Ядерное топливо т

ключением одного случая, когда осколочные лантаноиды были найдены на глубине 25 мкм от поверхности оболочки.

Таким образом, можно отметить, что ПД не оказывают существенного влияния на взаимодействие карбидного топлива с оболочками твэлов.

В заключении можно отметить, что карбидное ядерное топливо является достаточно перспективным для реакторов на быстрых нейтронах. Основными преимуществами карбидного топлива по сравнению с оксидным являются более высокая плотность, меньшее содержание замедляющего материала, более высокая теплопроводность и меньший выход ПД. Эти преимущества карбидного топлива позволяют достичь высокой линейной мощности твэлов (800–1000 Вт/см), что практически в 2 раза выше значения, которое может быть достигнуто при использовании оксидного топлива.

Использование карбидного топлива позволит сократить размеры активной зоны и топливной загрузки с одновременным увеличением коэффициента воспроизводства.

Основными проблемами при использовании карбидного ядерного топлива являются недостаточно отработанные технологии получения карбидов и переработки отработавшего ядерного топлива, сложность в хранении и сборке твэлов (карбиды не совместимы с воздухом и требуют инертной атмосферы) и, особенно, науглероживание оболочек твэлов в процессе работы в реакторе.

Определенный оптимизм внушают разработки индийских ученых, которым в 2005 году, т.е. через двадцать лет после пуска реактора FBTR в Центре атомных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR) в Калпаккаме, на смешанном уран-плутониевом карбидном топливе удалось достичь глубины выгорания 150 ГВт · сут/т. При этом не было обнаружено ни одного дефектного твэла, однако запас пластичности оболочек составил всего 3 %. Также, индийские ученые впервые в мире провели переработку отработавшего карбидного топлива по технологии, созданной специалистами IGCAR на основе технологии PUREX.

421

Контрольные вопросы

1.Назовите достоинства и недостатки карбидного ядерного топлива по сравнению с оксидным.

2.Какие соединения образуют уран и плутоний с углеродом?

3.Дайте характеристику диаграмм состояния U−C, Pu−C и U−Pu−C.

4.Как изменяются механические свойства монокарбида урана при изменении температуры?

5.При каких температурах карбиды урана становятся пластичными?

6.От каких факторов зависит ползучесть карбидного ядерного топлива?

7.По каким механизмам проходит деформация карбидного ядерного топлива?

8.Как изменяется коэффициент линейного термического расширения монокарбидов урана при присутствии в них вторых фаз?

9.Какие параметры влияют на теплопроводность карбидов урана и плутония?

10.Что влияет на коэффициенты диффузии урана, плутония и углерода в топливных карбидах?

11.Какие основные компоненты присутствуют в паре над карбидным ядерным топливом?

12.Что ограничивает совместимость карбидного ядерного топлива с конструкционными материалами?

13.При каких температурах наблюдается атермическая ползучесть карбидного топлива под облучением?

14.Как влияет облучение на скорость диффузии U и Pu в карбидном топливе?

15.Какие факторы влияют на совместимость карбидного топлива с хромоникелевыми сталями?

16.От чего зависит скорость распухания карбидных топливных сердечников?

17.Каковы механизмы распухания карбидного ядерного топлива?

18.Опишите процесс перестройки структуры в карбидных топливных сердечниках в процессе эксплуатации.

19.Какие факторы влияют на выделение газообразных продуктов де-

ления?

20.На какие группы подразделяют продукты деления, накопившиеся в карбидном топливе?

21.Как изменяется концентрация плутония в карбидном топливе при его выгорании?

22.Какие продукты деления в карбидном топливе оказывают коррозионное воздействие на оболочку твэла?

422

Глава 33. НИТРИДНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

До последнего времени нитридное топливо не рассматривалось как потенциальное ядерное топливо для реакторов на быстрых нейтронах, и его свойства менее изучены, чем свойства карбидного и, тем более, оксидного топлива. Это является следствием того, что нитридное топливо более сложно в изготовлении и поэтому дороже. К тому же, изотоп 14N, содержание которого в природном азоте составляет 99,62 %, обладает большим сечением захвата тепловых нейтронов, вследствие чего заметная часть нейтронов теряется бесполезно. Наконец, при облучении нитридного топлива в нем образуется радиоактивный изотоп углерода 14С и тритий, что может усложнить технологию переработки облученных твэлов и радиационную обстановку. Однако вклад их активностей в общую величину невелик и лишь требует отделения и удержания 14С в процессе регенерации. Доля образующегося на азоте трития не превышает 10 % от его выхода в мононитриде, обусловленного в основном тройным делением урана и плутония. В последующем наработку 14C можно существенно снизить, обогащая азот изотопом 15N.

Вместе с тем, нитридное топливо имеет и ряд преимуществ перед другими видами топлива, наиболее важными из которых являются высокая плотность и высокая теплопроводность, как у карбида урана. Нитридное топливо совместимо с натрием. Кроме того, по сравнению с карбидным топливом оно обладает лучшей растворимостью в азотной кислоте, более стойко на воздухе и в воде, что важно для переработки, хранения облученного топлива и обращения с ним.

По мере изучения нитридного топлива с большей достоверностью выявляются его полезные свойства. Вследствие этого оно, наряду с карбидным топливом, рассматривается как перспективное для реакторов на быстрых нейтронах.

К настоящему времени в России и за рубежом увеличилось количество технологических исследований и реакторных испытаний мононитридного топлива. Успешно проведены или проводятся реакторные испытания мононитридного топлива в EBRII, Феникс,

423

БР-10, БОР-60 и др. при различных энергонапряженности и выгораниях. Следует отметить успешную эксплуатацию реактора БР-10 в течение 18 лет с мононитридной урановой активной зоной.

Однако объем технологических исследований и изучения свойств мононитридного топлива не достаточен.

33.1.Получение нитридного ядерного топлива

Внашей стране и за рубежом разрабатываются процессы получения смешанного мононитридного топлива из исходных сплавов урана с плутонием и их оксидов. За рубежом предпочтение отдается получению такого топлива из исходных оксидов. Сердечники, изготовленные с использованием в качестве исходных материалов оксидов и металлов, характеризуются высокой степенью гомогенности.

Исследования процессов получения смешанных нитридов из исходных оксидов и металлов (сплавов) показали возможность изготовления высокочистого мононитридного топлива периодическим

инепрерывным способами в лабораторном масштабе. Полученные результаты служат базой разработки технологии и необходимого оборудования для дистанционного изготовления топлива из исходных оксидов и металлов (сплавов), полученных после регенерации.

На данный момент можно выделить две наиболее перспективные технологические схемы получения мононитридов:

• карботермическим методом в атмосфере азота из исходных оксидов (с использованием оксида энергетического плутония);

• гидрирования и нитрирования исходных металлов и сплавов U, Pu (продуктов электрохимической регенерации).

33.1.1.Карботермический метод

Технологическая схема получения нитридов урана и плутония, основанная на данном методе, представлена на рис. 33.1.

В качестве исходных материалов используются оксиды урана и плутония, углерод в виде сажи, чешуйчатого графита, химические чистые аргон, азот и аргонно-водородная смесь.

Кислородный коэффициент диоксида урана находится в пределах 2,01–2,05. Шихта – оксиды и углерод, смешиваются в шаровой

424

мельнице в течение 4–5 ч. Установлено, что более перспективно смешение в автоматическом вихревом смесителе.

Рис. 33.1. Схема карботермического метода получения нитридов урана и плутония

425

Полученная шихта прессуется при давлении 150–200 МПа в брикеты (штабики) диаметром от 6 до 15 мм и высотой 4,0–6,0 мм. Плотность спрессованной шихты с применением различных видов углерода находится в пределах 40–42 % от теоретической. Брикетированная шихта загружается в вакуумно-компрессионную печь с графитовым нагревателем и постепенно нагревается. Возможны два варианта термообработки:

•нагрев в вакууме до 1400 °С с последующим подъемом температуры в атмосфере азота и выдержкой при 1600–1800 °С в течение 5–7 ч и охлаждение в атмосфере Ar;

•нагрев до 1800 °С в потоке химически чистого азота, выдержка при этой температуре в течение 5–12 часов и охлаждение в аргоне. Для снижения содержания углерода в последней трети выдержки при 1600–1800 °С вводится водород, либо в смеси с аргоном (Ar + 8 % H2), либо в смеси с азотом (N2 + 6 % Н2).

Проведенные исследования не выявили заметного преимущества какого-либо карбидизирующего агента. Содержание кислорода и углерода находилось в пределах 0,2–0,3 % каждого.

Изучение влияния продолжительности карбонитрирования проводили при температуре 1750 °С. Установлено, что с увеличением продолжительности термообработки с 1 до 7 ч при этой температуре происходит снижение содержания кислорода и углерода соответственно с 0,5 и 0,63 % до ~0,2 и 0,3 %.

Введение на последней стадии водорода в азот способствует некоторому снижению содержания в первую очередь углерода до 0,15 мас. %.

Первый вариант получения смешанного (уран-плутониевого) мононитрида с применением предварительного нагрева шихты в вакууме при 1400 °С позволяет достичь лучших результатов при меньшей общей продолжительности термообработки, чем по второму варианту. Однако второй вариант позволяет упростить конструкцию печи, создать непрерывный процесс и производить смешанный мононитрид в большем масштабе.

33.1.2.Получение из исходных металлов

Технологическая схема производства мононитридов из сплавов урана и плутония представлена на рис. 33.2.

426

В топливном цикле после электрохимической регенерации и рафинировочной плавки на синтез будет поступать сплав урана с плутонием. Нужный состав сплава получают вакуумным переплавом исходных металлов при температуре 1200 °С в течение 30 минут.

Синтез смешанного нитридного топлива проводится в горизонтальном аппарате из коррозионно-стойкой стали, обогреваемом надвигаемой электропечью. Исходные слитки урана и плутония помещаются в стальной противень, который загружается в аппарат. Полученный сплав гидрируется очищенным водородом при температуре 180–220 °С и затем нитрируется химически чистым азотом при 220–550 °С. Повышение содержание плутония в исходном сплаве и уменьшение продолжительности нитрирования снижают количество образующегося полуторного нитрида урана.

Полученный смешанный нитрид представляет собой порошок с размером частиц до 30–40 мкм и пригодный для дальнейшего изготовления из него топливных сердечников.

Необходимо отметить, что операции гидрирования и нитрирования проводятся последовательно в одном аппарате без перегрузки промежуточных продуктов. Процесс проверен на оборудовании периодического действия. Получение нитрида урана таким методом апробировано на установке непрерывного действия производительностью 1,5–2,0 кг/ч.

33.1.3. Изготовление топливных сердечников

Мононитрид, полученный карботермическим способом из оксидов, требует дополнительного дробления и измельчения до размера частиц менее 40 мкм. Порошок смешанного нитрида, синтезированный из исходных металлов (сплавов), сразу пригоден для изготовления топливных сердечников.

Для производства сердечников используют гранулированные и первичные порошки UPuN. Установлено, что для одногнездного прессования предварительное гранулирование порошка не обязательно.

Исходные порошки нитрида прессуются при давлении 100– 800 МПа, в результате полученные заготовки сердечников имеют плотность равную 45–55 % ТП.

428

Спекание сердечников проводится в вакууме и атмосфере азота (Ar+N2) при температуре 1550–1800 °С в зависимости от исходных размеров частиц порошка нитрида и требуемой плотности.

Сердечники из UPuN, изготовленные с использованием в качестве исходных материалов оксидов и металлов, отличаются высокой степенью гомогенности по содержанию плутония.

429

состоит из достехиометрических «полуторных» соединений в диапазоне от UN1,45 до UN1,49. α- и β-фазы образуются при температуре ~1073 К, а температура их разложения при давлении азота 1 атм. составляет ~1623 К. Динитридная фаза образуется при стехимометрическом соотношении N/U > 1,75. В табл. 33.1 приведены некоторые характеристики соединений U-N, PuN и U0,8Pu0,2N.

Таблица 33.1

Характеристики соединений U-N, PuN и U0.8Pu0.2N

Вид диаграммы состояния системы U-N зависит от давления азота при синтезе мононитрида. Так, при давлении азота 10 Па UN плавится инконгруэнтно при 2050 °C выделением азота и жидкого урана:

При давлении азота 0,1 МПа температура плавления повышается до 2800 °С, а при 0,50 МПа. UN плавится конгруэнтно при 2850 °С:

Температура диссоциации UN3 и UN2 при давлении азота 0,01; 0,1 и 0,5 МПа составляет соответственно 780, 1345 и 1520 °С. Мононитрид урана при низкой температуре практически не имеет об-

430