Технологии
Перспективное топливо

Мы продолжаем публикацию серии лекций, прозвучавших в рамках молодежной школы «Быстрые реакторы». Главный технолог проекта «Прорыв», экс-директор НИИАР Владимир ТРОЯНОВ рассказывает о перспективном топливе для быстрых реакторов.  

Всегда считалось, что быстрый реактор должен работать в замкнутом топливном цикле, то есть иметь уран-плутониевое топливо. MOX-топливо использовалось многократно, но постепенно стали приходить к выводу, что его дальнейшее применение является нецелесообразным. Главный вопрос заключается в том, когда принять стратегическое решение и начать использовать другой вид топлива.

В данном случае уместно вспомнить интересную историю. В 1940-х годах концепция быстрых реакторов и бридинга еще не была подтверждена и только зарождалась — сначала у американских ученых, потом в Советском Союзе ее активно начал развивать Александр Ильич Лейпунский, собственно, он был родоначальником данного направления. В то время всем было понятно, что топливо должно быть с эффективной плотностью в активной зоне больше чем 10 граммов на 1 куб. см. Именно тогда можно реализовать хорошие условия бридинга и получить очень высокий коэффициент воспроизводства, но самое главное — получить коэффициент воспроизводства в активной зоне больше единицы, то есть реализовать основное преимущество быстрых реакторов. Можно получить коэффициент воспроизводства с учетом периферийных, осевых бланкетов порядка 1,5. Но при этом в активной зоне коэффициент воспроизводства будет меньше единицы, соответственно, вы не сможете обеспечить принцип малого запаса реактивности и реализовать идею получения запаса меньше β.

Чем сегодня не устраивает MOX и почему в нынешней современной концепции сделан выбор в пользу смешанного нитридного уран-плутониевого топлива? Какие альтернативные варианты активно развиваются в мире и могут быть применены в России? Какие проблемы связаны с переходом на новое топливо? Попробуем разобраться.

Требования к топливу быстрых реакторов выдвигаются следующие:
• обеспечение требуемых нейтронно-физических характеристик (НФХ);
• совместимость с конструкционными материалами и теплоносителем;
• стойкость при проектных выгораниях;
• высокая теплопроводность (снижение запасенной энергии, снижение температуры, повышение запаса до разложения топливной матрицы, увеличение диаметров твэлов, уменьшение их количества и доли конструкционной стали в активной зоне);
• удержание газовых продуктов деления в топливной матрице в эксплуатационных режимах и переходных процессах;
• наличие экономически привлекательных технологий регенерации и фабрикации.

Теперь подробнее о каждом пункте. Обеспечение определенных нейтронно-физических характеристик является одним из основных требований к топливу быстрых реакторов. И главный тезис — это минимальный запас реактивности в течение всего цикла эксплуатаций. В идеале — меньше 1β. Но только сделать это, оказывается, чрезвычайно трудно, даже если у вас коэффициент воспроизводства в активной зоне — единица. Далее от этой концепции можно двигаться несколькими путями. При желании можно установить урановые бланкеты, но здесь в активной зоне коэффициент воспроизводства должен быть близким к единице для соблюдения принципов безопасности, которые сегодня не учитываются.

Принцип совместимости с конструкционными материалами и теплоносителем понятен по житейским соображениям. Кастрюля, в которой готовят, не должна ржаветь, ее оболочка должна сохранять свою целостность, механическую прочность, чтобы не было коррозионных повреждений, которые могут приводить к разным эффектам. То есть, например, не должно быть науглероживания оболочки, потери пластичности, охрупчивания и разрушения в процессе эксплуатации. Но существует важный момент, о котором часто забывают, — совместимость с теплоносителем. При обосновании безопасности ядерной установки принимаются во внимание разные обстоятельства, в том числе — какие будут процессы проходить, какая будет радиоактивность теплоносителя в случае, если в радиоактивной зоне присутствуют случайно разгерметизировавшиеся или разрушенные твэлы. Очевидно, что они обосновываются на весь ресурс и должны быть целыми, однако на практике, мы знаем, почти не бывает блоков, где нет разгерметизировавшихся твэлов. И их отсутствие — это огромный успех, недостижимый идеал, к которому стремятся атомные станции всего мира, — нулевой отказ ядерного топлива. Это как заклинание, вы могли его слышать. Таким образом, если в активной зоне присутствует разгерметизировавшийся твэл и возможно проникновение в него теплоносителя, то должна быть обеспечена совместимость, чтобы не происходило физико-химического взаимодействия, когда все продукты деления будут выноситься в теплоноситель. В итоге это может стать катастрофой в том смысле, что из-за повышения активности теплоносителя необходимо будет останавливать блок, искать и вынимать кассету, нести огромные экономические потери. Соответственно, требование совместимости является обязательным.

Требование стойкости при проектных выгораниях — понятие неточное и в общем-то некорректное. Потому что экономика требует, чтобы выгорало максимальное количество топлива, настолько, насколько это возможно. В конце концов, разработчик топлива, конструктор-технолог, устанавливает этот предел выгорания, и сегодня для БН-600 установлено 11,3% выгорания на оксидном топливе. Больше нельзя. Но при достижении этой величины, установленной в проекте, у нас должна обеспечиваться высокая надежность, что является стремлением к нулевому отказу.

Очень интересное требование — высокая теплопроводность, которая переводится в понятие «снижение запасенной энергии». Если температура топлива составляет 2 тыс. °C, а такое возможно в оксидном топливе, то запасенная энергия очень высокая (высокая температура топлива — серьезная проблема для ВВЭР). Если неожиданно по какой-то причине прекращается теплоотвод, а причины могут быть разные, то именно за счет того, что запасенная энергия подогревает теплоноситель, возрастает температура твэла, температура оболочки и температура теплоносителя. Если запасенной энергии меньше, то разогрев меньше. Если температура топлива не очень сильно превышает температуру теплоносителя, авария происходит совершенно по-другому и гораздо легче — температуры оболочки не достигают предельных значений.

Следующий показатель — термохимическая стабильность топливной матрицы (повышение запасов для размножения). Многие знают, что при повышении температуры начинается диссоциация, распадается нитрид, выделяется азот. Данные процессы можно регулировать, если создать соответствующее давление азота. Но существуют пределы, когда не температура плавления определяет работоспособность элемента, а именно понятие «термохимическая стабильность топливной матрицы».

На сегодняшний день при разработке активных зон быстрых реакторов наметился тренд к увеличению диаметров тепловыделяющих элементов. Это происходит потому, что для достижения нейтронно-физических характеристик нужно искать способы повышения загрузки, удельной доли топлива в активной зоне. Этого можно достичь, если вместо тонких твэлов, которые сегодня используются на БН-600 — на 6,9 мм с толщиной оболочки в 0,4 мм (объем конструкционного материала занимает весьма большую часть), — перейти на твэлы большего размера.

Сегодня в новых проектах БН-1200 рассматривается твэл на 10,5 мм с толщиной 0,5 мм. Соответственно, объемная доля стали уменьшается, а объемная доля топлива возрастает. Это способствует тому, чтобы одновременно с повышением плотности топлива достичь тех эксплуатационных характеристик, при которых коэффициент воспроизводства может быть равным единице.

Необходимым требованием также является удержание газовых продуктов деления в топливной матрице в эксплуатационных режимах и переходных процессах. Потому что в случае разгерметизации твэлов попадание накопленных и выделившихся из топлива газовых осколков приведет к повышению активности теплоносителя, с одной стороны, а с другой, выделение из топливной матрицы газовых осколков приводит к возрастанию давления внутренней оболочки твэла, ее деформации и возможному разрушению. Соответственно, данные процессы должны быть оптимально сбалансированы.

Совершенно естественно, что когда мы говорим о требованиях к топливу, одним из основных экономически важных требований является стремление к нахождению дешевых технологий его переработки и фабрикации. Предложение о добавлении в топливо золота и улучшения его характеристик в данном случае не рассматривается, разве что как шутка.

При рассмотрении данных требований возникает понимание необходимости постепенного отказа от окисного топлива.

Основные требования к разработке топлива для замкнутого цикла нельзя игнорировать, потому что должна существовать система, при которой топливо будет вскрываемое, перерабатываемое, которое можно растворить, например, извлечь из него все необходимые продукты и вовлечь обратно.

Исходные предпосылки разработки топлива для ЗТЦ таковы:
• необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле;
полное воспроизводство плутония в активной зоне без ураносодержащих экранов при КВ 1,05 (безопасность и технологическая поддержка режима нераспространения ядерных материалов);
• трансмутация наиболее опасных долгоживущих актинидов и продуктов деления и глубокая очистка РАО от этих нуклидов с достижением радиационного баланса между РАО, которые хоронят в земле, и извлекаемой из земли урановой рудой (радиационная безотходность);
• при захоронении РАО — природоподобие и радиационно-миграционная эквивалентность.

Необходимость периодической регенерации и фабрикации топлива в замкнутом цикле — это исходное требование и предпосылка к разработке. Стоит сказать, что периодическая регенерация — это совершенно отдельный вопрос: а с какой частотой? Когда мы работаем в открытом топливном цикле, то один раз вложив много денег в изготовление топлива, в добычу руды, обогащение, стремимся достичь как можно более высоких выгораний, так как отработанное топливо в итоге выкидываем. В замкнутом топливном цикле вся картина совершенно другая. Мы периодически его забираем, извлекаем ценные продукты, радиоактивные отходы отправляем на захоронение, топливо крутится в едином цикле, затраты на добычу урана и на обогащение отсутствуют. И появляется возможность проводить процесс гораздо быстрее, нет затрат на рефабрикацию топлива. Но возникает другая сторона — это стоимость самой периодической процедуры. Все очень просто, баланс двух величин: в данном случае нет сырья, но возникают затраты на переработку. И отсюда, решая оптимизационную задачу, мы должны получить величину оптимального выгорания, которой нужно достигать в замкнутом топливном цикле (ее пока никто не знает!).

Существует одно из основополагающих требований в концепции замкнутого топливного цикла, которое связано с глобальным принципом нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов. Мы не должны создавать уран оружейного качества, который может быть использован для создания ядерного оружия. Соответственно, должны воспроизводить плутоний без ураносодержащих экранов при КВ 1,05. Но история процесса такова, что если в воспроизводящем экране нарабатывается плутоний, то его необходимо отдельно перерабатывать от всего массива ядерного топлива, то есть выделить из топлива плутоний, который можно потом вовлечь в цикл и использовать. Возникает момент, когда выделяется оружейный плутоний, который можно украсть и применить в злонамеренных целях. И исключить технически это невозможно.

Единственный способ предотвращения возможной террористической угрозы — отсутствие наработки плутония в экранах. Именно по этому поводу идут горячие споры по всему миру, в том числе в России. Специалисты одного направления считают, что исполнить принцип нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов невозможно, если мы используем боковой бланкет и ведем отдельную переработку и выделение плутония оружейного качества, другие считают это ерундой. Единого мнения по этому вопросу не существует. Мы же пытаемся удовлетворить этот принцип, по крайней мере, мы его записали.

Интересный вопрос с обеспечением трансмутации долгоживущих актинидов и некоторых продуктов деления. Это парадигма, и реально речь, конечно, идет только о нептунии, америции, кюрии и, возможно, еще нескольких элементах, которые целесообразно дальше облучать нейтронами и трансмутировать. Действительно, названные элементы могут обеспечивать очень длительное время высокую радиоактивность отработавшего топлива, выделенных оттуда продуктов. Действительно, при облучении быстрыми нейтронами их можно переводить в другую форму и «выжигать». Реально, по общему мнению, должен выделяться кюрий, который в течение достаточно небольшого времени, измеряемого одной-двумя сотнями лет, распадается, и хранение в такое обозримое время обеспечит экологическую безопасность. С нептунием найдены все технологические способы и приемы вовлечения в топливо и изготовления топлива с его помощью. Остается изотоп америций, по которому нет технологического решения вовлечения в топливный цикл и обеспечения трансмутации. Но, если не обеспечить трансмутацию, невозможно выполнить принцип малой активности отходов в топливном цикле с быстрыми реакторами. То есть америций необходимо уничтожить, но технологического решения до сих пор не предложено. Десятилетиями люди работают над этим вопросом. Еще нобелевский лауреат Карло Руббиа активно двигал направление ускорительно-управляемых систем специально для того, чтобы иметь высокоэнергетичные нейтроны, которые лучше выжигают америций. Существовали и многие другие концепции.

Другими исходными предпосылками разработки топлива для замкнутого топливного цикла являются:
• допустимость низкой степени очистки топлива быстрых реакторов от продуктов деления при регенерации и желательность исключения использования производств замкнутого топливного цикла для извлечения из облученного топлива плутония (технологическая поддержка режима нераспространения ядерных материалов);
• минимизация транспортировки больших масс высокоактивных и делящихся материалов;
• экономическая эффективность ядерной энергетики.

В целом, для чистоты концепции, перед людьми, которые занимаются разработкой технологий, стоит глобальная задача, найти решение для которой чрезвычайно сложно. В идеале необходимо создать такую технологию, при которой при переработке ядерного топлива выделяющиеся оттуда радиоактивные элементы не выпускаются в окружающую среду, не отправляются на захоронение, а закручиваются в цикле на рефабрикации и используются в этом топливе. Изготовить топливо из высокоактивных материалов, включающих в себя тот же самый америций, продукты деления, очень сложно. Идет борьба между технологами топлива, которые не хотят работать с грязным топливом на фабрикации, на оборудовании, которое надо обслуживать и на котором не обеспечивается приемлемая экологическая обстановка, и радиохимиками, которым проще обеспечить степень очистки по осколкам деления не более чем в 100 раз и иметь у себя хороший результат. Здесь нужен компромисс, и он есть. Но цена его очень высокая. И это оказывается компромиссом не только между двумя технологами, тем, который занимается фабрикацией, и тем, который занимается радиохимической переработкой, а еще и экономистами. Потому что они могут обеспечить очистку в радиохимическом переделе от осколков деления со степенью очистки 106-107, но нужны дополнительные финансовые ресурсы.

Радиационная эквивалентность может быть достигнута при реализации в ядерной энергетике трансмутационного топливного цикла, имеющего следующие основные элементы:
• переработка всего объема облученного топлива тепловых реакторов с заданным фракционированием для передачи плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов;
• работающие в замкнутом цикле быстрые реакторы, которые в процессе выработки электроэнергии сжигают основную массу актинидов (U, Pu, Am, Np, Cm) и трансмутируют долгоживущие продукты деления (Tc, I).

На сегодняшний день достижение радиационной эквивалентности вызывает большие споры. Помимо всех вышеперечисленных принципов замкнутого топливного цикла с быстрыми реакторами, то есть безопасности, коэффициента воспроизводства, близкого к единице и, соответственно, запаса реактивности меньше β и так далее, существует еще один: отправление в отходы суммарной радиоактивности, которая не превышает радиоактивности извлеченных из земной коры ядерных материалов. Чтобы было понятнее: при добыче, извлечении из земной коры урана, выделяются сопутствующие элементы, обладающие радиоактивностью. Они перерабатываются — получается урановый концентрат, выделяется уран чистый, а вся остальная радиоактивность остается в отвалах или в окружающей среде. Эту радиоактивность можно посчитать.

Итак, взяли уран, отправили его в атомную станцию, отработало топливо, накопили осколки деления. Теперь ставится задача: когда в результате всего технологического цикла получили радиоактивные отходы, то активность отходов, которые отправляются на захоронение, не должна быть больше, чем активность извлеченных сырьевых материалов вместе с сопутствующими элементами. На первый взгляд, это совершенно абсурдная идея, потому что сделать это сложно. Но дальше оказывается, что при определенных ограничениях можно, например, через 300 лет это реально. То есть если топливо, выделенные осколки, радиоактивные продукты выдерживаются 300 лет, то их активность, уменьшаясь постепенно, придет к тому, что этот показатель будет достигнут. Также существует целый ряд сопутствующих обстоятельств, но, в принципе, есть понимание, что такая техническая возможность существует. Действительно, не мгновенно, не в одно и то же время, а после определенной выдержки — умеренной, разумной, когда еще можно обеспечить контролируемое хранение, добиться того, что то, что вы захоронили, по активности не будет превышать активности извлеченной земной коры. Но при этом есть еще одно условие — необходимо дожечь америций и разобраться с кюрием. Потому что они не дадут решить эту проблему.

Итак, что же будет сооружаться на современном этапе развития несуществующего ядерного топливного цикла и, в общем, несуществующих быстрых реакторов для этого, но при существующих планах разработки и создания.

На ПО «Маяк» накоплено большое количество энергетического плутония в результате переработки ядерного топлива за очень длительный период времени от реакторов ВВЭР-440, исследовательских и транспортных реакторов. Выделенный плутоний в виде диоксида хранится на складе. Завод работает и продолжает на склад догружать этот продукт, как вы понимаете, являясь технологическим примером необеспечения принципа нераспространения ядерного оружия и плутония. Потому что, несмотря на то, что объект регулярно инспектируется специалистами из США и очень серьезно охраняется, опасность все же существует, возможно, не у нас в стране, но подобный объект на другой территории может представлять реальную угрозу.

В федеральную целевую программу входят планы по строительству завода по фабрикации топлива, на который будет поступать плутоний. Накопленный, длительное время хранящийся плутоний не может прямо поступить на завод по фабрикации, потому что должен пройти очистку от накопленных там изотопов — прежде всего, америция — и ввиду его высокой активности сегодня запустить его на фабрикацию невозможно. Поэтому появляется промежуточный участок — установка по переочистке плутония, который затем отправляется на несуществующий пока опытно-демонстрационный завод по фабрикации смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Этот объект тоже было решено сооружать на Сибирском химкомбинате. И это будет, как ни удивительно, реакторная установка БРЕСТ-ОД-300. Отработавшее топливо должно будет поступить на завод радиохимической переработки, который тоже пока не существует, но который мы должны сделать в течение ближайшего десятилетия. Отсюда выделенный продукт в виде оксидов урана, плутония, нептуния будет направляться на завод по фабрикации, и здесь возникает элемент, демонстрирующий замкнутый топливный цикл.

Остается нерешенным технологический вопрос о вовлечении америция, который будет выделяться, и мы предполагаем, что с помощью НИИАР будет решена задача по изготовлению специальных элементов, выжигающих америций, которые будут размещены в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300. Таким образом, на реализуемом этапе предусматривается использование складского плутония, фабрикация из него топлива, проведение его облучения на опытно-демонстрационном реакторе БРЕСТ-ОД-300, получение ОЯТ, радиохимическая переработка и замыкание цикла.

Подведем понятийный промежуточный итог: концепция топлива в виде уран-плутониевого нитрида на сегодняшний день существует, проблема америция отложена, способы решения задач с америцием предложены, реализация планов намечена на 2023 год.

Так какое же топливо для быстрых реакторов предпочтительно? Технически вопрос о предпочтительном виде топлива для БР основывается на двух соображениях: достижимости более высокого уровня безопасности и достижимости более высокого коэффициента воспроизводства.

Принципиальный ответ по предпочтению плотного ядерного топлива (металлическое, карбидное, нитридное) перед МОХ-топливом дан родоначальниками концепции быстрых реакторов много лет назад. Во всех странах, имеющих перспективу развития ядерной энергетики и быстрых реакторов, ведутся научно-исследовательские работы по плотному топливу (фабрикация, переработка ОЯТ, опытное обоснование).

Исторические и политические аспекты, а также наличие производства привели к использованию MOX во Франции и США. У МОХ-топлива фабрикация проще, радиохимическая переработка имела прототипы, оно применимо в LWR. Однако программа по быстрым реакторам в США предполагала только плотное топливо.

Еще со времен Энрико Ферми было понятно, что топливо должно иметь определенную плотность. Исследования были начаты в 1940 – 1950 е годы. Американцы последовательно выполняли работу, применяя металлическое топливо, постепенно придя к использованию сплава урана с цирконием по целому ряду причин, в том числе ввиду преимуществ по физико-химическим свойствам, которые обеспечивают высокую плотность делящихся материалов в активной зоне.

Одновременно с этим в США, Франции, Великобритании и Советском Союзе выполнялась в первую очередь ядерно-оружейная программа. И в силу этого были созданы технологии гидрометаллургической переработки топлива, велись работы с оксидными материалами. Заводы, построенные для изготовления МОX топлива, например, во Франции или в Бельгии, все-таки в качестве родоначальников имели ранее созданные военно ориентированные технологии. И эти страны, двигаясь в рамках существующих традиций и используя существующие производства и технологии, создавали производства MOX-топлива. Но не нашли ему применения. Пытались внедрить технологии изготовления MOX-топлива для реакторов PWR, потратили на эту программу огромное количество денег, пытались ее дальше развивать, но перспектив использования смешанного топлива для реакторов PWR так и не нашли. И реально эта программа дальнейшего продолжения не имела.

Вариантов плотного топлива из химических соединений урана или плутония, отвечающих требованиям, совсем немного. Очень привлекательно использовать металлическое (сплав уран-плутония с добавлением циркония). Такое топливо обладает повышенной, даже избыточной плотностью, отличными нейтронно-физическими характеристиками. Интересно было карбидное топливо, хорошее по своим нейтронно-физическим свойствам. И по нему был проведен достаточно большой объем работ в период с 1960-х годов в США, Франции, Индии и СССР. И достаточно сказать, что за счет работы реактора БР-10 была получена референтность. Но в итоге, по общемировому признанию, это направление было закрыто. К сожалению, в процессе эксплуатации из-за высокой температуры топлива при рабочих условиях происходит науглероживание оболочки, потеря пластичности, образуется очень высокая микротвердость, которая в послереакторных исследованиях достигала 1,2 тыс. кг на миллиметр квадрата. Стеклянные оболочки переходные режимы удерживали трудно — в общем, программу эту решили не развивать.

Конкурировать остались два соединения — металлическое и нитридное топливо. Почему в конечном итоге Советский Союз предпочел нитридное топливо металлическому? Существует несколько причин. Если рассматривать оба варианта, то по плотности, по нейтронно-физическим характеристикам и то и другое удовлетворяют. По технологии и переработке металлическое топливо выглядит более предпочтительным. Но оно обладает тремя существенными недостатками.

Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или СНУП для БР (часть 1).Во-первых, между железом и ураном легкоплавкая эвтектика составляет 660 °C, а у плутония с железом и с компонентами стали — примерно 550 °C. Поэтому, если используются твэлы со стальной оболочкой и металлическим сердечником, при достижении названных температур будет происходить разрушение оболочки с образованием жидких фаз. Легированием цирконием удалось сдвинуть процессы в область более высоких температур, но реально это было несущественно. Дальше осуществлялось очень много работ с поиском барьерных покрытий — окислением сердечников, нанесением дополнительных покрытий, например газофазного вольфрама на оболочку твэла изнутри, и другим. В принципе, такими методами — созданием барьерных покрытий — можно решить эту задачу, но только ненадежно. Достаточно сказать, что хотя бы один дефект в этом покрытии, одна дырка, и взаимодействие с сердечником приведет к образованию дырки в оболочке. То есть покрытия не являются самовосстанавливающимися. Хотя работ было проведено очень много и достигнуты гениальные результаты в попытках решить эту задачу. Тем не менее принято все-таки считать, что твэлы с металлическим топливом работать при температуре более чем 550 °C надежно не могут. А в проекте БН-600 написана температура оболочки 700 °C или даже 710 °C.

Сравнение характеристик, влияющих на выбор МОХ или СНУП для БР (часть 2).Во-вторых, Россия пока не может расстаться со своей задачей создания свинцового реактора. А если реактор свинцовый, то температура входа — 420 °C. Соответственно, ограничив температуру сверху из-за применения металлического топлива, вынуждены ограничивать температуру снизу, из-за того что температура плавления этого свинца высокая, подогрев на активной зоне-то совсем небольшой, а мы хотим реактор в 3 тыс. МВт по теплу.

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).

Методическая готовность к обоснованию МОХ/СНУППо 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.

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.

 

02.09.2014

Комментарии 0

Войдите или  зарегистрируйтесь, чтобы отправлять комментарии

Справка

Молодежная школа «Быстрые реакторы»

Школа была организована блоком по управлению инновациями госкорпорации «Росатом» при содействии Государственного научного центра РФ – Физико-энергетического института имени А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ ФЭИ). Мероприятие прошло в Обнинске в июне 2013 года и продлилось шесть дней. Слушателями школы стали студенты, аспиранты и молодые специалисты из отраслевых организаций Москвы, Обнинска, Санкт-Петербурга, Нижнего Новгорода, Новосибирска и Димитровграда. В течение шести дней участники школы прослушали курс лекций по всем ключевым вопросам проектирования и эксплуатации исследовательских и энергетических реакторов на быстрых нейтронах. Помимо этого, занятия были посвящены истории развития реакторов на быстрых нейтронах в России и мире, вопросам международного сотрудничества, а также актуальным задачам и тенденциям развития данного направления. Доктор Алан Уолтер, автор знаменитой книги «Быстрые реакторы», выступил перед слушателями в день открытия школы. Кроме того, первый день занятий содержал развернутые лекции авторитетных специалистов ФЭИ – советников гендиректора института Льва Кочеткова и Владимира Каграманяна, а также научного руководителя ГНЦ Валерия Рачкова. Помимо занятий, программа молодежной школы «Быстрые реакторы» предусматривала технический тур с посещением экспериментальных стендов и установок ФЭИ.

 

 

БИОГРАФИЯ

Владимир Михайлович Троянов родился в 1956 году в городе Обнинске Калужской области. Доктор технических наук. В 1979 году окончил Московский инженерно-физический институт, обучался по специальности «атомные электростанции и установки», квалификация — инженер-теплоэнергетик. В 1979 – 2004 годах работал в ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт» (ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск), где прошел путь от старшего лаборанта, инженера, научного сотрудника и начальника лаборатории до замдиректора отделения по научной работе и директора отделения. В 2004 году занял позицию заместителя исполнительного директора — начальника отдела, а затем — исполнительного директора ОАО «ТВЭЛ», где проработал до 2009 года. В 2009 году В. Троянов стал первым заместителем директора по разработке топлива для ядерной энергетики, конструкционных и функциональных материалов Всероссийского научно-исследовательского института неорганических материалов (ВНИИНМ им. А. А. Бочвара). С 2011 года возглавлял Государственный научный центр — Научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР). Этот пост он покинул в 2012 году после того, как получил предложение занять должность главного технолога проекта «Прорыв».

 

СПРАВКА

Для развития реакторов большой мощности на быстрых нейтронах, технологий замкнутого ядерного топливного цикла, а также новых видов топлива и материалов в 2011 году был начат проект «Прорыв». Цель проекта — создание ядерно-энергетического комплекса, включающего в себя АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, производства по регенерации и рефабрикации ядерного топлива, подготовке всех видов РАО к окончательному удалению из технологического цикла, отвечающей целому ряду требований, в том числе: исключение аварий на АЭС, обеспечение конкурентоспособности ядерной генерации, замыкание ЯТЦ и так далее. В рамках проекта предполагается, в частности, построить проект головного энергокомплекса в составе АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1,2 тыс. МВт, опытно-промышленное производство плотного топлива, разработать проект и соорудить опытно-демонстрационный энергоблок БРЕСТ-300 и пристанционный ЗЯТЦ.

 

Аналитика