Использование нитридного топлива в ядерных реакторах различного назначения

Использование нитридных топлив в реакторах на быстрых нейтронах вместо обычных оксидных топлив оказывает благоприятное воздействие на поведение топлива в активной зоне реактора и уменьшает потерю реактивности при выгорании. Проведенный в начале 90-х годов специалистами фирмы Вестингхауз компьютерный анализ поведения реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем и смешанным нитридным топливом показал, что такие топливные системы должны иметь лучшие эксплуатационные характеристики сравнительно с оксидным топливом.

Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо (U,Pu)N обладает, кроме того, благоприятными характеристиками пассивной безопасности за счет сокращения пустотной реактивности.

К середине 90-х годов в Японии была принята долгосрочная Программа исследований, разработки и использования ядерной энергии, направленная на увеличение безопасности, надежности и экономической эффективности атомной энергетики при сокращении ее отрицательного влияния на окружающую среду, и обеспечения режима нераспространения атомного оружия. В рамках этой Программы PNC*) начала исследования по разработке новой концепции активной зоны реакторов на быстрых нейтронах с топливом нового типа. Принятая концепция предполагает:

- использование нитридного топлива для увеличения пассивной безопасности;

- использование бесканальных топливных сборок;

- рециклирование малых актиноидов.

Это должно способствовать коммерциализации быстрых реакторов-размножителей.

Обеспечение повышенной пассивной безопасности реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением возможно при использовании как уранового нитридного топлива, так и смешанного уран-плутониевого топлива.

Нитридное топливо обладает известными преимуществами по сравнению с металлическим и оксидным в реакторах на быстрых нейтронах с охлаждением жидким натрием. Результаты такого исследования показывают, что нитридное топливо имеет наименьшую положительную пустотную реактивность при любом изменении реактивности при выгорании топлива. Тем самым, при использовании нитридного топлива оказывается возможным конструкционными методами обеспечить компромисс между нестационарным повышением мощности реактора и реакцией на потерю теплоносителя.

Разработана концепция замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах с нитридным топливом и охлаждением жидким свинцом. В ней отмечено, что современные конструкции ядерных реакторов со свинцовым охлаждением имеют более высокую безопасность, экономичность и повышенную эффективность трансмутации малых актиноидов по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах со смешанным уран-плутониевым оксидным топливом. При этом указано, что возможно создание АЭС мощностью 1500 МВт_(тепл.) с быстрыми реакторами на нитридном топливе со свинцовым охлаждением. Для снижения расходов на топливный цикл предложено использовать пирохимический метод переработки облученного нитридного топлива.

Для использования в изолированных и удаленных регионах в Исследовательской лаборатории ядерных реакторов Токийского технологического института разработаны конструкции малых реакторов на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым или свинцовым охлаждением с металлическим или нитридным топливом. Среди наиболее существенных характеристик и достоинств таких реакторов отмечены:

- возможность продолжительной работы реакторов без замены или перемещения топлива (в течение 12 лет);

- очень малые изменения реактивности при выгорании топлива (менее 0,1% ΔК);

- отрицательный пустотный коэффициент реактивности в течение всего рабочего цикла;

- отказ от промежуточного теплообменника;

- транспортабельность.

Предложена концептуальная конструкция такого малого реактора мощностью 150 МВт_(тепл.).

Использование нитридного топлива предполагается и в проекте реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Пустотная реактивность в предложенной конструкции реактора поддерживается отрицательной или равной нулю. Оболочка топлива предполагается двухслойной: внешний слой из нержавеющей стали, а внутренний – из сплава ниобия. Центральная зона реактора содержит нитридное (или оксидное) топливо, обладающее значительной механической прочностью при высоких температурах, поэтому в случае аварии и закипания теплоносителя её разрушения не произойдет. А так как пустотная реактивность отрицательна или равна нулю, то активная зона реактора будет находиться в подкритическом состоянии при кипении теплоносителя и мощность в активной зоне уменьшится до нескольких процентов от номинальной. При этом безопасность реактора будет поддерживаться без вмешательства оператора.

Возможность создания сверхкрупных атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах обоснована в материалах международной конференции по безопасности усовершенствованных АЭС (Токио, 1992 г.). Концепция таких АЭС, обладающих весьма высокими показателями безопасности и экономичности, предполагается к внедрению в середине XXI века. Такие реакторы смогут заменить существующие АЭС с легководными реакторами и будут способны удовлетворять возросшие потребности в энергии. Считается, что такие АЭС смогут обеспечивать мощность до 4000 МВт_(эл.). Полагают, что наилучшим образом обеспечить безопасность таких сверхбольших АЭС можно будет при использовании нитридного топлива. А их экономические преимущества смогут быть реализованы за счет внедрения усовершенствованных систем обращения с топливом.

В 1999 г. в Японском институте разработки ядерного цикла проведено сравнение и выбор наиболее перспективной концепции реактора на быстрых нейтронах. Описаны промежуточные результаты по оценке российского реактора БРЕСТ-300. Сравнивались характеристики активной зоны при одинаковых термогидравлических условиях реакторов со свинцовым охлаждением и реакторов с натриевым охлаждением. Выяснено, что высокий коэффициент размножения для реакторов БРЕСТ-300 определяется, главным образом, использованием нитридного топлива, хотя отражение нейтронов в свинцовом теплоносителе достаточно велико. Кроме того, делается вывод, что с реакторами такого типа будет трудно достичь выгорания 150 ГВт·сут/т за счет поверхностной эрозии. Установлено также, что максимальная температура оболочки топлива в реакторах-размножителях со свинцовым охлаждением на 40°С выше, чем в реакторах с натриевым теплоносителем при одинаковых условиях. Из этого исследования получены характеристики активной зоны реакторов-размножителей со свинцовым теплоносителем, которые не были известны ранее.

С 1980 г. свойства нитридного топлива, а также реакторы с ними и их компоненты изучаются в США на предприятии с высокопоточной установкой FFTF*). С декабря 1980 по 1992 г. на этом предприятии облучено несколько более 35 стержней с нитридным топливом для программы создания ядерных реакторов космического назначения.

Для сравнения, за то же время было облучено более 64 тысяч стержней с оксидным топливом, более 1000 стержней с металлическим топливом и более 100 стержней с карбидным топливом.

Характеристики активной зоны реакторов на быстрых нейтронах при использовании усовершенствованных топлив (металлических, карбидных и нитридных) исследованы также в других работах. С точки зрения обеспечения безопасности наиболее предпочтительной оказывается концепция активной зоны с нитридным топливом.

В работах Е.О. Адамова с соавторами описана возможность создания быстрого реактора большой мощности со свинцовым теплоносителем и смешанным уран-плутониевым нитридным топливом (БРЕСТ). Такой реактор мощностью 1200 МВт_(эл.) базируется на тех же принципах, что и реактор БРЕСТ-ОД-300.

Одной из основных проблем при разработке ядерных реакторов является оценка и обеспечение их безопасности. Эта задача приобретает особую актуальность в настоящее время, когда значительным влиянием на высшие органы власти во многих странах стали пользоваться “защитники окружающей среды”, от позиции которых зачастую зависит ввод в действие новых ядерных объектов.

Поэтому заметная часть научно-технических публикаций последних 10-15 лет посвящена способам обеспечения безопасности разрабатываемых и намеченных к вводу в эксплуатацию новых ядерных реакторов. Достаточно простым и надежным способом обеспечения безопасности атомной энергетики считается использование реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением и нитридным урановым или смешанным уран-плутониевым топливом.

Еще в начале 90-х годов специалисты компании Вестингхауз Ханфорд сравнили безопасность реакторов на быстрых нейтронах с металлическим и нитридным топливом и выяснили, что активная зона реактора с нитридным топливом имеет показатели безопасности сравнимые или лучше, чем у реактора с металлическим топливом.

Увеличение пассивной безопасности ожидается и у крупных реакторов-размножителей при использовании смешанного уран-плутониевого нитридного топлива. Проанализирована безопасность малых реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым или свинцово-висмутовым охлаждением. Для этого промоделированы аварии следующих типов:

- потеря теплоносителя;

- превышение мощности реактора при отказе регулирующих стержней;

- одновременные аварии первых двух типов, потеря теплоотвода.

Для каждой из этих аварий проанализировано поведение малых реакторов с продолжительным сроком службы с:

- свинцовым охлаждением и металлическим топливом;

- свинцовым охлаждением и нитридным топливом;

- свинцово-висмутовым охлаждением и металлическим топливом;

- свинцово-висмутовым охлаждением и нитридным топливом.

Показано, что реакторы всех перечисленных четырех конструкций способны пережить указанные аварии без вмешательства оператора или активных устройств обеспечения безопасности.

Определены принципы оптимизации характеристик безопасности реакторов на быстрых нейтронах типа БН. Проанализировано влияние пустотной реактивности и реактивности при выгорании.

Проведены исследования влияния конструктивных особенностей малых реакторов на быстрых нейтронах с металлическим (свинец или свинец-висмут) теплоносителем на безопасность реактора. Показано, что плоско-цилиндрическая конструкция активной зоны с отношением высоты к диаметру около 2/3 обеспечивает наиболее отрицательный коэффициент пустотности теплоносителя. Предложена усовершенствованная конструкция центральной зоны реактора с аксиальным заполнением воспроизводящего материала, что улучшает пустотный коэффициент теплоносителя.

Отмечено, что вопросы безопасности наиболее важны при проектировании малых и средних реакторов на быстрых нейтронах. Поэтому именно для них наиболее подходит нитридное топливо.

Перспективным может стать использование реакторов на быстрых нейтронах с нитридным топливом для сжигания плутония и трансмутации малых актиноидов. Во Франции действует Программа CAPRA по разработке оптимального ядерного топлива для сжигания плутония в быстрых реакторах. Одним из таких топлив, разработанных для сжигания плутония в реакторе Phenix, является нитридное топливо с содержанием плутония до 65 %, что обеспечивает сжигание от 90 до 100 кг плутония на ТВт∙час.

Предложены и рассмотрены две концепции сжигания малых актиноидов: в реакторах с металлическим и в реакторах с нитридным топливом.

В России основой атомной энергетики являются реакторы ВВЭР. При этом роль реакторов на быстрых нейтронах остается незначительной. Чтобы повысить их значение в ядерной энергетике рассматривались возможности увеличения выгорания ядерного топлива. Одним из путей этого считается использование безопасных реакторов со свинцовым теплоносителем и нитридным топливом.

С 1986 г. в США разрабатывается программа SP-100 по созданию источников энергообеспечения космических аппаратов на основе ядерных реакторов с термоэлектрическими преобразователями энергии. Предполагается, что эти реакторы будут иметь электрическую мощность от 10 до100 кВт и заменят энергетические системы на основе ²³⁸Pu. По программе SP-100 намечается использовать реакторы на быстрых нейтронах с жидким литием в качестве теплоносителя и ядерное топливо из нитрида урана. Конструкционные элементы реактора должны будут быть изготовлены из специальных жаропрочных сплавов. Рассматриваются возможности использования альтернативных методов преобразования теплоты в электрическую энергию, таких как термоионный, Стирлинга, Брайтона и др. Разработчики таких космических ядерных энергетических систем не исключат возможности их использования и в других областях, в частности, в промышленности.

Разработаны методы изготовления и испытания нитридного топлива для энергетических ядерных реакторов космического назначения. Исследования проводились на испытательной сборке при температуре оболочки топлива 1500 К и выгорании до 0,8 %. На основе полученных результатов уточняются способы таблетирования нитридного топлива, влияния на его свойства примесей, таких как углерод, прогнозируется интенсивность образования газообразных продуктов деления и совместимость нитридного топлива с оболочкой из сплава ниобий/цирконий. Данные радиационных исследований позволят улучшить конструкцию топлива в соответствии с требованиями программы ядерных энергетических реакторов космического назначения.

К середине 90-х годов исследования, проведенные в Национальной инженерной лаборатории в Айдахо, США, существенно расширили технологическую базу ядерно-энергетических систем космического назначения. Исследователи и разработчики отказались от реакторов с газовым охлаждением и в 1985 г. основным для дальнейшей разработки был выбран высокотемпературный (1350 К) реактор с охлаждением жидким литием и термоэлектрическим преобразователем. Для программы SP-100 были разработаны и продемонстрированы топливные стержни из нитрида урана со временем непрерывной эксплуатации 7 лет. Ведутся работы по созданию космических ядерных реакторов мощностью от десятков до сотен мегаватт и ядерных реакторов очень высокой надежности мощностью в несколько десятков киловатт.

Министерство энергетики США в сотрудничестве с Министерством обороны продолжает исследования по усовершенствованию термоионного метода преобразования тепловой энергии в электрическую в рамках программы SP-100 с целью создания технологии, способной конкурировать с принятой термоэлектрической технологией преобразования. Разработки преобразователя на основе машины Стирлинга позволяют понизить рабочую температуру до 1050 К.

Выбор типа топлива для ядерных реакторов космического назначения был предметом исследования в Лос-Аламосской Национальной Лаборатории, США. Отмечено, что любой тип уранового топлива, оксидное, карбидное и нитридное, может быть использован в космических реакторах. Выбор наиболее подходящего топлива может быть сделан, исходя из конкретных задач.

Исследования физики реакторов космического назначения показали, что требования, предъявляемые к таким реакторам: продолжительное время безотказной работы, высокая удельная мощность и высокие рабочие температуры вполне достигаются при использовании охлаждения жидким металлом. Программа SP-100 по созданию таких энергетических систем является частью программы Основной Инженерной Системы, GES, которая спонсируется совместно Министерствами энергетики и обороны США, а также Национальной администрацией по аэронавтике и космическим исследованиям, NASA. Главной задачей программы GES является демонстрация технологии, приводящей к созданию надежных источников энергообеспечения космических аппаратов, способных генерировать электроэнергию от десятков до сотен киловатт в условиях высокой операционной надежности и безопасности. Ядерные реакторы, создаваемые по программе SP-100, отличаются малыми габаритами, работают на быстрых нейтронах с отражателем из оксида бериллия, используют топливные стержни из нитрида обогащенного урана, литиевый теплоноситель и сплавы на основе ниобия для оболочек топлива и структурных материалов. Кроме того, металлический рений используется как барьер для тепловых нейтронов вне активной зоны реактора. Требования по обеспечению безотказной работы систем энергообеспечения по программе SP-100 составляют 10 лет, из которых, по меньшей мере, 7 лет работы в режиме полной мощности.

Одно из основных требований NASA к системам энергообеспечения космических аппаратов – доведение электрической мощности до десятков мегаватт – может быть удовлетворено даже в рамках программы SP-100 с использованием электромагнитных насосов для циркуляции теплоносителя, механизмов контроля и управления реактивностью и безопасностью, специальных чувствительных элементов, защитных материалов в рабочем температурном режиме около 1400 К, способны обеспечить тепловую энергию до 200 МВт.

Хотя при разработке реакторов космического назначения очевидный приоритет отдается реакторам с жидкометаллическим (литиевым) теплоносителем, тем не менее в Национальной инженерной лаборатории в Айдахо (США) разрабатывался и газоохлаждаемый реактор для энергообеспечения космических аппаратов с керамическими топливными элементами из оксида или нитрида урана.

Предложенная конструкция реактора с цилиндрической активной зоной, рефлекторами, а также компонентами, обеспечивающими безопасность и управление, имеет очень жесткую структуру и способна обеспечить энергию в сотни мегаватт при плотности энергии в несколько гигаватт на кубический метр (несколько мегаватт на литр).

В зависимости от выбора конструкционных материалов и желаемых рабочих характеристик разработанный реактор может функционировать при рабочих температурах теплоносителя на выходе вплоть до 2700 К. Реакторы такого типа можно будет использовать на стационарных космических платформах или на лунных базах, и они смогут обеспечить до сотни мегаватт тепловой энергии в течение нескольких минут.

Таким образом, можно утверждать, что использование нитридного топлива в ядерных реакторах различного назначения может быть перспективным и усилия на его разработку и исследования вполне оправданы.

В учебном пособии будут рассмотрены современное состояние исследований и разработок нитридного топлива, его свойства и способы его изготовления, методы переработки облученного нитридного топлива и концепции топливных циклов реакторов на нитридном топливе, а также некоторые проблемы, препятствующие более широкому внедрению нитридного топлива в широкомасштабную атомную энергетику.

*) PNC – Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation – Корпорация по разработке энергетических реакторов и ядерного топлива (сейчас она называется JNC – Japan Nuclear Cycle Development Institute – Японский институт развития ЯТЦ).

*) FFTF – Fast Flux Test Facility.