Тред №1102002

Перспективное топливо --- часть 2




В-третьих, это совместимость теплоносителя и топливной композиции. Несовместим сплав урана и плутония со свинцом! Таким образом, пока основной концепцией остается свинцовый реактор, нет возможности дальше разрабатывать концепцию с металлическим топливом. А поддерживать две не в состоянии даже такая богатая страна, как Россия.

В России научно-исследовательские работы по урану, плутонию и цирконию велись активно, потому что были определенные преимущества такого топлива и внедрение было — ходили ледоколы на активных зонах с уран-циркониевым топливом. Сегодняшняя экологическая проблема на Кольском полуострове с хранением десяти активных уран-циркониевых зон связана именно с тем, что отсутствуют технологии их переработки. Велись исследовательские работы, которые были доведены до внедрения. Но дальнейшие действия не вписываются в сегодняшнюю концепцию. И пока Россия не отменит направление работы по реактору со свинцовым теплоносителем, другие исследования не начнутся. Безальтернативно остался только нитрид урана-плутония.
Подводим итоги: применение смешанного нитридного уран-плутониевого топлива объективно является более целесообразным, потому что обладает эффективной плотностью в твэле на уровне 11 граммов на 1 куб. см, обеспечивает соответствующую загрузку урана и плутония в активную зону, обеспечивает коэффициент воспроизводства в активной зоне на указанном уровне, довольно низкий запас реактивности, соизмеримый с величиной β, обладает хорошей совместимостью с материалом оболочек, в отличие от карбида и металлического топлива, хорошей совместимостью с теплоносителем, и что очень важно — имеется определенный опыт применения, обоснования и использования. И все-таки спор о том, нужно или нет закладываться на использование высокоплотного топлива в системах с современными быстрыми реакторами, остается. Многие сторонники использования MOX-топлива говорят об ослаблении требований реактивности.
Как показано в таблице, в нитридном топливе плотность повышена. И зеленый цвет должен был бы означать, что оно лучше, а красный — хуже. Но есть нюанс. Мы считаем практически решенной задачу достижения выгорания оксидного топлива в быстрых реакторах на уровне 15%. Штатное выгорание сейчас составляет максимально 11,3% (очень много работ проведено было по повышению радиационной стойкости, и реальным вполне является достижение выгорания 14-15%, это ближайшее будущее). А чуть более отдаленное будущее, которым мы активно занимались все это время, — это достижение выгорания 20%. И это тоже реально. Про нитридное топливо можно сказать сегодня (в силу того, что у него свое «поведение»), что практически гарантировано выгорание на уровне 5%. Это считается безопасным и возможно сейчас применить и использовать. Может быть, путем больших и серьезных усилий мы сумеем увеличить максимальное выгорание, достичь величины 8%, как было достигнуто в реакторе БР-10. Но выгорания, заявленного на уровне 10-12%, достичь будет очень сложно. Обеспечить с малой вероятностью отказа топлива, при этом обеспечить надежность и вероятность отказа на уровне 10-6, — я думаю, будет очень сложно. Поэтому сегодня мы должны сравнивать топливные циклы, когда говорим об оксидах и нитридах, имея в виду, что на оксидах достигнем 15% выгорания, а на нитридах — 5%. И будем пускать эти реакторы и достигать таких выгораний на первых опытных установках с перспективой увеличения.
Стоит упомянуть один нюанс. Характеристики, связанные с изготовлением топлива, довольно чувствительны к разным технологическим параметрам, то есть, например, к допускам на геометрические размеры, количество плутония, плотность топлива и так далее. Записывая в технических условиях плотность и задавая допуск, мы тем самым должны понимать, что если учесть все допуски, то произойдет либо перезагрузка топлива, либо недогрузка. Например, топливная компания поставляет сборки на реакторы ВВЭР-1000 в «Росэнергоатом», где тоже введен соответствующий допуск на количество урана. И записано, что должно быть 494 кг диоксида урана в топливной сборке для реактора проекта 392. А поставляют в каждой сборке стабильно на 2-2,5 кг урана меньше. При этом соответствуют ТУ. Но потребитель, загрузив себе 163 сборки, в каждую из которых на 2 кг урана меньше, вдруг обнаруживает, что у него длительность кампании начинает страдать. И оказывается, что технологические причины — это разбросы, которые препятствуют выполнению требований, — и это нужно учесть.
Есть еще одно интересное обстоятельство, которое не касается топлива, но которое тоже нужно иметь в виду, — это погрешности нейтронно-физических расчетов. Наверное, многие знают, что они высокие и соизмеримые с этой величиной. И когда мы поставили суперзадачу сделать так, чтобы в этой технической системе запас реактивности не превышал определенной величины, то обеспечить это требование с учетом технологических погрешностей и погрешностей методик расчета оказывается довольно сложно, может быть, вообще невыполнимо. Получается интересная ситуация — задачу ставят идеологи, но на практике решить ее невозможно.
Есть одно обстоятельство, о котором стоит рассказать отдельно, — это пирофорность порошков ядерного топлива при изготовлении. Порошок нитрида урана и нитрида плутония горит, а диоксида урана и диоксида плутония — не горит. Со вторыми можно работать на воздухе, а с первыми — нельзя. Понятно, что работа технологов должна выполняться в защитных боксах и в инертной атмосфере, что существенно увеличивает стоимость и усложняет работу.
И еще одна проблема — углерод-14! Противники нитридного топлива постоянно указывают на выработку углерода-14, который недопустимо выпускать в окружающую среду. Технологи по дальнейшей радиохимической переработке должны решить эту задачу, она для них неприятная и сложная, и над этим ведется кропотливая работа.
Еще раз подчеркну, что на сегодняшний день получить необходимые характеристики по запасу реактивности, по коэффициенту воспроизводства с MOX-топливом в конфигурациях активных зон, которые мы сегодня реально применяем, не удается, а при использовании плотного топлива это реально. При этом мы лишили себя возможности нарабатывать оружейный плутоний, то есть практически даром получать ценнейшее сырье, но зато удовлетворили требование нераспространения. Серьезный вопрос для идеологов: продолжать работу в рамках данной концепции либо сменить концепцию.
При рассмотрении всех характеристик становится понятно, что ничего, кроме нитридного топлива, природа нам не дала. С точки зрения экономической эффективности задача не решена. Нужно твердо понимать, что вместо 20% выгорания на оксидном топливе мы будем работать при выгораниях в три-четыре раза меньших, соответственно, в три-четыре раза увеличивая объемы переработки топлива, потому что количество его то же самое, а использовать надо будет в три раза чаще. И это тоже плата за использование такого топлива. Шансов достижения выгорания больше чем 7-8% немного, и пределом можно считать 10-12%. Технологий увеличения пока нет, и, соответственно, целесообразность всего процесса и смысл пока не ясны.
Общее техническое состояние работ с нитридным топливом таково: две активные зоны в течение 14 лет испытывались в реакторе БР-10. Работы проводились с 1970-х годов в Обнинске на реакторе и в НИИАР. Изготавливалось топливо для НИИАР в 9-м институте, в том числе и смешанное уран-плутониево-нитридное топливо, но по технологиям, которые сегодня пересмотрены и не используются. Результаты испытаний и исследований нитридного уранового топлива позволили установить основные закономерности его поведения в реакторных условиях:
• жесткое распухание под воздействием твердых продуктов деления, соответствующее увеличению объема на 0,132 см3 при накоплении 1 г оск. / см3 топлива;
• аддитивно-газовое распухание в диапазоне от 0,033 см3 при накоплении 1 г оск. / см3 топлива и более при повышении температуры выше ~900 °C;
• газовыделение под оболочку твэла, увеличивающееся при искусственном увеличении исходной пористости спеченной таблетки, одновременно снижающее величину газового распухания.
И были найдены способы органического управления процессами в нитридном топливе, влияющими на работоспособность.
Результаты, известные еще 40-50 лет назад, о характеристиках распухания топлива сегодня более или менее подтверждаются. Нарабатываются осколки деления, топливный сердечник распухает, скорость распухания связана с тем, сколько нарабатывается осколков деления с увеличенным объемом. В 1963 году ученые доказали, что 0,132 см3 при выгорании одного грамма осколков топлива накапливается для диоксида урана. Это примерно означает 13% на процент выгорания для оксидного топлива. Сегодня для нитридного топлива примерно такие же характеристики и используются. Этот опыт привел к тому, что мы просто подтверждаем те результаты, которые 50 лет назад писались в книгах и в методике расчета твэлов, изданной в 1975 году. То есть в последние 50 лет наука всего лишь подтверждает или уточняет данные, которые были получены великими людьми еще в 1963 году.
Продолжая оценивать общее техническое состояние работы, хочу отметить следующее. Установленные закономерности поведения нитридного уранового топлива получили подтверждение при эксплуатации реактора БР-10 с нитридной активной зоной UN в период с 1984 по 2002 год. Всего было облучено 660 + 590 твэлов. Установленная в проекте твэлов величина максимального выгорания 8% т. а. также подтвердилась, при увеличении выгорания выше проектного наблюдалась повышенная разгерметизация.
Принято считать, что причиной разгерметизации является жесткое нагружение оболочки распухающим сердечником. Этот процесс может быть хорошо спрогнозирован после выполнения ориентированной на это программы реакторных испытаний. Факторы преждевременных разгерметизаций с частотой ~10-3 свидетельствуют о наличии дополнительного несистемного фактора. Однозначного понимания этого фактора пока нет. Мероприятия по преодолению этого фактора будут проведены. Это — качество таблеток, фаски, контроля топливного столба, регламенты изменения мощности и реакторной установки, регламенты перестановок ТВС в реакторе.
Было принято считать, и это стало бесспорным утверждением, что оболочка твэлов разрушается в результате жесткого нагружения распухающим сердечником. К сожалению, надежность в реакторе БР-10 была не очень высокая, и были факты, когда происходили высокие выгорания, из чего я лично делаю вывод: если в твэле все построено идеально, то можно достичь выгорания 8-9%. Но есть случайный фактор. Случайный и не понятый до конца, который приводит к преждевременному разрушению. На сегодняшний день технологи активно работают в этом направлении. Определенное количество работ выполнялось, но это единичные и считаные эксперименты — в Америке, Франции и СССР. Были достигнуты очень хорошие результаты — до 12% выгорания тяжелых атомов, правда, не нашего топлива — нитрида урана-плутония, но совершенно с другим содержанием плутония. Можно ли их использовать как референтный опыт? Вопрос сложный. Экспериментальные показатели демонстрируют возможность достижения высоких характеристик. Но при этом вероятность выхода из строя твэлов должна быть не более чем 10-6.
Во ВНИИНМ длительное время проводятся комплексные реакторные исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, была создана база данных по свойствам нитридных комплексных композиций. Также в период с 1980-х по 2000-е годы были проведены отдельные испытания нитридного топлива в БОР-60. В рамках российско-французского эксперимента BORA-BORA было облучено несколько ТВС с UN с выгоранием до 8-11% т. а., несколько твэлов с UPuN с выгоранием от 4 до 8,95% т. а., четыре твэла UPuN с повышенным содержанием Pu до 60% и выгоранием до 12% т. а. Данные, свидетельствующие об отличиях в поведении смешанного от уранового топлива, получены не были. Отдельные, более успешные испытания, например BORA-BORA, подтверждают, что резервы у нитридного топлива имеются и цель — нивелировать несистемные факторы. Поэтому принято считать, что основные закономерности реакторного поведения нитридного топлива не отличаются от уранового топлива.
Сегодня в отрасли практически создана экспериментальная база для проведения исследований, за исключением минор-актинидов, вовлечения их в топливо и в топливные циклы. Вместе с этим требуется разработать программу создания экспериментальной базы для отработки технологий рефабрикации топлива, содержащего минорные актиниды и некоторые количества осколков деления, включая макеты камер для отработки технологий рефабрикации топлива, его обслуживания и ремонта.
Вся сумма накопленных знаний по твэлам с нитридным топливом показывает, что при соответствии твэлов техническим требованиям их надежность может быть высокой в начальный период эксплуатации и требует дополнительных НИОКР для увеличения выгорания. Порог бесспорной работоспособности сегодня оценивают в 5% т. а. (с увеличением до 8%, в более далекой перспективе до 10%). Достичь этого можно оптимизацией конструкций и технологическими приемами.
Дальнейшее повышение выгорания требует оптимизации конструкции и проведения исследований. Если экономика не требует достижения высоких выгораний, то обоснование первоначального использования смешанного нитрида с ограничением выгорания весьма вероятно, а также отпадает необходимость использования новых радиационно стойких сталей для БН и можно вернуться к проверенным ЧС-68хв (ЭК-164).




По моей оценке, лицензировать топливо, то есть получить одобрение Ростехнадзора на технический проект, получить лицензию на эксплуатацию, доказать безопасность топлива и возможность достижения заявленных выгораний возможно будет до 2020 года, когда должен пускаться реактор БРЕСТ. В случае выполнения большой программы экспериментальных исследований: 17 тепловыделяющих сборок для реакторов БОР-60 и около 15 экспериментальных тепловыделяющих сборок в реакторе БН-600, проведения послереакторных исследований, возможно, будет получен набор экспериментальных данных для лицензирования и запуска новейших быстрых реакторов.

Кстати, из этого следует страшно интересный вывод. Вывод этот коварный и многим не нравится. Раз у нас топливо ограничивает выгорание, ограничивает срок пребывания в активной зоне, то оно ограничивает и повреждающую дозу на материалах, оболочках и на конструкционных материалах. Оказывается, что вся борьба человечества за достижение максимальных разрешенных повреждающих доз не нужна: топливо все равно не сможет столько дать, и с этой точки зрения не нужны супер радиационно стойкие стали. И поэтому можно не решать эту проблему, а взять уже достигнутый уровень, очень хороший уровень, но обоснованно можно считать на стали К-64 и 120 смещений на атом. И этого вполне достаточно.

02.09.2014

К недостаткам смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, требующих решения при разработке, относятся следующие моменты. 

Во-первых, это накопление радиоактивного изотопа углерода-14, требующее принятия мер для предотвращения его попадания в окружающую среду при переработке ОЯТ. За последние два года было найдено решение этого важнейшего вопроса через использование пирохимических технологий переработки. 

Во-вторых, это ограниченный по сравнению с MOX-топливом ресурс твэлов и выгорания вследствие отличающихся физико-механических свойств — порядка 10% вместо 20%. Это означает, что должна происходить более частая рециркуляция топлива. Соответственно, финансовые затраты будут происходить чаще и больше, и вроде бы ядерных материалов мы не теряем, но несем затраты технологические. 

Получается, вопрос сводится к экономике: в отличие от открытого топливного цикла, где затраты на фабрикацию топлива включают приобретение сырья и должны окупиться за один цикл облучения, при многократном циклировании топлива в ЗЯТЦ в затраты на топливо не входит приобретение сырья, а входят только затраты на переработку и изготовление. Вопросами экономического обоснования всего процесса занимается инновационно-технологический центр проекта «Прорыв». Это команда специалистов, которые проводят оценку затрат, в том числе связанных с рефабрикацией топлива, радиохимическими переделами и так далее. Мы предполагаем, что в 2014 году будут готовы все проекты реакторных установок, в 2015 году будут сделаны все технические задания и проекты по радиохимическим комплексам и в 2015 году мы получим экономическое обоснование целесообразности всего процесса. То есть мы надеемся, что суперцель идеологов будет подтверждена.

В-третьих, возникает проблема лицензирования нитридного топлива. У нас нет аттестованных методик, расчетных кодов, слишком небольшая экспериментальная база данных по результатам. Сегодня невозможно построить матрицу верификаций для аттестации расчетных кодов, а без этого нечего лицензировать. Данная задача должна быть решена до 2019 года: необходима большая исследовательская работа. И вся программа на отраслевых предприятиях сейчас нацелена на достижение одной цели — получить лицензию на эксплуатацию в 2019 году. Суперзадача, но решение ее представляется вполне возможным. Впрочем, такая же проблема существовала бы для карбидного и металлического топлива.