20

Лекция 12. Уран-плутониевое оксидное топливо.

12.1. Проблемы использования наработанного плутония.

Вторым после диоксида урана по значимости видом керамического топлива является смешанное уран-плутониевое оксидное топливо. В литературе к нему применяют аббревиатуру МОХ-топливо (Mixed Oxide). Для уран-плутониевого оксидного топлива, обогащенного ²³⁵U, применяют аббревиатуру MIX – топливо. Это топливо было разработано для реакторов на быстрых нейтронах, замечательной особенностью которых является то, что плутоний не только сжигается, но и нарабатывается в них в значительно большем количестве. Кроме того, плутоний накапливается в результате ядерной реакции деления ²³⁸U в тепловых реакторах. Частично этот плутоний используется в ядерном вооружении, частично накапливается и перерабатывается в МОХ-топливо.

В связи со значительным сокращением промышленного использования реакторов на быстрых нейтронах на складах многих стран стали накапливаться значительные количества плутония, большая часть которого находится в отработавших твэлах.

Имеется несколько веских причин против хранения плутония в хранилищах до тех пор, пока не увеличится его потребление в реакторах на быстрых нейтронах.

1. Дороговизна хранения.

2. Значительный распад ²⁴¹Pu в ²⁴¹Am, что означает потерю энергетического плутония. Эти потери оцениваются в 9-10% за 10 лет и в 14-15% за 20 лет.

3. Необходимость дополнительных затрат на очистку хранившегося плутония от продуктов распада, в частности от ²⁴¹Am.

4. Необходимость избавления от оружейного плутония в связи с разоружением и возможностью «ядерного терроризма».

5. Возможность существенной экономии уранового топлива при работе на смешанном топливе за счет его более высокой степени выгорания и воспроизводства из ²³⁸U ²³⁹Рu.

Все это послужило основанием для изучения возможности использования смешанного уран-плутониевого топлива в реакторах на тепловых нейтронах.

Требуемое содержание Pu в топливе для тепловых реакторов составляет 4-10%. В ряде стран, ведущей из которых явилась Бельгия, были разработаны технологии получения смешанного оксидного уран-плутониевого топлива и проведены исследования по его применимости в качестве ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах.

Реакторные и послереакторные исследования твэлов с (U,Pu)O₂ топливом, облученным до средних, а затем до глубоких выгораний (до 50ГВт^.сут/т), показали, что их работоспособность не уступает твэлам с урановым топливом, а по некоторым показателям превосходит ее. Например, было показано, что ВТО с урановым топливом протекает быстрее и интенсивнее, чем со смешанным уран-плутониевым топливом.

Положительные результаты реакторных и послереакторных исследований позволили прийти к единому мнению – плутоний не только может быть успешно использован в качестве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, но и должен быть использован, пока получат дальнейшее развитие реактора на быстрых нейтронах. Это предопределило дальнейшие углубленные исследования и промышленное производство МОХ-топлива. Наибольший опыт эксплуатации МОХ-топлива накоплен в Бельгии, Германии, Франции, Японии. Общий объем производства смешанного уран-плутониевого топлива достиг к 2000 г. 393 тонн/год, без учета России.