Ядерное горючее

Ядериое горючее - вещество, в котором протекают цепные ядерные реакции деления с выделением полезной энергии.

Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учётом его ядерных и химических свойств, а также стоимости. К делящимся (топливным) веществам относятся изотопы 2ззи, 235U, *39Pu, 24>Ри, способные делиться при взаимодействии с нейтронами любых энергий и, следовательно, поддерживать цепную реакцию деления, а также 2з2ТЬ и 238U, которые делятся под действием быстрых нейтронов. К сырьевым (воспроизводящим) элементам относится 2з®и (наработка 239Ри) и 232Th (наработка 2ззи). 235U, 2з8и и 232Th относятся к природным, 2ззи, 239Рц, -41 Ри - к искусственным изотопам. Единственный природный изотоп, делящийся под действием нейтронов любых энергий, - 235U - называется первичным ядер- ным горючим, остальные 5 изотопов - вторичным. При реакции деления ядер урана выделяется 180 МэВ на один акт деления, что соответствует 7,410ю Дж на 1 г горючего.

Каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или 2ззи в тепловом реакторе, чем 23511 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления работой реактора, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

В качестве ядерного топлива используются различные соединения урана и плутония на их основе.

Керамическое топливо - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов урана или плутония.

Кермет (керамикометаллический материал) - гетерогенная композиция из металлов и неметаллов (например, оксидов), сочетающие тугоплавкость, твёрдость и жаростойкость керамики с проводимостью, пластичностью, термостойкостью и др. свойствами металлов. Получают методами порошковой металлургии.

Смешанное оксидное топливо (МОКС) - ядерное топливо, состоящее из смеси диоксидов урана и плутония.

Топливом ядерных реакторов может служить естественный уран, в котором концентрация 235U составляет 0,7%, либо обогащённый уран, т.е. уран, в котором концентрация изотопа 235U достигает нескольких процентов. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее ю%, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20%. Ядерное топливо делится на два вида: i) природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Ри; 2) вторичное топливо, которое не встречается в природе, например, 2ззи, образующийся при захвате нейтронов ядрами 232Th. По химическому составу, ядерное топливо может быть металлическим, включая сплавы и интерметалиды, оксидным (например, U02), керметным, карбидным (например, UCi-x), нитридным или карбонитридным.

Ядерное топливо должно удовлетворять следующим требованиям:

  • - обогащение по делящемуся изотопу 2зэи должно обеспечить поддержание самопроизвольной цепной реакции на продолжении кампании с учётом поглощения неделящимися ядрами активной зоны (*з*и, теплоносителя, поглотителя и др.) с максимальной глубиной выгорания;
  • - оболочки ТВЭЛов должны обладать минимально возможными поглощающими нейтроны свойствами;
  • - оболочки ТВЭЛов должны обладать высокой температуростойкостыо и выдерживать высокие внутренние и внешние давления, обеспечивая при этом герметичность;
  • - конструкция сборки ТВЭЛов в составе активной зоны должна обеспечивать эффективный отвод тепла теплоносителю;
  • - композиция таблетки ядерного делящегося материала должна обеспечивать высокую температуростойкость, прочность, теплопроводность, устойчивость к фазовым изменениям при температуре и радиационном преобразовании в процессе деления составляющих её ядер 235U;
  • - при любых режимах эксплуатации, включая аварийные, должно быть обеспечено нераспространение радиоактивных продуктов, возникающих при делении ядер 2ззи в пределах тепловыделяющих элементов.
  • - химическая совместимость топлива с оболочками ТВЭЛов,
  • - необходима хорошая технологичность производства.

Ужесточение требований к безопасности ядерных реакторов накладывает и дополнительные требования к ядерному топливу. Повышение ресурса работы и выгорания топливных элементов, увеличение теплопроводности и пластичности топлива, уменьшение выхода продуктов деления становятся на один уровень с требованиями технологичности и экономичности топлива. Практическая реализация реакторов на быстрых нейтронах и реакторов малой и средней мощности также приводит к дополнительным требованиям к разрабатываемому ядерному топливу. Необходимо обеспечить увеличение глубины выгорания в 2 раза по сравнению с достигнутыми уровнями, уверенное удержание продуктов деления внутри ТВЭЛов, надежную работу' топлива при достаточно высоких температурах.

Металлическое ядерное топливо пригодно для применения в газографитовых реакторах, реакторах на быстрых нейтронах и в транспортных реакторах. Металлический уран редко используют как ядерное топливо в тепловых энергетических реакторах, т.к. максимальная температура его использования ограничена 66о°. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Переход вызывает увеличение объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении при температурах 200^-500 уран подвержен радиационному росту'. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два - три раза. Распухание топлива (свеллинг) связано с тем, что при делении ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана. Часть атомов - осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Инертные газы накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа - с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран не относится к таким материалам. Поэтом}' применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания.

Радиационная стойкость и механические свойства уранового топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки уменьшают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся тугоплавкие соединения урана: оксиды, карбиды и интерметаллические соединения. Можно выделить две группы керамического топлива для энергетических атомных реакторов: l) керамика на основе оксидов урана, тория или плутония и их смесей друг с друтом и с оксидами, не содержащими делящихся изотопов; 2) неоксидная керамика из карбидов, нитридов, сульфидов, фосфидов и других соединений урана, тория или плутония и их смесей друг с друтом и с неоксидными соединениями, не содержащими делящихся изотопов.

Наиболее широкое применение полупила керамика - 1Ю2. Её температура плавления равна 2800°, химическая устойчивость в широком диапазоне температур по отношению ко многим теплоносителям, замедлителям и т.п. У U02 нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание. U02 не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Основной недостаток этой керамики - низкая теплопроводность -

4,5 кДж/(м-К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на U02 не превышает 1,4-юз кВт/м2, при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200°. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться. Недостатком U02 также является низкая плотность (ю,2 г/см3), что требует увеличения обогащения топлива с целью увеличения продолжительности его кампании. Эти недостатки оксидного топлива ограничивают возможности повышения эффективности топливного цикла и безопасности АЭС.

Табл. 1. Основные теплофизические характеристики различных ти- пов ядерного топлива.____

Характеристика

Диоксид

урана

Монокарбид

урана

Нитрид

урана

Металлический

уран

Теоретическая плотность топлива/ тяжелых ядер, г/смз

п,о/9,9

13,6/12,9

4,3/13,5

19,0/19,0

Температура плавления,°С

2вОО

2350

2750

1020

Теплопроводность,

Вт/м-°С

2,7

17,0

18,0

20,0

Теплота плавления, кДж/кг

277

186

170

38,0

Коэффициент линейного расширения, ю6/°С

11

11

10

18

Скорость коррозии в воде при температуре 3000 для нитрида урана в ю раз, для карбида урана в 50 раз, а для металлического урана в юо раз выше, чем для оксидного топлива.

Как уже упоминалось, обогащённый уран выходит с сублиматного завода в виде UF6. В оксид урана его перерабатывают либо водными (гидролиз с нитратом алюминия, аммонийдиуранатный процесс), либо безводными методами (восстановление водородом).

Гидролиз UFe с использованием нитрата алюминия позволяет связать F -ион в прочное соединение и вывести его из растворов на стадии экстракции. При этом протекает реакция

Осаждение полиураната аммония предусматривает гидролиз UFe в воде или в растворе аммиака, осаждение аммонийдиураната (NH4)2U207, его сушку, прокалку и восстановление водородом. Конечным продуктом восстановления является порошок U02.

В газовых методах гидролиз UF6 проводят при повышенных температурах (обычно при 473Ч_973Ю- Реакция взаимодействия UFe со смесью водорода может быть описана уравнением:

Керамическое топливо может быть получено реакцией в кислородно-водородном пламени (восстановительный пирогидролиз UFe):

U02 может быть получен непосредственно из уранилнитрата. Он образуется при распылении водного раствора уранилнитрата в химическом реакторе при температуре иоо°; раствор в этот реактор вдувают через распылитель, установленный в центре горелки, служащей для обогрева реактора за счёт сжигания пропано-воздушной смеси.

Для получения таблеток порошок 1Ю2 прессуют при небольшом давлении, измельчают брикет, просеивают и снова прессуют образовавшийся порошок (часто с пластификатором - поливиниловым спиртом или парафином) при давлении 500 МПа. Прессование даёт неспечённые таблетки, которые не мог>т долго находиться в воздушной атмосфере вследствие окисления. Реакция окисления U02 экзотермическая, т.е. протекает с выделением тепла, что приводит к саморазогреву и термическому расширению. Спекание таблеток в восстановительной водородной атмосфере ведут при 17000. При спекании происходит значительная усадка таблеток. После спекания размер частиц в структуре составляет 18-^32 мм, остаточная пористость <5%. Добавки снижают температуру спекания на несколько сот градусов. Спечённые таблетки подвергают мокрой шлифовке.

Наличие сквозного отверстия в таблетке снижает максимальную температуру топлива до величины не более 13000. При этом сохраняется структурная однородность, возрастает геометрическая стабильность топлива и способность сохранять в твёрдом растворе и закрытых порах радиоактивные осколочные газы.

Керамические сердечники из U02 не деформируются в течение рабочего цикла выгорания топлива. Важно, что 1Ю2 не реагирует с водой, поэтому в случае разгерметизации оболочки ТВЭЛа радиоактивные элементы не попадают в теплоноситель. Плотность U02 близка к плотности самого урана, что обеспечивает нужный поток нейтронов в активной зоне.

Качество оксидного топлива улучшают путём его легирования оксидами металлов с целью улучшения его поведения в условиях облучения и повышения теплопроводности. Так, добавка оксида хрома в U02 увеличила размеры кристаллических зёрен, что позволило уменьшить выход газообразных продуктов деления и скорость распухания топлива.

Перспективным считается дисперсионное топливо на основе высокоплотного топлива U-Mo, U-Nb-Zr, U3Si с матрицей из циркониевых сплавов. Его преимущество - высокое содержание урана (>15^-50 % по сравнению со стандартным таблеточным топливом из U02), низкие рабочие температуры топлива <550°, что соответствует критерию «холодное» ядериое топливо, высокое максимальное выгорание (юо МВт сут/кг U) и работоспособность ТВЭЛов в режиме переменных нагрузок. Как результат — увеличение экономической эффективности и снижение стоимости электроэнергии, отпускаемой потребителю.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы U02, UC, Pu02 и других соединений U и Ри размещают гетерогенно в металлической матрице из Al, Мо, нержавеющей стали или керамики, риал матрицы определяет радиационную стойкость и теплопроводность топлива.

Гранулированное микротопливо

Рис. 1. Гранулированное микротопливо.

В настоящее время разрабатывается окси-карбо- силицидное топливо U(O-Si-C), которое обладает высокой теплопроводностью в широком интервале температур. Такую топливную матрицу можно сделать атомарно пористой, т. е. иметь равновесные вакансии, за счёт чего существенно увеличивается ёмкость для продуктов деления. Растворяя в 1Ю2 углерод и кремний, удаётся существенно снизить его окислительный потенциал и, следовательно, сделать его гипостехиометрическим. Эта модификация может нарушить порядок регулярной решетки оксидного топлива, создать много точечных дефектов и повысить степень удержания газообразных и твёрдых продуктов деления.

Дисперсионное топливо высокой плотности, состоящее из 30% (объёмн.) UN с Mo, Nb или нихромом, получают холодным прессованием смеси порошков при 7,85 МПа, спеканием заготовок в вакууме при 1200° в течение 4 ч и последующей горячей ковкой с отжигом при 1200°. При получении дисперсий U02-A1 порошок алюминия с частицами размером <6о мкм смешивают с частицами U02 размером 75*150 мкм, прессуют смесь и уплотняют заготовки, например, горячей прокаткой с объёмным обжатием до 30%. В реакторах малой мощности используются ТВЭЛы, в алюминиевой оболочке которых помещены пластины из смеси, состоящей на 60% из волокон уранового стекла (50% U30s) и слоёв алюминия. Пластины получают прессованием в холодном состоянии и последующим горячим прессованием до плотности - 0,99 от теоретической.

В урановом топливе выгорающим поглотителем служит оксид гадолиния, вносимый непосредственно в топливную матрицу (ТВЭЛ с таким топливом называют ТВЭГ), что позволяет снизить избыточную реактивность свежего топлива с высоким обогащением.

Перспективное направление совершенствования легководных реакторов связано с внедрением керметного (т.е. керамическо-металлического) микротоплива.

Гранулированное микросферическое топливо обеспечивает создание автоматизированного дистанционно-управляемого технологического процесса приготовления рециркулируемого топлива из актинидов. К преимуществам относится отсутствие пылеобразующих операций по сравнению с порошковой технологией; более удобная, чем порошки форма материала, что сокращает длительность виброуплотнения; микросферы мог>т быть изготовлены размером от нескольких микрон до 2...3 мм с тщательным контролем их на стадии получения геля; дефектные некондиционные микросферические частицы могут быть возвращены в начало процесса; микросферы смешанных окислов актинидов могут быть спечены до высокой плотности при температуре на 200° ниже, чем температура спекания таблеток. Микросферы обладают пористостью 10*30% при высокой механической прочности. При производстве микросферического топлива в качестве исходных продуктов применяются водные растворы солей делящихся и воспроизводящих материалов. Одним из «водных» методов получения микросферического керамического топлива является золь-гель процесс.

Ксрметнос топливо - микрочастицы диоксида урана в циркониевой матрице. Предназначено для реакторов малой и средней мощности и исследовательских реакторов.

Керметное топливо представляет собой сферы из обогащённого керамического U02, покрытого герметичной оболочкой из циркониевого сплава. При этом гомогенно перемешенные в силумине гранулы диаметром о,4+0,6 мм располагаются таким образом, что исключается касание любых двух соседних гранул. Керметно-топливная композиция заполняет весь объём оболочки ТВЭЛа без зазоров и пустот. Такая конструкция обеспечивает наибольшую теплопроводность от топлива теплоносителю, снижая максимальную температуру внутри ТВЭЛа до 6оо°, повышая тем самым безопасность реактора. Создаётся дополнительный барьер безопасности на пути распространения продуктов деления (герметичная и прочная оболочка микроТВЭЛа), что улучшает сохранность оболочек микроТВЭ- Лов, предотвращающая выход продуктов деления при разгерметизации оболочки. Максимальная глубина выгорания повышается вдвое - до 120 МВт-сут/кг 1Ю2. Уменьшается в 2 раза аккумуляции тепла в ядерном топливе, снижается расход воды на аварийное охлаждение.

Керметный топливный сердечник имеет матричную структуру, исключающую контакты между7 топливными частицами размером 350+500 мкм, объёмная доля ядерного топлива в композиции может быть доведена до 70+75 %; в качестве материала матрицы используется сплав на основе циркония; между оболочкой и сердечником располагается подслой из материала типа силумин, обеспечивающий тепловой контакт с оболочкой ТВЭЛа. Такие ТВЭЛы имеют запас по ресурсу и способны обеспечить глубокое выгорание.

Современное ядерное топливо, в виде сферических гранул, изготовленных из U02 слегка обогащённого 235U, безопасно, но оно плохо проводит тепло при высоких температурах, ограничивая допустимую мощность реактора и способствуя повреждению топливных элементов. Это требует их замены прежде, чем всё ядерное горючее будет использовано для выработки электроэнергии. Из-за плохой теплопроводности материала температура в центре топливного шарика намного выше, чем по краям, откуда система охлаждения реактора отводит тепло. Для уогу'чшения характеристик топлива смешивают U02 с ВеО. Такое топливо обладает на 50% более высокой теплопроводностью. Это уменьшает разницу между температурой в центре шарика с ядерным топливом и температурой снаружи топливных сборок, что снижает риск расплавления и повреждения ядра реактора и позволяет более полно использовать топливо, прежде чем реактор потребует загрузки нового горючего.

Керамическое топливо может быть распределено в графитовой матрице. Частицы расщепляющегося материала смешивают с тонкодисперсным графитовым порошком, практически свободным от зольных остатков и примеси бора, и раствором каменноутольной смолы в бензине. Смесь прессуют в виде либо сфер диаметром 50 мм, на которые затем напрессовывают смесь графитового порошка с каменноугольной смолой и проводят карбонизацию смолы при 900° с последующим спеканием при атомную энергетику нитридного (UN) и карбонитридного топлива.

Преимущества мононитрида урана перед U02 очевидны (табл. 2). Несмотря на повышенный захват нейтронов за счет '«N, нитридное топливо считается топливом будущего. Особенно для реакторов на быстрых нейтронах и транспортных реакторов. Основное ограничение в применении нитридов - их низкая термическая стойкость (разлагаются при температуре >1боо°). Хорошие характеристики продемонстрировал циркониевый карбонитрид урана - U-Zr-C-N (КНТ). В карбонитриде цирконий стабилизирует фазовый состав, углерод блокирует относительно низкотемпературную диссоциацию - бич мононитридного топлива. КНТ по всем теплофизическим параметрам превосходит U02 (табл. 2). Высокое содержание урана в КНТ важно с точки зрения нераспространения ядерного оружия, т.к. чем выше содержание урана в топливе, тем ниже может быть обогащение урана по изотопу 235U.

Табл. 2. Характеристики различных видов уранового топлива.

i8oo° (так получают шаровые ТВЭЛы), либо кольцевых брикетов, которые после сушки подвергают горячему прессованию при 35 МПа и 850°, а затем спеканию в вакууме при 1800° (так получают призматические ТВЭЛы).

U0 различной структуры

Рис. 2. U02 различной структуры: а - ординарный, б - наноструктурированный. В настоящее время рассматриваются перспективы внедрения в

Фактором, ограничивающим эксплуатационный потенциал керамического топлива, является хрупкость урановых композиций. Методами нанотехнологий удаётся снизить хрупкость карбонитридной и диоксидной топливных композиций. Наноструктурирование композиций повышает теплофизические и прочностные характеристики: прочность топлива (U02) повышается в 5 раз; теплопроводность (U02) возрастает в 1,5 раза; хрупкость карбидных (UC) и карбонитридных (UZrCN) композиций снижается в 20 раз, вязкость - в 5 раз.

Металлическое топливо привлекает инженеров хорошей теплопроводностью и высокой плотностью. Однако плохие механические и химические свойства плутония не позволяют использовать металлический плутоний как ядерное горючее. Однако из сплавов Pu с Al, Mn, Fe, Со, Ni ТВЭЛы удаётся изготовить. Самым перспективным считается сплав U-Pu-Zr (содержание Zr 10-г 15% вес), при этом плотность топлива по тяжёлым ядрам уменьшается и составляет ~ 15 г/смз.

Более широкое распространение получили ТВЭЛы на основе Ри02 в смеси с U02 - смешанное (МОКС) топливо. В топливе для реакторов на тепловых нейтронах содержание Pu составляет ~5%, а для реакторов на быстрых нейтронах - более 10%. Ри02 идёт на изготовление керамических и дисперсных ТВЭЛов, так как он устойчив на воздухе до температуры 20000.

МОКС-топливо (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержащее несколько оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обедненного урана. Такая смесь ведёт себя сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащенно- го урана, который является топливом для большинства ядерных реакторов. Замечание. Под термином МОКС-топливо иногда подразумевают не только смесь оксидов, но и нитридов, карбидов и т.п.

МОКС-топливо изготавливается в основном из оружейного плутония, но в последнее время в этот процесс всё чаще вовлекают реакторный плутоний.

По сухой технологии компоненты топлива приготовляются отдельно. После получения Ри02 и U02 оба порошка смешиваются в шаровой мельнице до гомогенизации. Этот способ применяют при утилизации оружейного плутония. Из полученного порошка прессуются таблетки, которые загружают в молибденовые тигли и выдерживают в течение 2 часов в атмосфере Аг+8%Н2 при температуре 8оо°. Затем температуру поднимают до 16750 и спекают таблетки в течение 4 часов.

Мокрая технология получения МОКС-топлива применяется при использовании реакторного плутония. После экстракционного разделения раствора ОЯТ плутоний находится в растворе в виде нитрата. Его не выделяют, а соосаждают с ураном. Применяя метод прямой денитрации или золь-процесс, получают смесь оксидов. Существуют различные варианты соосаждения: аммиачное осаждение (уран осаждают в виде диураната аммония, плутоний в виде гидроксида); карбонатное осаждение (осаждают аммоний - уранил (плутанил) карбонат); оба элемента осаждают в виде пероксидов; оба элемента осаждают в виде оксалатов. После совместного осаждения полученные порошки прокаливают в водородной атмосфере до необходимого количества кислорода в уране.

Производство МОКС-топлива позволяет повторно использовать образованные из урана делящиеся изотопы для выделения энергии и тем самым сократить потребление уранового топлива (примерно на четверть). Плутоний-содержащее топливо обладает высоким потенциалом: 1 ТВЭЛ с МОКС-топливом заменяет 8 ТВЭЛов с традиционным урановым топливом. ЯТЦ с МОКС-топливом предотвращает накопление гигантских запасов ОЯТ, в 5 раз уменьшает количество высокорадиоактивных отходов и в ю раз их токсичность. Производство МОКС-топлива - полностью автоматизированный процесс.

Во Франции и Великобритании построены и работают заводы по производству МОКС-топлива. Такой завод строится и в России. МОКС- топливо используется как в тепловых, так и в быстрых реакторах. В качестве примера укажем, что завод в Кадараше (Cadarache, Франция) произвёл к 2000 г. 112 тонн МОКС /утя быстрых реакторов, а завод Мелокс (Melox, Франция) в настоящее время производит ^140 т МОКС-топлива для тепловых реакторов в год.

Перспективным считается виброупакованное МОКС-топливо (VMOX). Его производят путём перемешивания смеси (U, Ри)02 гранул и порошка урана, который связывает избыток кислорода (т. е., работает как геттер) с последующим добавлением в топливную смесь в пропорции при перемешивании. Геттер решает проблемы, связанные с химическими взаимодействиями топлива с оболочкой. Гранулы - измельченные UPu02 отложения на катоде после процесса пиропроцессинга. VMOX производят в горячих камерах. Это топливо для быстрых реакторов.

МОКС-топливу, однако, присущи недостатки, которые не позволяют обеспечить ряд показателей, важных с точки зрения повышения нейтронно-физических характеристик и безопасности АЭС. Поэтому в качестве основных перспективных топливных композиций рассматриваются нитридное или металлическое топливо. Такое горючее обладает высокой теплопроводностью и плотностью по сравнению с оксидным топливом.

Нитридное топливо (мононитрид PuN) имеет теплопроводность в области рабочих температур в - 7 раз и плотность в 1,3 раза выше, чем у оксидного топлива; хорошую совместимость с оболочками ТВЭЛов из нержавеющих сталей и с жидкометаллическими и газовыми теплоносителями — натрием, свинцом, гелием, С02. Недостатком нитридного топлива является образование экологически опасного ‘«С по реакции 14N(h, р)С. Углерод-14 в общей радиотоксичности составляет ~ 1%, что несущественно при связывании углерода в устойчивые соединения РАО. При регенерации облученного топлива необходимо предусмотреть меры по предотвращению образования и выброса в атмосферу летучих соединений углерода. В нитридном топливе может быть использован азот, обогащенный азотом *5N, что значительно уменьшит количество образующегося 14С, приведёт к экономии нейтронов и топлива и скомпенсирует затраты на обогащение азота.

В реакторах на быстрых нейтронах используют высокообогащённое по 235U топливо в виде U02 или (чаще) UN и предложено использовать МОКС-топливо. В поколении IV реакторов на быстрых нейтронах будет использовано нитридное топливо (UN-PuN). В основу процесса синтеза порошков UN из слитков металла положены следующие операции: перевод металла в порошок через ряд циклов гидрирования и дегидрирования; азотирование порошка урана и оставшегося гидрида газообразным азотом до получения UNX. Полученные порошки нитрида урана (UNX) содержат от

6,2 до 8,3 мас.% азота. Площадь удельной поверхности 0,40^-0,67 м2/г, а насыпная плотность образцов 2,5^3,9 г/смз.

Обсудим теперь альтернативные виды топлива.

TRIGA топливо, используемое в TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics) реакторе, состоит из урана в матрице гидрида циркония. Это топливо безопаснее друтих видов топлива, т.к. при достижении высокой температуры, поперечное сечение взаимодействия водорода с нейтронами увеличивает энергии нейтронов, что приводит к росту потерь нейтронов и уменьшению числа тепловых нейтронов.

Топливо на базе минорных актинидов (МА), образовавшихся при захвате нейтронов ураном или плутонием, может быть использовано в быстрых реакторах. Обычно металлическое актинидное топливо - сплав Zr, U, Ри и МА.

TRISO - топливо в виде сфер диаметром 6 см («мяч для гольфа») состоит из центрального ядра (1ЮХ), покрытого четырьмя слоями из трёх разных изотропных материалов. Первый слой, покрывающий ядро, - пористый углеродистый буферный слой, следующий слой - пиролитический углерод (РуС), за которым следует слой керамического карбида кремния (SiC), предназначенный для удержания продуктов деления и упрочнения сферы. Внешний слой - изготовлен из РуС. TRISO топливо не разрушается ни давлением газообразных продуктов деления, ни высокой температурой (до 1бОО°). В результате вероятность аварии с разрушением топлива резко уменьшается. Это топливо рекомендовано для одного из реакторов Поколения VI - PBMR (pebble-bed modular reactor).

Топливный элемент (7Ш50-топливо) для высокотемпературного реактора с гранулированным насыпным слоем

Рис. 3. Топливный элемент (7Ш50-топливо) для высокотемпературного реактора с гранулированным насыпным слоем.

Жидкие топлива бывают двух типов: расплавленные безводные соли, растворённые в охладителе. Примером является топливо LiF-BeF2- ThF4-UF4 (72-16-12-0.4 mol %), работающее при температурах выше 700°. Другим типом является водный раствор уранилнитрата. Недостаток жидкого топлива - возможность его разбрызгивания при аварии.

Ториевое топливо - смесь оксидов плутония и тория, например, 96% ThOa+4% Pu02 и 91% Th02+5%U02+4% Pu02. Реакторный плутоний здесь используется как бустерное делящееся топливо. В подобном топливе возможно и сжигание оружейного плутония. Считается что Th-Pu цикл предпочтителен с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Ториевое топливо обладает некоторыми преимуществами по сравнению с МОКС-топливом. Плутоний из такого топлива трудно использовать для оружейных целей. Для перехода на ториевое топлива требуется небольшая модернизация существующих реакторов, причём в стандартном реакторе можно заменить намного большую долю топлива, чем при использовании МОКС (при использовании МОКС на него заменяется не более 1/3 уранового топлива из-за недостатка запаздывающих нейтронов при делении Ри). В результате удаётся в одну кампанию сжечь больше плутония. Однако в настоящее время производство Th-Pu топлива нерентабельно, т.к. оно в з раза дороже свежего уранового топлива (из-за необходимости при обогащении очищать уран от примесей 232U и 2зби). Наличие у- излучающего 232U требует экранирования, и работы ведутся в специальных боксах с использованием манипуляторов. Кроме того, присутствие изотопа 236U, активно поглощающего нейтроны, требует более высокой степени обогащения по 235U, чем свежий уран.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >