Хранение отработанного ядерного топлива. Методы переработки ОЯТ. Перспективные виды ядерного топлива, страница 4

При оценке характеристик топлива важное значение имеет поведение топлива при аварийных ситуациях. Одна из рассматриваемых проектных аварий для водоохлаждаемых реакторов - разрыв водяного напорного коллектора и потеря охлаждения по основному тракту подачи теплоносителя. Расчеты, выполненные для реактора типа ВВЭР-1000 с активной зоной из матричных твэлов показали, что в этом случае максимальная температура твэлов не превысит 500°С, что значительно ниже, чем для существующего оксидного топлива и гарантированно не приведет к разгерметезации оболочек.

В настоящее время в России существует лабораторная технология изготовления матричных твэлов. В высокопоточном исследовательском реакторе «МИР» проводятся испытания матричных модельных твэлов на энергетических режимах ВВЭР-1000. Достигнутое к настоящему времени рекордное выгорание составляет 80МВт×сут\кг U, и все испытываемые твэлы сохраняют герметичность и геометрические размеры. Предварительные расчеты и измерения показывают, что данные топливные элементы способны обеспечить выгорание не ниже, чем 120 МВт*сут\кг U.

Основным недостатком матричного топлив ана сегодняшний день является отсутствие технологий переработки. Пока имеются лишь предварительные оценки обоснования переработки матричных элементов путем термогазохимической обработки твэлов на воздухе при температуре 1000°-1100°С в течение нескольких часов для технологической цепочки завода РТ-1 комбината «Маяк». При дальнейшем подтверждении расчетных характеристик матричного топлива в процессе его испытаний можно ожидать его внедрение даже в проектах действующих АЭС, так как это не требует каких-либо серьезных  изменений конструкции активной зоны реактора.

Заявленные преимущества выглядят достаточно убедительно и позволят значительно повысить безопасность и экономичность атомной энергетики.

Смешанное уран-плутонивое оксидное топливо (МОКС)

МОКС – это смешанное уран-плутонивое оксидное топливо. Плутоний   должен быть введен в технологический цикл по изготовлению MOX-топлива на специальном заводе, который часто интегрируется с перерабатывающим предприятием. Выход продукции перерабатывающего предприятия строго скоординирован с загрузкой мощностей завода по изготовлению MOX-топлива. Это делается для того чтобы избежать создания неиспользуемых запасов плутония. Если плутоний хранится в течение нескольких лет, то увеличивающийся в нем уровень содержания изотопа Америция-241 (используемого в бытовых датчиках задымления помещений), создаст трудности при производстве MOX-топлива из-за повышения уровня гамма излучения. Предприятия по изготовлению МОКС-топлива имеются во Франции, Бельгии, Великобритании и Японии. Суммарный объем производства МОКС-топлива невелик и составляет около 400 тонн в год.

Нитридное топливо для быстрых реакторов.

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.

Основные свойства.

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.

Преимущества нитридного топлива: