20

Лекция 14. Нитридное топливо.

14.1. Перспективы применения нитридного топлива в реакторах на быстрых нейтронах.

К концу ХХ-го столетия существенно изменились критерии оценки эффективности атомной энергетики, основанной на использовании реакторов на быстрых нейтронах, что позволило отказаться от требования высокого коэффициента воспроизводства и сформулировать другие принципы оценки топлива для коммерческих реакторов на быстрых нейтронах:

• экономичность производства топлива и изготовления ТВЭЛов;

• очень высокое выгорание вместе с низкой потерей реактивности при облучении топлива в реакторе;

• совместимость топлива с теплоносителем;

• умеренная линейная мощность ТВЭЛов;

• простота радиохимической переработки облученного топлива.

Отсюда видно, что оксидное топливо мало удовлетворяет перечисленным требованиям. Для него характерно:

• низкое содержание делящихся нуклидов и воспроизводящегося материала;

• плохая теплопроводность;

• возможность химического взаимодействия ядерного топлива с теплоносителем в случае нарушения целостности оболочки ТВЭЛа.

Первым трем требованиям, предъявляемым к современному топливу реакторов на быстрых нейтронах, удовлетворяют лишь карбидное и нитридное топливо. При этом следует иметь в виду, что выбор нового топлива в значительной степени может определяться возможностью адаптации технологий и оборудования, разработанных для изготовления и переработки оксидного топлива, в процессах производства усовершенствованного топлива и его переработки. Этим требованиям удовлетворяет лишь нитридное топливо: показана возможность изготовления нитридного топлива на установках для производства смешанного уран-плутониевого оксидного топлива, а также возможность введения нитридного топлива в головную стадию PUREX-процесса.

Нитридное топливо как потенциальное ядерное топливо для реакторов на быстрых нейтронах начали серьезно рассматривать лишь в последнее время. Ранее считали, что оно малоперспективно из-за сложности в изготовлении, а значит дороже. Кроме того, в этом топливе присутствует изотоп ¹⁴N, с большим сечением захвата нейтронов, что приводит к большой их потере. При облучении нитридного топлива образуется изотоп ¹⁴С, который может усложнить переработку облученного ядерного топлива и ухудшить радиационную обстановку.

Важнейшими положительными свойствами нитридного топлива являются высокая плотность и теплопроводность. Нитридное топливо совместимо с натрием, более стойко на воздухе и в воде, чем карбидное топливо, лучше растворяется в азотной кислоте. Это важно для его хранения, транспортировки и переработки после облучения.

Специалистами фирмы «Вестингхаус» был проведен в 90-х годах компьютерный анализ поведения реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и нитридным топливом. Проведенный анализ показал, что такие топливные системы должны иметь лучшие эксплуатационные характеристики по сравнению с оксидным топливом.

Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо (U,Pu)N обладает благоприятными характеристиками пассивной безопасности за счет сокращения пустотной реактивности. Проведенные исследования нитридного топлива показали, что оно имеет наименьшую положительную пустотную реактивность при любом изменении реактивности при выгорании топлива. Использование нитридного топлива в реакторах на быстрых нейтронах позволяет конструктивно обеспечить компромисс между нестационарным повышением мощности реактора и реакцией на потерю теплоносителя.

Исследования и разработки Токийского технологического института малых реакторов на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым или свинцовым теплоносителем и нитридным топливом показали следующие преимущества таких систем:

• возможность продолжительной работы реактора без замены или перемещения топлива, в течение 12 лет;

• очень малые изменения реактивности при выгорании топлива, менее 0,1% К;

• отрицательный пустотный коэффициент реактивности в течение всего рабочего цикла;

• отказ от промежуточного теплообменника;

• транспортабельность;

Необходимо отметить, если пустотная реактивность отрицательна или равна 0, то активная зона реактора будет находиться в подкритическом состоянии при кипении теплоносителя. При этом мощность в активной зоне уменьшится на несколько процентов от номинальной, а безопасность реактора будет поддерживаться без вмешательства оператора.

Использование нитридного топлива открывает возможность создания сверхкрупных атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах с мощностью до 4000 МВт (эл.). В нашей стране такого вида реактора под названием БРЕСТ разрабатываются во НИКИЭТе.

Основное внимание при разработке таких реакторов уделяют обеспечению безопасности их работы. Компьютерный анализ следующих аварийных ситуаций:

• потеря теплоносителя;

• превышение мощности реактора при отказа регулирующих стержней;

• одновременные аварии первых двух типов, потеря теплоотвода;

для реакторов на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем и нитридным топливом показал, что такие конструкции могут пережить указанные аварии без вмешательства оператора или активных устройств обеспечения безопасности.

К 90-м годам были сформулированы требования к характеристикам нитридного топлива:

• содержание углерода в топливе не должно превышать 500 млн^-1, так как дополнительное образование ¹⁴C в реакторе при облучении может способствовать образованию органических соединений на стадии растворения облученного топлива, что может привести к сложностям на дальнейших этапах переработки;

• допустимое содержание кислорода в нитридном топливе не специфицировано;

• исходная пористость топлива должна быть 15-20 %, чтобы предотвратить распухание топлива при высоком выгорании (~ 15 %). Обеспечение столь высокой пористости – совершенно новый аспект при выборе технологии производства любого керамического топлива.