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. Отказ от уранового бланкета и замена его отражателем (допустим из свинца) делает пустотный эффект реактивности отрицательным и исключает наработку оружейного плутония.
Недостатки:
Недостатком мононитридного топлив аявляется 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.
Состояние технологии изготовления нитридного топлива
В России разрабатываются процессы получения смешанного мононитридного 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 мононитрида 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. Хорошие результаты получены при спекании в атмосфере азота или аргона при температуре до 1900 С. Проведенные радиационные испытания нитридного топлива в различных исследовательских реакторах показали его высокие эксплуатационные характеристики, совместимость с конструкционными сталями и жидкими металлическими теплоносителями. Создание замкнутого топливного цикла требуют уменьшения водных объемов радиоактивных отходов и разработки пирохимических (неводных) процессов регенерации облученного мононитридного топлива. 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. В России для изучения процессов водно-химической регенерации облученного нитридного топлива рассматриваются возможности действующих технологических линий по регенерации оксидного топлива завода РТ-1.
Основная проблема уран-плутониевого топлива – необходимость разработки технологических процессов изготовления твэлов дистанционными методами, в основном,из-за присутствия достаточно опасного для здоровья плутония.
Этапы топливного цикла быстрого реактора с нитридным топливом.
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 иопливных таблеток;
- изготовление твэлов и ТВС;
- временное хранение;
- транспортировка в реактор.
Схема замкнутого топливного цикла на основе нитридного ядерного топлива приведена на рис.1.
Уважаемый посетитель!
Чтобы распечатать файл, скачайте его (в формате Word).
Ссылка на скачивание - внизу страницы.