6.4.2 Смешанное нитридное топливо для быстрых реакторов.

Смешанное нитридное уран-плутониевое топливо (СНУП топливо) представляет собой смесь нитрида урана и нитрида плутония. Содержание плутония в топливе, как правило, лежит в интервале 10 – 20 % тяж. ат. Главная особенность использования урано-плутониевого топлива в быстрых реакторах состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20–27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Стратегии развития атомной энергетики ряда стран ставят задачу создания и широкого использования в XXI веке реакторов на быстрых нейтронах с улучшенными характеристиками по следующим направлениям: безопасность, ресурсообеспечение, экономика, воздействие на окружающую среду, нераспространение. Ключевая роль в выполнении этих требований принадлежит топливу и топливному циклу. Одним из кандидатов на решение перечисленных задач является технология получения и использования смешанного уран-плутониевого нитридного топлива.

Преимущества нитридного топлива.

Особенностью нитридного топлива в отличие от оксидного является более высокая степень удержания газовых продуктов деления и химически активных элементов, таких как цезий, йод, селен, теллур. Это уменьшает химическое взаимодействие агрессивных продуктов деления с оболочкой твэлов. Выход агресивных продуктов деления Cs, Se, I, Te значительно меньше, чем из оксидного топлива. Это ведет к значительно меньшей коррозии оболочки со стороны топлива.

Использование в быстрых реакторов мононитридного уран-плутониевого топлива высокой плотности (~ 13г\см³) и теплопроводности (в 10-15 раз большей, чем у оксидов) позволяет принципиально изменить конструкцию и параметры быстрого реактора. Главным здесь является возможность отказа от уранового бланкета, а также, снижение температурных эффекта реактивности, выгорания и запасов реактивности до безопасных уровней. Низкая температура топлива предотвращает перегрев и разрушение оболочек твэлов при аварийной потере охлаждения или вводе реактивности, превышающей регламентные значения. Отказ от уранового бланкета и замена его отражателем (допустим из свинца) делает пустотный эффект реактивности отрицательным и исключает наработку оружейного плутония. Недостатком мононитридного топлива является образование экологически опасного углерода-14 по реакции N(n,p) ¹⁴С. В будущем в нитридном топливе может быть использован азот, обогащенный азотом-15, что уменьшит количество образующего С-14, приведет к экономии нейтронов и топлива и компенсирует затраты на обогащение азота.

Технологии изготовления СНУП топлива.

В России разрабатываются процессы получения смешанного нитридного топлива из исходных сплавов урана с плутонием и их оксидов. Известны альтернативные технологии получения смешанного нитрида из исходных оксидов. На лабораторном уровне показана технологическая возможность получения высокочистого нитрида из исходных оксидов непрерывным способом. Все выглядит проще при использовании в качестве исходных материалов металлических урана и плутония. В этом случае уменьшается количество применяемого оборудования и повышается производительность процесса (рис. 6.9). Хорошие результаты получены при спекании в атмосфере азота или аргона при температуре до 1900 С. Проведенные радиационные испытания нитридного топлива в исследовательских реакторах показали его высокие эксплуатационные характеристики, совместимость с конструкционными сталями и жидкими металлическими теплоносителями.

При переработке нитридного топлива по инновационным неводным технологиям образуется значительно меньшее количество радиоактивных отходов. Один из возможных процессов – электрохимическая регенерация в расплавленных солях. В качестве конечного продукта регенерации предполагается получать сплав урана с плутонием.

. В России и Японии продолжаются экспериментальные исследования пироэлектрохимического процесса регенерации мононитридного топлива. Достоинством этого процесса является отсутствие дополнительно вводимых в основной процесс реагентов одноразового применения помимо многократно используемых компонентов электролита, что исключает образование дополнительных отходов.

Основная проблема уран-плутониевого топлива – необходимость разработки технологических процессов изготовления твэлов дистанционными методами, из-за присутствия достаточно опасного для здоровья плутония.

Топливный цикл быстрого реактора с нитридным топливом делится на следующие этапы, которые совпадает с этапами замкнутого топливного цикла традиционного быстрого реактора за исключением цикла воспроизводящих экранов:

• облучение топлива в реакторе;

• послереакторная выдержка облученных ТВС и их транспортировка в цех по регенерации;

• разделка ТВС, извлечение топлива и отделение стальных элементов ТВС;

• радиохимическая переработка топлива;

• корректировка топливной смеси;

• изготовление топливных таблеток;

• изготовление твэлов и ТВС;

• временное хранение;

• транспортировка в реактор.

Серийное внедрение нитридного топлива связано со строительством быстрых реакторов нового поколения и будет способствовать повышению характеристика по конкурентоспособности, безопасности, экономичности всего топливного цикла, повышению стойкости к несанкционированному распространению ядерных материалов.