progress and Pain with RERTR—20 Years on,” Nuclear Engineering International, December 1998, pp. 26–28, and A. Travelli, Status and Progress of the RERTR Pro gram in the Year 2000, 23rd International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR), October 1–6, 2000, Las Vegas, Nevada.

International Nuclear Fuel Cycle Evaluation (INFCE) (International Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna, 1980), Смотри, в частности,, Vol. VIII, p. 142.

Следует подчеркнуть, что достижимые в настоящее время плотности урана являются не посредственным результатом исследований и разработок, начатых и финансируемых в свя зи с деятельностью по конверсии. Факт, что такое топливо может быть использовано в ФРМ II (см. ниже) вместе с высокообогащенным ураном, является поэтому весьма проблематич ным.

РЕАКТОР FRM-II На рисунке 1 показаны даты начала строительства исследовательских реакторов с теп ловой мощностью более 1 МВт, в которых используется, или использовалось, топливо с ВОУ6. На рисунке показаны только те установки, которые все еще находятся в эксплуатации, или строятся, и выделены те реакторы, конверсия которых полностью или частично завер шена, или те, конверсия или окончательное выключение которых определенно запланиро ваны7.

Рисунок 1: Даты начала строительства исследовательских реакторов, работавших в году, с тепловой мощностью более 1 МВт, которые использовали, или все еще используют ВОУ. Черным отмечены те реакторы, конверсия которых полностью или частично закончена, или те, у которых определенно запланирована конверсия или окончательное выключение.

Ссылки указаны в сноске 6.

Драматическое уменьшение количества новых планируемых реакторов, использующих топливо с ВОУ, стало происходить с конца 1970-х годов. Реальная конверсия старых реак торов, построенных до 1980 года, стала непосредственным достижением программы RERTR и связанных с ней программ поддержки. В дополнение к этому, для большинства реакторов, которые все еще пользуются топливом с ВОУ, условия и требования для конверсии были Информация по действующим исследовательским реакторам была взята из Nuclear Re search Reactors in the World, (International Atomic Energy Agency, Reference Data. Series No. 3, September 2000 Edition, Vienna, 2000). Информация по состоянию конверсии соответствую щих установок в основном базируется на J. E. Matos, LEU Conversion Status of U.S. Research Reactors, September 1996, 19th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, October 7–10, 1996, Seoul, Korea. Дополнительная обновленная информация была представлена Дж. Е. Матосом (АНЛ) в частных сообщениях. Более подробная инфор мация по отдельным установкам (представленным на рисунке 1) доступна по адресу www.inesap.org/rr.html Не показаны следующие конвертируемые реакторы, к которым относятся эти ограничения:

четыре реактора, которые должны быть выключены, и четыре реактора с тепловой мощно стью менее 1 МВт.

указаны в подробных исследованиях по реализуемости8. В нескольких случаях, подходящее топливо с НОУ оказалось недоступным, и осуществить конверсию таких установок можно будет только с разработанным в настоящее время новым поколением топлива для исследо вательских реакторов (уран-молибденового топлива) В некоторых важных случаях сущест вуют соглашения между поставщиками топлива и операторами реакторов, которые гаранти руют, что конверсия будет произведена сразу же после того, как станет доступным конкрет ное топливо. Это справедливо, в особенности, для наиболее важного исследовательского реактора в Европейском Союзе и во всем мире, реактора с высоким потоком в Институте Лауэ-Ланжевена (ILL) в Гренобле (Франция).

В таблице 1 приведена общая информация по всем исследовательским реакторам с тепловой мощностью более 1 МВт с 1980 года9. В настоящее время 3 реактора из 26 (рас положенные в Китае, Ливии и России) загружены ВОУ10.

Немецкий исследовательский реактор FRM-II11 является единственным исследователь ским реактором, в котором в настоящее время планируется использовать топливо с ВОУ12.

Все прочие планируемые или строящиеся в настоящее время реакторы будут использовать топливо с НОУ с самого начала, К ним относятся проекты в Австралии, Канаде, Китае, Франции, Марокко, Таиланде, и Тайване. В частности, выделяются китайский и французский проекты (CARR, 60 МВт, и JHR, 100 МВт, соответственно), поскольку они отражают полити ческую переориентацию бывших традиционных пользователей ВОУ13. Следовательно, даже государства, владеющие ядерным оружием, поддерживают возникшую норму по нераспро странению ядерного оружия с отказом от строительства реакторов с топливом с ВОУ, и пре кращают, по крайней мере, частично, применение ВОУ в гражданском секторе. Эти тенден ции подчеркивают драматическое отклонение от международного режима нераспростране ния, которое представляет FRM-II. Поэтому этот проект с самого начала привлек внимание программы RERTR.

Альтернативные конструкции с НОУ были сначала предложены Аргоннской националь ной лабораторией (ANL) в 1995 году, перед началом строительства FRM-II14. Впоследствии ANL разработала дополнительные конструкции активной зоны, основанные на топливе с НОУ, которые сохраняли длительность цикла и максимальный поток тепловых нейтронов оригинальной конструкции, с увеличением мощности до 32 МВт15. В конце концов, как будет обсуждаться в следующем разделе, когда в 1998 году было избрано новое федеральное правительство Германии, и возник интерес к конверсии реактора FRM-II, ANL внесла значи тельный вклад в возможную стратегию конверсии, принимая во внимание возросший уро вень проектирования этого времени. Однако, между защитниками и критиками существую щей конструкции имеется разногласие по поводу научного влияния конверсии FRM-II. Для поддержки процесса принятия решения было проведено независимое компьютерное моде Исключением являются российские исследовательские реакторы. Для большинства из пе речисленных МАГАТЭ 12 российских реакторов, все еще использующих ВОУ (действовав ших в 2000 году, с тепловой мощностью более 1 МВт) информация по предварительным ус ловиям для конверсии скудна, но, однако, в настоящее время налаживается более широкое сотрудничество с программой RERTR.

Ссылки смотри в сноске 6.

В перечне МАГАТЭ один российский реактор с топливом с ВОУ, построенный после года (RU-0021, RBT-10/1), отмечен как выключенный.

FRM-II означает Forschungsreaktor Munchen II.

Американский проект перспективного источника нейтронов (ANS), который также базиро вался на топливе с ВОУ, был закрыт в 1996 году, в основном из-за опасений по нераспро странению ядерного оружия.

Китай начал довольно поздно со строительства в 1985 году реактора с топливом с ВОУ (MJTR, 5 МВт);

Франция все еще эксплуатирует четыре старых реактора с топливом с ВОУ.

S. C. Mo, N. A. Hanan, J. E. Matos, Comparison of the FRM-II HEU Design With an Alternative LEU Design, 18th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors.

September 18–21, 1995, Paris, France.

N. A. Hanan, S. C. Mo, R. S. Smith, J. E. Matos, An Alternative LEU Design for the FRM-II, 19th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. Seoul, Korea, Oc tober 7–10, 1996.

лирование, которое предоставило подробную информацию о научной полезности конверти рованного реактора. Наиболее важные результаты этих расчетов представлены и обсужде ны в последующей части статьи.

Таблица 1: Действующие исследовательские реакторы с датой начала строительства не ранее 1980 года (вверху) и строящиеся или планируемые исследовательские реакторы (вни зу) с тепловой мощностью более 1 МВт (обогащение дается в весовых процентах, реакторы с топливом из ВОУ отмечены звездочкой).

Страна Код Название Начало строи- Мощность Обогащение тельства топлива ДЕЙСТВУЮЩИЕ Алжир DZ-0001 Нур 1987 1 МВт 20% DZ-0002 Эс-Салам 1988 15 МВт 3% Бангладеш BD-0001 Трига II 1981 3 МВт 20% Китай CN-0007 PPR 1986 1 МВт 20% CN-0010 NHR-5 1986 5 МВт 3% CN-0012 MJTR 1986 5 МВт 90%* Египет EG-0002 ETRR-2 1992 22 МВт 20% Индонезия ID-0003 GA SIB 1983 30 МВт 20% Япония JP-0008 JRR-3M 1985 20 МВт 20% Южная Корея KR-0004 Ханаро 1987 30 МВт 20% Ливия LY-0001 IRT-1 1980 10 МВт 80%* Малайзия MY-0001 Трига II 1981 1 МВт 20% Перу PE-0002 RP-10 1980 10 МВт 20% Россия RU-0020 RBT-10/2 1983 10 МВт 63%* США US-0238 Трига II 1987 1 МВт 20% US-0240 Трига II 1986 1 МВт 20% СТРОЯЩИЕСЯ ИЛИ ПЛАНИРУЕМЫЕ Австралия ANSTO RR 2002 20 МВт 20% Канада Мэйпл 1 1990 10 МВт 20% Мэйпл 2 1998 10 МВт 20% CNF 2003 40 МВт 20% Китай CARR 2003 60 МВт 20% Германия DE-0051 FRM-II 1996 20 МВт 93%* Франция JHR 2003 100 МВт 20% Марокко MA-0001 MA-R1 1999 2 МВт 20% Таиланд TH-0002 MPR-10 2000 10 МВт 20% Тайвань TRR-II 2001 20 МВт 20% С более общей перспективы, анализ представляет также пример потенциала современ ных топлив высокой плотности с НОУ в прямом сравнении с конструкцией с ВОУ и альтерна тивного проекта с НОУ для заданного реактора при сохранении основных характеристик ус тановки.

ВАРИАНТЫ КОНВЕРСИИ FRM-II Исследовательский реактор FRM-II строился в период с 1996 по 2002 год. Расположен ный в Гархинге около Мюнхена (Германия), он эксплуатируется Мюнхенским Техническим Университетом (ТУМ) и в основном предназначен для нейтронных исследований. Реактор разрабатывался для тепловой мощности в 20 МВт и обладает пиковым невозмущенным по током тепловых нейтронов в 8 1014 нейтронов/см2с. В FRM-II используется одиночный топ ливный элемент, содержащий общий запас урана в 8,1 кг, обогащенного до 93%, в 113 топ ливных пластинках закрученной формы (рисунок 2, слева). Ожидаемая длительность цикла будет несколько больше, чем 50 суток. Активная зона охлаждается обычной водой и распо лагается в центре резервуара замедлителя, заполненного тяжелой водой, где, в частности, располагаются источник холодных нейтронов и каналы с пучками (показанные на рисунке 3)16.

Рисунок 2: Геометрия двух альтернативных топливных элементов для FRM-II: конструкция с ВОУ (слева) и конструкция с НОУ, предложенная АНЛ (справа). Плоскость ху расположена при z = 0. Высота активной зоны в обеих случаях равна 70 см.

Тот факт, что в качестве топлива для реактора будет использоваться ВОУ, сильно кри тиковали с самого начала, как на национальном, так и на международном уровне17. Тем не менее, благодаря поддержке баварского и бывшего федерального немецкого правительст ва, строительство реактора началось в 1996 году без серьезного рассмотрения использова ния НОУ. В январе 1999 года, за несколько месяцев до смены федерального правительства, федеральным министерством по образованию и исследованиям (BMBF) была организована экспертная комиссия. Ее задачей было разъяснение того, возможна ли конверсия реактора после того, как строительство было начато, какими (отрицательными) будут научные по следствия конверсии, и какое воздействие окажет применение ВОУ в отношении распро странения ядерного оружия. В течение обсуждения были определены три варианта конвер сии, в основном базирующиеся на конструкциях с НОУ, разработанных АНЛ18.

Вариант 1. Увеличение тепловой мощности реактора от 20 МВт до 32 МВт. Основываясь на топливном элементе большего размера и доступном сегодня топливе с НОУ, эта мера должна предоставить те же самые поток тепловых нейтронов и длительность цикла, что и у стандартной конструкции с ВОУ. Этот вариант был отклонен комиссией на ранней стадии, поскольку он фактически приводил к перестройке установки и сопровождался неприемле Дополнительную информацию о конструкции реактора можно найти, например, в A.

Rhrmoser, Neutronenphysikalische Optimierung und Auslegung eines Forschungsreaktors mit tlerer Leistung mit Zielrichtung auf einen hohen Fluss fr Strahlrohrexperimente, dissertation, De partment of Physics, Technical University of Munich, July 25, 1991, or K. Bning, A. Axmann, W.

Petry, Der FRM-II: eine umfassend optimierte Neutronenquelle fr die Forschung, Technical Uni versity of Munich, Opa 00229, April 1999.

Смотри, например, W. Liebert, Open letter concerning the planned research reactor FRM-II us ing highly enriched uranium, INESAP Information Bulletin, No. 2, July 1994, pp. 16–18.

Смотри, например, N. A. Hanan, R. S. Smith, J. E. Matos, Alternative LEU Designs for the FRM-II With Power Levels of 20–22 MW, 22nd International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. Budapest, Hungary, October 3–8, 1999.

мыми расходами и задержками19.

Рисунок 3: Иллюстрация основных компонентов резервуара замедлителя: каналы для пуч ков от 1 до 10, источники горячих и холодных нейтронов, и стержни безопасности от 1 до 5.

Оси определены, как это показано, канал для пучка 1 параллелен оси х и направлен на ис точник холодных нейтронов, центр которого расположен при (x,y,z) = (-5;

40;

0) см.

Вариант 2. Конверсия реактора перед завершением строительства. При сохранении уровня мощности и длительности цикла она потребует применения топливного элемента увеличен ного радиуса и, следовательно, реконфигурации и частичной модификации компонентов ре зервуара замедлителя (рисунок 2, справа, и таблица 2). Рассматривались два различных варианта (варианты 2а и 2б, подробности приведены в таблице 3). Как только станет дос тупным недавно разработанное уран-молибденовое топливо, уран-силицидное топливо мо жет быть заменено без дальнейшей модификации реактора.

Вариант 3. Конверсия реактора после завершения строительства, когда станут доступны но вые типы топлива с очень высокой плотностью урана, предположительно между 2006 и годом. И здесь обсуждались две различные стратегии: конверсия на топливо с НОУ с ис пользованием увеличенных топливных элементов, которые могут позволить модификацию активированного реактора (вариант 3а), или конверсия на топливо, обогащенное до 40-60%, которое не потребует никакой модификации реактора (вариант 3б, смотри таблицу 3).

В докладе комиссии обсуждаются за и против этих стратегий конверсии и делается вы вод, что конверсия перед пуском является технически возможным и наиболее разумным решением по отношению к политике нераспространения20. Однако, в докладе не делается явного предпочтения ни одному из вариантов, частично, из-за того, что информация, отно сящаяся к вариантам конверсии, была либо неполной, либо противоречивой, из-за различ Как отмечалось ранее, эта стратегия конверсии уже была опубликована АНЛ в 1995 году, до того, как реально началось строительство FRM-II.

Federal Ministry of Education and Research (BMBF), Bericht der von der Bundesregierung eingesetzten Expertenkommission zur Prfung der Umrstbarkeit des Forschungsreaktors Mnchen II von HEU auf LEU (Bonn, June 1999).

ных данных, представленных ТУМ и АНЛ. Это противоречие и стало поводом для расчетов, обсуждающихся ниже.

В октябре 2001 года было достигнуто соглашение меду федеральным немецким прави тельством и правительством земли Бавария, которое, по сути, предусматривает конверсию по варианту 3б21. Соответственно, реактор должен начать работать с ВОУ, как это первона чально планировалось, и будет преобразован в декабре 2010 года с топливом, обогащен ным максимально до 50%.

Таблица 2: Данные по альтернативным топливным элементам.

Конструкция ТУМ Конструкция АНЛ Размеры топливного элемента Минимальный внутренний радиус топливного элемента 59,00 мм 71,80 мм Внешний радиус внутренней трубки зоны 65,00 мм 77,80 мм Внутренний радиус внешней трубки зоны 114,50 мм 140,00 мм Максимальный внешний радиус топливного элемента 121,50 мм 147,00 мм Размеры топливной пластины Толщина топлива 0,60 мм 0,76 мм Толщина оболочки 0,38 мм 0,38 мм Толщина канала охлаждения 2,20 мм 2,20 мм Длина дуги внутренней зоны топлива 51,50 мм – Длина дуги внешней зоны топлива 10,90 мм – Длина дуги активной зоны пластины 62,40 мм 80,31 мм Длина дуги пластины (от внутренней до внешней трубки) 69,40 мм 87,33 мм Общая высота топливной пластины 720,00 мм 720,00 мм Высота активной зоны 700,00 мм 700,00 мм Число пластин 113 Запас урана Обогащение 92,65% по весу 26,00% по весу Полная масса урана в активной зоне 8 108 г 28 865 г Полная масса урана-235 в активной зоне 7 512 г 6 985 г Масса урана в пластине 71,75 г 205,8 г Таблица 3: Данные по стратегиям конверсии FRM-II.

Вариант 2а Вариант 2б Вариант 3а Вариант 3б Начало Тип топлива U3Si2 U2Si ( 2002) 19,75% по весу Нет действий! Нет действий!

Обогащение 24-26% по весу 4,8 г/см3 6,2 г/см Плотность ура на Цель Тип топлива UMo UMo UMo UMo ( 2006) Обогащение 19,75% по весу 19,75% по весу 19,75% по весу 40-70% по весу 7-9 г/см3 7-9 г/см3 7-9 г/см3 До 8 г/см Плотность ура на МЕТОД РАСЧЕТА На основании трехмерной модели активной зоны реактора22, для определения всех ней тронно-физических величин, относящихся к оценке влияния конверсии на научную полез ность реактора, использовалась программа переноса нейтронов MNCP (версия 4В)23. Они Federal Ministry of Education and Research (BMBF), Vereinbarung ber FRM II vorgestellt, Press release No. 169/2001, October 25, 2001.

Более детальную информацию можно найти в работе A. Glaser, C. Pistner, W. Liebert, Veri fizierung und Przisierung der Informationen zu den Brennstoff-Varianten fr den For schungsreaktor Mnchen II, IANUS Working Paper 2/2000 (Darmstadt, February 2000).

J. Briesmeister (editor), MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B включали, в частности, спектр нейтронов, нагрев холодного источника в результате дейст вия гамма-излучения и нейтронов, влияние экспериментальных компонентов в резервуаре замедлителя, а также усредненные по спектру сечения нейтронов, которые, в свою очередь, являются предварительными данными для определения длительности цикла посредством расчета выгорания.

Расчеты по программе MCNP подготавливались при помощи программ, написанных в системе Mathematica (версия 4.0.1)24. В зависимости от выбранных параметров, в частности тех, которые определяют конструкцию активной зоны (геометрию и количество топливных пластин, радиусы и т.д.), система Mathematica автоматически генерирует входной файл про граммы MCNP в целом. Эта процедура исключительно полезна, когда анализируются раз личные конструкции топливных элементов. Например, на рисунке 4 показано представле ние, выбранное для топливных пластин закрученной формы, которое не может быть непо средственно смоделировано в программе MCNP. Программа определяет оптимальные па раметры аппроксимирующих функций и транслирует их в синтаксис программы MCNP. В ко нечном счете система Mathematica предоставляет удобное средство для численной и гра фической оценки вывода программы MCNP.

Рисунок 4. Представление топливной пластины закрученной формы при моделировании подходящими аппроксимирующими функциями: параболой (––) и окружностью (- -) в плоско сти ху. Сплошными кружками отмечены точные координаты инволюты. Пунктирные линии ограничивают активные зоны топливных пластин.

В невозмущенном случае, топливный элемент, окруженный центральной канальной трубкой, расположен в центре резервуара замедлителя без дополнительных установленных (Los Alamos National Laboratory, LA-12625-M, 1997).

Mathematica 4.0.1 for Linux. Wolfram Research, Inc., и S. Wolfram, The Mathematica Book, Fourth Edition (Cambridge University Press, 1999).

экспериментальных и реакторных компонент. Высота резервуара равна 300 см, а диаметр равен 220 см, и заполнен тяжелой водой с плотностью 1,1 г/см3. 25 В общем случае, когда цилиндрическая симметрия больше не сохраняется, в модель включаются источник холод ных нейтронов и горизонтальные каналы пучков. Поскольку полная и современная инфор мация о конструкции не доступна, в моделировании используется упрощенная модель, в ко торой смесь жидкого дейтерия и водорода (95 % D2 и 5% Н2 по весу, с плотностью 0,2 г/см3) содержится в сферической циркониевой оболочке диаметром 31 см26. Дальнейшие подроб ности устройства не моделировались27.

РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ Наиболее важные результаты, полученные для различных вариантов конверсии, пере числены в таблице 4. В то время как результаты для различных вариантов с ВОУ очень по хожи друг на друга, вариант 2а, предположительно является наиболее предпочтительным вариантом, поскольку все другие стратегии (2б, 3а, и 3б) страдают от серьезного недостатка.

Вариант 2б базируется на топливе U3Si, которое характеризуется худшим поведением при облучении. Хотя и предполагается, что это топливо будет хорошо себя вести в условиях FRM-II, вероятно, понадобятся процедуры дополнительного лицензирования для квалифи кации топлива. Поэтому привлекательность варианта конверсии 2б существенно сокращает ся по сравнению с вариантом 2а, в котором используется стандартное топливо U3Si2. Вари ант 3а требует модификации активированного реактора, и поэтому его следует рассматри вать как исключительно нереалистичный вариант, в то время как вариант 3б опирается на топливо, очевидно расположенное за пределом НОУ и в основном не имеет преимуществ с перспективы нераспространения (смотри обсуждение ниже). Поэтому более подробно рас сматривается только вариант 3а28.

Радиальное распределение потока тепловых нейтронов для невозмущенной ситуации, а именно, без дополнительных экспериментальных компонентов в резервуаре модератора, показано на рисунке 5. Максимальное значение в варианте конверсии 2а достигает 79% от исходного значения для ВОУ. Эта величина, однако, появляется ближе к активной зоне, где не извлекается никаких нейтронов для экспериментов, и поэтому она не имеет большого значения при оценке научной полезности реактора. Более соответствующим значением яв ляется нейтронный поток в месте расположения холодного нейтронного источника при r см. На этом расстоянии от активной зоны уменьшение потока тепловых нейтронов проявля ется не так сильно: поток достигает 87% от исходного значения для ВОУ.

Как отмечалось выше, при более сложном моделировании рассматривались также наи более важные экспериментальные компоненты (смотри рисунок 3). В частности, рассматри вались источник холодных нейтронов и каналы для пучков, для того, чтобы определить на гревание холодного источника гамма-лучами и нейтронами, а также спектр нейтронов в кан налах для пучков на больших расстояниях от активной зоны.

Руководителями проекта ТУМ отмечалось, что активные элементы большего размера (как предлагалось АНЛ) приведут к увеличению нагрева холодного источника, что, в свою очередь, приведет к непреодолимым проблемам охлаждения. Этот эффект в моделирова нии не подтвердился, результаты которого скорее поддерживали данные, опубликованные Небольшая добавка водорода прибавлялась для того, чтобы учесть примеси обычной во ды (отношение водорода к дейтерию: 0,2 атомных процента).

Смотри K. Gobrecht, Progress on the Cold Neutron Source of the Garching Neutron Research Facility FRM-II, Proceedings of the 6th Meeting of the International Group on Research Reactors.

KAERI/GP-128/98. April 29–May 1, 1998. Taejon, The Republic of Korea, pp. 377–390.

Из-за ограниченной доступности информации об устройстве источника холодных нейтро нов, точные оценки абсолютных величин нагревания нейтронами и гамма-лучами сделать трудно. Тем не менее, относительное сравнение тепла, выделяемого в источнике холодных нейтронов при одинаковых условиях моделирования предоставляет хорошую оценку общей ситуации.

Результаты расчетов выгорания в этой статье не обсуждаются. Однако, один из основных результатов таков, что длительность цикла для варианта конверсии 2а по крайней мере так же велика, как для исходной конструкции с ВОУ, которая приблизительно составляет 52 дня.

АНЛ29. В случае вариантов 2а и 2б тепло, выделяемое в источнике холодны нейтронов, уве личивалось меньше, чем на 1 %, а во всех других случаях выделение тепла уменьшалось30.

Таблица 4: Основные результаты расчетов для вариантов конверсии FRM-II 2 и 3 (величины для невозмущенного случая: максимальный поток тепловых нейтронов th,max и поток тепло вых нейтронов в месте расположения источника холодных нейтронов th,cns. Проведено мо делирование относительного нагрева источника холодных нейтронов для возмущенного случая с основными экспериментальными компонентами в резервуаре замедлителя. Вели чины, приведенные в процентах, являются относительными к стандартной конструкции с ВОУ [100%]).

ВОУ Вариант 2а Вариант 2б Вариант (пуск) (пуск) (цель) Тип топлива U3Si2 U3Si2 U3Si UMo (6 вес.%) Обогащение (в % по весу) Около 93% 26,00 19,75 19, Плотность урана (г/см3) 3,0/1,5 4,8 6,2 7, Невозмущенный случай:

th,max (1014 н/см2с) 8,06 6,40 (79,3%) 6,44 (79,9%) 6,27 (77,8%) th,cns (1014 н/см2с) 5,69 4,93 (86,6%) 4,95 (87,0%) 4,81 (84,6%) Возмущенный случай:

Относительный нагрев CNS 100% 100,8% 100,8% 98,7% ВОУ Вариант 3а Вариант 3б (цель) (цель) Тип топлива U3Si2 UMo (6 вес.%) UMo (6 вес.%) Обогащение (в % по весу) Около 93% 19,75 50, Плотность урана (г/см3) 3,0/1,5 7,1 8,0/4, Невозмущенный случай:

th,max (1014 н/см2с) 8,06 6,27 (77,8%) 7,63 (94,6%) th,cns (1014 н/см2с) 5,69 4,81 (84,6%) 5,45 (95,9%) Возмущенный случай:

Относительный нагрев CNS 100% 98,7% 95,1% Спектр нейтронов в канале для пучка 1, который сам по себе отвечает более, чем за % научной полезности установки31, показан на рисунке 6. Максимальное значение потока холодных нейтронов сокращается на несколько меньше, чем 10% по сравнению с исходной конструкцией с ВОУ. Поток быстрых нейтронов, который рассматривается как нежелатель ный фоновый сигнал, увеличивается (между 1 эВ и 10 МэВ) в среднем на 17%.

ОЦЕНКА ВАРИАНТОВ КОНВЕРСИИ При оценке общих последствий предложенных вариантов конверсии FRM-II (по отноше нию к исходному варианту с ВОУ) следует учитывать несколько соображений. Помимо науч ной полезности преобразованного реактора и вопросов нераспространения в различных ва риантах конверсии, также заслуживают внимания надежность поставки топлива, утилизация отработанного топлива, задержки, и экономические соображения.

Смотри ссылку в сноске 18.

В последней публикации ТУМ предполагается, что противоречию между возможным уве личением нагрева источника холодных нейтронов могло придаваться слишком большое значение. Представляется, что при необходимости возможно достичь существенного допол нительного охлаждения: «Мощность холодильника […] может быть увеличена [от 5 кВт] до кВт охладительной мощности за счет добавления дополнительного компрессора и Трубин дальнейшего расширения, в случае дополнительных требований к охлаждению вблизи ак тивной зоны (например, для второго источника холодных нейтронов)». (E. Gutsmiedl and K.

Gobrecht, Status Report on the Cold Neutron Source of the Garching Neutron Research Facility FRM-II. IGORR 8 Meeting, April 17–20, 2001, Munich, Germany.) В соответствии со второй ссылкой в сноске 16, фактор использования трубы для потока будет равен 42,5%.

Рисунок 5: Радиальное распределение потока тепловых нейтронов для конструкции с ВОУ (––) и для варианта конверсии 2а (- -). Максимальное значение в варианте конверсии со ставляет 79% от исходного значения для ВОУ, а поток тепловых нейтронов на r = 40 см со ставляет 87% от него. Расстояние измеряется от центральной оси активной зоны.

Рисунок 6: Спектр нейтронов в канале для пучка 1 при х = -70 см, ось определена на рисун ке 3. Стандартная конструкция с ВОУ (––) и вариант 2а (- -). Относительное максимальное значение для конструкции с НОУ: 90,7% от значения для ВОУ. Каждый спектр основан на оценке 40 миллионов нейтронных историй.

Научная полезность Понизившийся поток нейтронов во всех вариантах конверсии с НОУ потребует увеличе ния длительности измерений. На основании выполненных расчетов и сравнения значений (для варианта 2а) в месте расположения источника холодных нейтронов, где поток нейтро нов уменьшается на 13,4%, получается увеличение длительности измерений примерно на 15%32. Уменьшение потока нейтронов становится менее выраженным на больших расстоя ниях от активной зоны. В канале для пучка 1 оно составляет не более 10%. Качество спектра нейтронов, а именно, отношение сигнала к шуму, не сильно изменяется при использовании активной зоны с НОУ.

Нераспространение В той ситуации, когда другие важные реакторы с высоким потоком готовятся к конверсии на НОУ, Германия подает плохой пример для международного сообщества исследователь ских реакторов и ставит под угрозу заметный прогресс, которого за последние годы достигла программа RERTR33. В конечном счете, случай FRM-II может задержать полное прекраще ние использования ВОУ в гражданском секторе на следующие десятилетия.

По отношению к свойствам отработанного топлива, следует отметить, что выгорание то плива очень невелико. Доля урана-235 в топливе с ВОУ уменьшается от начального обога щения в 93% до средней величины примерно в 88,5%, т.е., всего на 4,5%. Поскольку общий запас урана в топливных элементах также остается довольно высоким (несколько более кг), отработанное топливо также представляет серьезную проблему для распространения.

Рисунок 7: Критическая масса урановой сферы с бериллиевым отражателем в зависимости от обогащения ураном-235. Моделирование в программе MCNP 4B при 300 К с библиотекой сечений ENDF/B-VI. Толщина отражателя 10 см. Предполагаемое значение плотности урана:

19 г/см3. Обогащение дается в весовых процентах.

В то время как уран, обогащенный до 20%, является весьма непривлекательным для ис пользования в оружии, критическая масса урана для больших степеней обогащения быстро уменьшается (рисунок 7). В случае металлической сферы с бериллиевым отражателем аб солютное значение одной критической массы увеличивается от 15 кг для обогащения в 93% меньше, чем в три раза, когда обогащение снижается до 50%. Это можно сравнить с крити ческой массой примерно в 220 кг для урана, обогащенного до 20%. Вследствие этого, аль Предполагается, что для данного эксперимента длительность измерения должна быть увеличена таким образом, что полное количество нейтронов остается постоянным, т.е. 1t = 2t2 = const.

Смотри ссылки в сноске 3.

тернативное обогащение топлива до 50%, предлагаемое в недавно рассматривавшемся ва рианте конверсии 3б, нельзя рассматривать как защищенное от распространения. Конвер сия реактора по этому варианту не приведет к значительному улучшению сопротивляемости распространению.

Поставка и утилизация топлива Количество ВОУ, ежегодно требующееся для эксплуатации FRM-II, составляет более кг (пять топливных элементов с запасом урана по 8,1 кг в каждом). В соответствии с поправ кой Шумера от 1992 года, США не будет поставлять топливо для FRM-II. По этой причине оператор реактора планирует осуществлять долговременную поставку топлива с ВОУ из России. Для полного срока эксплуатации установки проект должен рассчитывать на поставку материала, который является международно запрещенным. Следует подчеркнуть, что враи ант 3б не решит проблему поставки, стоящую перед оператором, поскольку топливо, обога щенное до 50%, также классифицируется как ВОУ. Второй вариант конверсии, превышаю щий лимит в 20% (вариант 2а, обогащение 24 – 26%), однако, может оказаться приемлемым с точки зрения нераспространения, в особенности, если он рассматривается как временное решение.

Неожиданные проблемы могут возникнуть также в конце топливного цикла. Поскольку сотрудничество с программой приема отработанного топлива США исключается, и услуги по переработке уран-силицидного топлива не предоставляются, Германия должна будет в кон це концов разработать и внедрить стратегию утилизации отработанного топлива с ВОУ из FRM-II, которая может оказаться дорогим предприятием. Например, США разрабатывают в настоящее время технологию «Расплавь и разбавь» для обращения с наследием отрабо танного топлива исследовательских реакторов в программе стоимостью в два миллиарда долларов34.

Задержки и расходы За исключением варианта 3б, в котором не ожидается значительных задержек, конвер сия реактора, вероятно, будет связана с задержкой или временным отключением на 2 – года. Критическим вопросом является то, когда эта задержка будет наиболее приемлемой.

Анализ доступности европейских установок для нейтронных исследований показывает, что задержка сегодня окажет меньшее влияние, чем задержка на несколько лет для конверсии через 10 лет, или около того, когда другие предназначенные для нейтронных исследований установки будут выключены, а планируемый европейский источник расщепления (ESS) еще не будет доступен. И опять это сильно свидетельствует в пользу конверсии FRM-II до пуска (варианты 2а и 2б).

Дополнительные расходы, которые возникают из-за конверсии или задержки пуска реак тора, появляются в любом из сценариев конверсии. Даже если отсутствует точный анализ, эти расходы будут приемлемыми по сравнению с полным бюджетом проекта. В этом контек сте было бы предпочтительно принять решение о конверсии сразу же после опубликования отчета комиссии в июне 1999 года, когда резервуар замедлителя еще не был установлен.

Тем не менее, вариант с ВОУ также может привести к существенным дополнительным расходам. Например, вероятная окончательная утилизация ВОУ внутри страны и невозмож ность кооперации с программами США наложат дополнительное финансовое бремя в конце топливного цикла.

ВЫВОДЫ Расчеты, обсуждаемые в этой статье, направлены на сценарии конверсии FRM-II, ото U.S. Department of Energy, Savannah River Site, Spent Nuclear Fuel Management Final Envi ronmental Impact Statement, DOE/EIS-0279, March 2000, и Record of Decision for the Savannah River Site Spent Fuel Management Final Environmental Impact Statement, Federal Register, Vol.

65, No. 152, August 7, 2000.

ждествленные экспертной комиссией в 1999 году, и подтверждают в целом выводы, опубли кованные ранее АНЛ. В дополнительном моделировании, представленном в этой статье, где в модель были включены основные компоненты резервуара замедлителя, и, в особенности, каналы для пучков, были получены дальнейшие данные для различных стратегий конвер сий.

При учете обсуждавшихся выше аргументов за и против, самым предпочтительным вы глядит вариант 2а. Он предусматривает немедленную конверсию реактора до пуска и только временно базируется на топливе, несколько превышающем предел НОУ (обогащение 24 26%). Моделирование показывает, что времена измерений увеличатся не более, чем на 15% по сравнению с текущей конструкцией с ВОУ.

Конверсия реактора в более позднее время приведет либо к модификации активирован ного реактора, либо к использованию топлива, обогащенного на 40-60% при сохранении те кущей геометрии. Этот последний вариант соответствует стратегии, предусмотренной в на стоящее время соглашением немецкого федерального и баварского правительств, которое требует конверсии на топливо, обогащенное до 50%, в декабре 2010 года. Конверсия иссле довательского реактора на такое топливо не представляет удовлетворительного решения с точки зрения нераспространения, в особенности, если оно понимается как постоянное ре шение. Прямое сравнение между конструкциями с ВОУ и НОУ, даже при исключительно ог раничивающих условиях, накладываемых далеко зашедшим уровнем постройки FRM-II в момент первого рассмотрения конверсии, демонстрирует потенциал усовершенствованного топлива с НОУ высокой плотности, которое практически воспроизводит характеристики сво их аналогов с ВОУ. Следовательно, даже с технической точки зрения, аргументы в пользу использования ВОУ выглядят устаревшими.

Реактор FRM-II с современной конструкцией с ВОУ создаст отрицательный прецедент, которого можно легко избежать. Он представляет собой явное отклонение от проверенной политики нераспространения и неоправданно ставит под сомнение успешные международ ные усилия для запрещения использования ВОУ для гражданских целей.

БЛАГОДАРНОСТИ Я выражаю особую благодарность моим коллегам в Дармштадтском техническом уни верситете, в особенности, Кристофу Пистнеру и Вольфгангу Либерту, за поддержку и вклад в этот проект. Я также хочу поблагодарить сотрудников программы RERTR, которые зало жили основы этой работы, предоставив базовые концепции конверсии реактора FRM-II. И, наконец, я с благодарностью отмечаю финансовую поддержку этого проекта Фондом Берг хофа для исследований по миру и конфликтам, междисциплинарную группу по науке, техни ке и безопасности (IANUS), и исследовательский совет по социальным наукам (SSRC).



 














 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.