Характеристики смешанных нитридов урана-плутония в различных температурных режимах

При температурах более 2473 К образцы С3 и С4 разрушались. Оптический анализ аксиального среза показывает, что в этих температурных режимах происходит сильное распухание таблеток и плавление включений оксинитрида (при температурах 2570±50 К). Жидкая оксинитридная фаза локализуется на границах зерен и является причиной разрушения таблеток. При тех же экспериментальных условиях нитриды образцов топлива Р, C1 и С2 с содержанием кислорода менее 1500 млн^-1 не разрушаются.

Александер с соавторами обнаружили, что давление газа плутония над U_0,8Pu_0,2N много выше, чем давление газа урана (табл. 5.18.3), что показывает, что при термической диссоциации смешанных нитридов урана и плутония меняется не только отношение металл/N, но и отношение Pu/U.

Таблица 5.18.3

Давление паров урана и плутония над U_0,8Pu_0,2N

Таким образом, уже первые исследования способов получения и характеристик смешанного уран-плутониевого нитридного топлива показывают, что карботермическое восстановление оксидов урана и плутония совместно с их нитрированием обеспечивает экономичный процесс изготовления топлива, содержащего примеси углерода и кислорода на уровне 300 и 500 млн^-1, соответственно. Стабильность этих смешанных нитридов при нагревании с температурным градиентом довольно высока, во всяком случае, до температур около 2000 К, и не наблюдается значительных различий в поведении топлив, изготовленных по разным методикам и содержащих равные количества примеси кислорода (до 7600 млн^-1).

Примеси кислорода в количествах больших, чем предел его растворимости в нитридах (~1500 млн^-1), приводят к образованию включений оксинитридов в матрице топлива. Эти включения не влияют на поведение топлива при температурах ниже 2000 К. При более высоких температурах они могут растворять азот и, до некоторой степени, какое-то количество металла.

Основной проблемой является стабильность смешанных нитридов урана и плутония при температурах выше 2000 К. Разложение нитридов при этих температурах весьма отрицательно сказывается на механической и микроструктурной стабильности таблеток топлива и на однородности распределения плутония. Образование металлической фазы и испарение плутония вызывает сильную реструктуризацию, уплотнение топлива, что приводит к разрушению цепи открытой пористости, а перенос плутония к периферии таблеток и даже на поверхность материала оболочки в некоторых случаях может привести к разрушению топлива.

Таким образом, использование смешанных уран-плутониевых нитридов для ядерного топлива ограничивается температурой в центре таблетки. При температурах выше 2000 К реструктуризация и разложение нитридов с образованием жидкометаллической фазы приводят к существенному изменению структуры, состава и поведения топливного стержня.

В научно-технической литературе подробно описано изготовление смешанного уран-плутониевого, нитридного топлива (U,Pu)N методом карботермического восстановления оксидов урана и плутония. Существенной особенностью метода является нитрирование в газовом потоке N₂ + 8 % Н₂. При этом систематически исследовано влияние условий спекания на пористость продукта. Среди этих условий:

- атмосфера, в которой производится спекание;

- температура;

- время измельчения;

- давление прессования;

- содержание частиц порообразователя.

Технологическая схема изготовления таблеток смешанного уран-плутониевого нитридного топлива приведена на рис. 5.18.1.

Для реализации карботермического восстановления оксидов порошки UO₂, PuO₂ и графита взвешиваются с тем, чтобы обеспечить необходимое молярное соотношение Pu/(U+Pu) = 0,2 и C/(UO₂+PuO₂) = 2,5. Затем порошки механически смешиваются в прочном стеклянном смесителе в течение одного часа и в шаровой мельнице (нитрид кремния) в течение 24 часов. После этого порошкообразная смесь прессуется в диски диаметром 12 мм и толщиной 1-2 мм. Карботермическое восстановление осуществляется при температуре 1823 K в течение 10 часов в потоке смеси N₂ + 8 % Н₂ в печи с плоским вольфрамовым нагревателем. Нагревание и охлаждение в печи происходило в атмосфере аргона, чтобы предотвратить образование более богатых азотом соединений урана и плутония. Скорость газового потока составляла 3 литра в минуту, а скорость нагревания и охлаждения – 600 К/час, После проверки изменения веса при карботермическом восстановлении осуществлялась операция спекания.

Для этого полученные диски из (U,Pu)N перемалывались в порошок на шаровой мельнице с шарами из карбида вольфрама в течение 0,5-48 часов. В качестве связующего, в большинстве случаев, к порошку (U,Pu)N добавляли 0,25 % мас. полиэтиленгликоля при давлении 200-400 МПа. Затем порошок прессовали в зеленые таблетки диаметром 9,3 мм и толщиной 8-9 мм.

Рис. 5.18.1 Технологическая схема изготовления таблеток (U, Pu)N

Спекание производили при температурах 1873-2053 К в течение 5 часов в потоке Ar + 8 % Н₂ или N₂ + 8 % Н₂. Зеленые таблетки нагревали до температуры спекания и затем охлаждали со скоростью 600 К/час.

Для регулировки плотности спеченных таблеток смешанного уран-плутониевого нитридного топлива использовали измельченный воскоподобный пороформирователь в виде порошка, диаметр частиц которого подбирали от 10 до 100 мкм. Содержание пороформирователя в разных опытах составляло 0; 0,3; 0,6; 1,0; 1,5 и 2,0 % мас. При использовании пороформирователя органическое связующее не применялось, так как им служил сам пороформирователь.

Процесс изготовления таблеток (U,Pu)N проводился в перчаточных боксах в атмосфере аргона высокой чистоты. Уровень примесей в боксах не должен превышать 3 млн^-1 по O₂ и 5 млн^-1 по Н₂O.

Карботермическое восстановление осуществляли тремя порциями, обозначенными а, в и с.Характеристики (U,Pu)N после карботермического восстановления приведены в табл. 5.18.4.

Теоретическое изменение веса исходных реагентов при реакции карботермического восстановления должно составлять 16%.

0,8UO₂ + 0,2PuO₂ + 2,5C + 0,5N₂ + H₂ → U_0,8Pu_0,2N + 2CO + 0,5CH₄

Таблица 5.18.4

Характеристика (U,Pu)N после карботермического восстановления

Из таблицы явствует, что во время процесса карботермического восстановления не происходило существенной потери плутония.

В конечном продукте методом рентгеновской дифракции выявлена лишь одна, гранецентрированная кубическая, фаза.

Было исследовано влияние времени измельчения (U,Pu)N после карботермического восстановления на плотность зеленых и спеченных таблеток топлива. Установлено, что плотность обеих таблеток растет с увеличением времени измельчения, однако этот эффект много сильнее выражен для спеченных таблеток.

Обнаружено также, что давление прессования в указанных пределах не влияет на плотность спеченных таблеток.

Подробные характеристики исходных материалов для изготовления смешанного уран-плутониевого нитридного топлива приведены в табл. 5.18.5.

Установлено, что плотность получаемых таблеток растет с увеличением температуры, при которой происходит спекание, и кроме того, плотность таблеток увеличивается с ростом парциального давления азота в атмосфере, в которой происходит спекание.

Таблица 5.18.5

Характеристики исходных материалов для получения (U,Pu)N топлива

UO2 (Japan Nuclear Fuel Conversion Co)	PuO2 (British Nuclear Fuel Ltd)	Графит (Graphitwerk Kropmuhl)
Содержание урана	87,61 %	Содержание плутония	87,06 %	Содержание углерода	99,994 %
Обогащение по 235U	0,71%	Изотопный состав	Плотность	2,256 г/см3
O/U	2,08		0,13 %	Удельная поверхность	10,4 м3/г
Плотность	2,0 г/см3		75,24 %	Распределение зерен по размерам
Средний размер частиц	0,8 мкм		20,56 %	0-2 мкм	9,75 %
Удельная поверхность	9,3 м2/г		3,39 %	2-3 мкм	12,14 %
Примеси, млн-1		0,68 %	3-4 мкм	13,43 %
Cd < 0,5	Na < 39	Bi < 1	Примеси, млн-1	4-5 мкм	11,43 %
C – 50	Co < 3	Ni < 4	Al < 10	Ni – 30	+10 мкм	39,80 %
Ca < 2	Cr < 2	Pb < 2	Ca – 140	N < 50	+20 мкм	12,44 %
F – 18	Cu < 1	Si – 6	C – 65	Si – 20	Примеси, млн-1
N – 6	Fe < 13	V < 5	Cr < 10	Cl < 10	Fe – 11	Al – 3
Ag < 0,2	Mg < 1	Zn < 20	Fe – 85	F < 10	Si – 31	P – 38
Al – 5	Mn < 1	Th < 3		Ni – 3	Ca – 6
B < 0,1	Mo < 2	P < 51
Dy < 0,1	Sm < 0,1	In < 3
Eu < 0,1
H2O – 16000

Микрография таблеток (U,Pu)N показывает, что размер зерен таблеток, спеченных в потоке N₂ + 8 % Н₂ заметно меньше, чем у таблеток, спекаемых в потоке Ar + 8 % Н₂ или в чистом аргоне. Размер зерен в первом случае 4-5 мкм, тогда как во втором – 10-12 мкм, хотя спекание осуществлялось в одинаковых условиях (кроме состава атмосферы). Это означает, что наличие азота в атмосфере при спекании уменьшает скорость диффузии тяжелых металлов в таблетках (U,Pu)N.

Типичные характеристики таблеток смешанного уран-плутониевого нитридного топлива, спеченных при различных условиях, приведены в табл. 5.18.6.

Таблица 5.18.6

Характеристики таблеток (U,Pu)N

Во всех случаях при изготовлении этих таблеток время измельчения составляло 48 часов, прессование осуществлялось при давлении 400 МПа, а время спекания – 5 часов. Не было обнаружено существенного влияния условий спекания таблеток на содержание в них углерода. Таблетки (U,Pu)N, спекаемые в потоке N₂ + 8 % Н₂ содержат существенно меньшее количество примесей кислорода. Не отмечено явной зависимости содержания углерода и кислорода в таблетках от температуры при спекании в атмосфере Ar + 8 % Н₂. Содержание углерода около 0,2 % мас. сохраняется и для конечного продукта.

Плотность спеченных таблеток (U,Pu)N линейно уменьшается с ростом концентрации порообразователя. Типичные характеристики спеченных таблеток с использованием порообразователя приведены в табл. 5.18.7 и 5.18.8. В табл. 5.18.7 приведены характеристики таблеток (U,Pu)N, спеченных в атмосфере Ar + 8 % Н₂ после того, как они были нагреты при 1823 К в течение 10 часов в потоке N₂ + 8 % Н₂. При этом параметры решетки немного уменьшились, а содержание углерода и кислорода в таблетках существенно не изменилось. С другой стороны, параметры решетки таблеток (U,Pu)N, спеченных в атмосфере N₂ + 8 % Н₂ не увеличиваются при добавлении порообразователя.

Данные по рентгеновской дифракции показывают наличие в таблетках (U,Pu)N одной фазы – гранецентрированной кубической – вне зависимости от условий спекания. Изменение параметров решетки от содержания углерода и кислорода показывает, что имеет место очевидная корреляция между параметрами решетки и содержанием углерода, но нет корреляции с содержанием кислорода. Это может быть объяснено наличием примеси U_0,8Pu_0,2C в нитриде, хотя в таблетках может существовать и свободный углерод.

Таблица 5.18.7

Характеристики таблеток (U,Pu)N, спеченных с порообразователем после термической обработки в атмосфере N₂ + 8 % Н₂

Таблица 5.18.8

Характеристики таблеток (U,Pu)N спеченных с использованием
порообразователя

Для определения термической стабильности таблеток (U,Pu)N сравнивали изменение плотности таблеток с одинаковой начальной плотностью с наличием порообразователя и без него в зависимости от времени нагревания при температуре 1873 К. При этом плотность таблеток без порообразователя монотонно уменьшалась при термической обработке в зависимости от ее продолжительности (до 20 часов). В то же время плотность таблеток, изготовленных с использованием пороформирователя оставалась постоянной в течение всего времени термической обработки, что указывает на их высокую термическую стабильность.

Эти исследования позволяют сделать следующие выводы:

- смешанный уран-плутониевый нитрид высокой чистоты может быть успешно синтезирован методом карботермического восстановления в газовом потоке N₂ + 8 % Н₂;

- плотность спеченных таблеток (U,Pu)N определяется временем измельчения, температурой спекания, атмосферой, в которой осуществляется спекание и содержанием порообразователя;

- рост зерен при спекании подавляется в атмосфере с высоким парциальным давлением азота;

- наблюдается линейная зависимость между плотностью спеченных таблеток и содержанием порообразователя;

- установлена высокая термическая стабильность таблеток малой плотности, изготовленных с использованием пороформирователя;

- наблюдается некоторое увеличение параметра решетки за счет растворенного углерода в таблетках (U,Pu)N.

Необходимо отметить, что карботермический метод синтеза смешанных нитридов урана и плутония с последующим холодным прессованием и спеканием таблеток (U,Pu)N является единственным экономичным способом получения нитридного ядерного топлива в достаточно большом масштабе. Кроме того, отмечено, что изготовление нитридного топлива на начальных этапах его производства может осуществляться при использовании обычной линии для получения смешанного уран-плутониевого оксидного топлива. Указано также, что такие достоинства нитридного топлива, как высокая температура плавления, высокая теплопроводность, высокая плотность атомов тяжелых металлов и малое образование газообразных продуктов деления, могут быть также успешно использованы и в ядерных реакторах космического базирования и в легководных реакторах.

В Индии исследовались методы получения смешанного нитридного топлива не только состава (U_0,8Pu_0,2)N, но и с большим содержанием плутония (U_0,45Pu_0,55)N. Нитридное топливо изготавливали как обычным методом карботермического восстановления порошков оксидов урана и плутония, так и способом таблетирования микросфер, полученных золь-гель методом.

Отмечено, что, хотя нитридное топливо чувствительно к окислению и гидролизу, оно не является пирофорным, в отличие от карбидного топлива. Плутоний в нитридном топливе образует лишь одну фазу PuN, а могущие образовываться более высокие нитриды урана оказываются нестабильными и распадаются до UN при нагревании до температур, превышающих 1673 К в вакууме или в атмосфере аргона.

Особенно ценным свойством нитридного топлива является его легкая и полная растворимость в азотной кислоте, что позволяет надеяться на возможность переработки облученного нитридного топлива в обычной PUREX-технологии.

В разработанных в Индии технологических схемах изготовления таблеток (U,Pu)N с высоким содержанием плутония в качестве исходного сырья применяются растворы уранилнитрата и нитрата плутония. Схема процесса POP (powder-pellet, через порошок к таблеткам) представлена на рис. 5.18.2.

Для реализации этой технологической схемы использовалась установка, применявшаяся для изготовления карбидного топлива в BARC*). Порошки UO₂ и PuO₂ получали прокаливанием диураната аммония и оксалата плутония. Карботермическое восстановление оксидов в смеси с углеродом осуществлялось в токе азота, а холодное таблетирование и спекание – в смеси Ar + 8 % Н₂.

Рис. 5.18.2 Технологическая схема РОР

Здесь азот играет двойную роль – реактива и носителя для удаления СО.

В методе POP оксиды урана и плутония и графит совместно перемалывают в течение 16 часов в шаровой мельнице. Полученную таким образом порошкообразную смесь уплотняют под давлением ~70 МПа в таблетки малого диаметра (10 мм) и высоты 2-3 мм. Эти таблетки подвергают реакции карботермического восстановления в потоке N₂ с последующей выдержкой в атмосфере N₂ + 8 % Н₂ или Ar + 8 % Н₂ для получения клинкера мононитридов урана и плутония. Термическую обработку в N₂ + 8 % Н₂ использовали для удаления избыточного углерода, а выдержка в Ar + 8 % Н₂ – для разложения высших нитридов, образующихся в технологии карботермического синтеза мононитридов.

Были выбраны следующие параметры процесса синтеза смешанных нитридов урана и плутония:

- избыток углерода в исходной смеси составлял 12 %;

- скорость течения азота была равна или превышала 1200 литров в час (1,2 м³/час);

- время синтеза 50 часов;

- температура – 1823 и 1773 К.

Эти параметры являются оптимальными для получения (U,Pu)N клинкера, содержащего менее 750 млн^-1 примесей кислорода и углерода (табл. 5.18.9).

Таблица 5.18.9

Химический и фазовый анализ UN и (U,Pu)N клинкеров

Холодное таблетирование и спекание мононитридов уран-плутония осуществляли после измельчения и перемалывания клинкера в шаровой мельнице в течение 12 часов для получения порошка мононитрида с удельной поверхностью в диапазоне 1-1,5 м²/г. К полученному таким образом порошку добавляют ~ 1 % мас. нафталинового связующего и смазки (стеарат цинка) и смесь подвергают предварительному уплотнению и гранулированию для получения свободно текущих гранул, пригодных для таблетирования с помощью гидравлического пресса. Таблетирование гранул при 450 МПа приводит к образованию зеленых таблеток плотностью 68 ± 1 % от теоретической. Нитридные таблетки спекают при температуре 1950 К в течение 4 часов в атмосфере Ar + 8 % Н₂. Плотность получаемых таким образом таблеток лежит в диапазоне 82 – 86 % от теоретической.

Интересной частью исследований было определение химической совместимости смешанного уран-плутониевого нитридного топлива (U,Pu)N с оболочками из нержавеющей стали типа SS 316. Обнаружено, что совместимость топлива с оболочкой зависит от наличия в топливе высших нитридов и присутствия металлической фазы. Нитриды M₂N₃ приводят к азотированию стали с последующей утратой эластичности оболочки. Примеси кислорода и углерода в таблетках топлива также могут вызывать газофазное азотирование и науглероживание стали SS 316. Однако проведенные эксперименты по совместимости (U_0,45Pu_0,55)N с оболочкой из стали SS 316 при 973 К в течение 1000 часов показали лишь очень незначительное азотирование оболочки из стали SS 316, что может быть объяснено отсутствием в топливе полуторных нитридов и низким уровнем примесей кислорода и углерода (£ 1000 млн^-1).

В BARC изучали также золь-гель метод получения смешанного уран-плутониевого таблетированного нитридного топлива. Технологическая схема процесса представлена на рис. 5.18.3.

Получаемые гель-микросферы, содержащие оксиды и углерод, диаметром 0,4-1,2 мм высушивали в вакууме при 623 К в течение 12 часов и затем подвергали карботермическому восстановлению в том же режиме, что и оксид-карбидные таблетки. Температура этих процессов примерно на 50 К ниже, так как удельная поверхность гель-микросфер ≥ 50 м²/г, что в несколько раз больше, чем у таблетированной смеси порошков оксидов и углерода (5-10 м²/г).

При холодном таблетировании микросфер для их уплотнения необходимо прикладывать значительно бóльшие давления (1500 МПа).

Плотность спеченных таблеток из микросфер во всех случаях составляла 83 % от теоретической.

Полагают, что золь-гель метод при производстве смешанного уран-плутониевого нитридного топлива оказывается несколько более предпочтительным, чем получение топлива из порошка, поскольку имеет меньшее число ступеней и позволяет избежать процедур с использованием тонкого порошка нитридов тяжелых металлов и связанной с ними вредной радиотоксичной пыли.

Обнаружено, что теплопроводность (U_0,45Pu_0,55)N значительно ниже чем у (U_0,8Pu_0,2)N, а термическая стабильность при температурах, превышающих 1000 К приблизительно одинакова.

Выполнены исследования по производству уранового нитридного топлива методами карботермического восстановления порошков оксидов и гель-микросфер. Проведена процедура оптимизации параметров процесса изготовления топлива на всех этапах. Условия и характеристики получения нитридного топлива приведены в табл. 5.18.10.

Рис. 5.18.3 Золь-гель метод получения (U, Pu)N

Таблица 5.18.10

Параметры процесса получения (U,Pu)N топлива и его характеристики

В результате оптимизации параметров процесса получения UN топлива удалось создать высокоплотные образцы топлива с плотностью, превышавшей 92 % от теоретической, с низким содержанием примесей кислорода (< 1500 млн^-1) и умеренным содержанием примесей углерода (< 6000 млн^-1).

Тем не менее, нет оснований считать, что процедура получения нитридного топлива превосходит процедуры, предложенные в других методах получения.

В последние годы ХХ-го столетия особенно активно исследовали и разрабатывали нитридные виды топлива в японских научно-проектных организациях. Современное состояние знаний о нитридном топливе определяет направление исследований и разработок. Программа JAERI*) включает:

- исследование процессов изготовления смешанного уран-плутониевого нитридного топлива;

- изучение свойств топлива;

- горячие испытания топлива.

Основными свойствами топлива, определяющими его возможности, считают:

- теплопроводность;

- испарение;

- радиационное повреждение за счет собственного излучения;

- взаимодействие с материалами оболочки и др.

В конце 1994 г. начались горячие испытания шести ТВЭЛов с нитридным топливом в реакторе JOYO, имеющие целью довести выгорание до 4,5 % и более. Начались также исследования нитрида нептуния, имеющие целью трансмутацию малых актиноидов. Эти работы ведутся для того, чтобы выяснить поведение нитридного топлива в активной зоне реактора и оценить возможности его использования в современных реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. При этом акцент сделан на выяснении температурного режима нитридного топлива в активной зоне реактора, конструкции ТВЭЛов.

Для исключения механического взаимодействия нитридного топлива с оболочкой в JAERI для нее используют ферритную нержавеющую сталь. Установлено, что оболочки из этого материала позволяют достичь высокого выгорания нитридного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, так как ферритная сталь под облучением испытывает существенно меньшее распухание, чем аустенитная сталь.

Широкую программу исследований методов получения и свойств нитридного топлива проводят совместно специалисты Центра ядерных исследований в Кадараше, Франция, и Института Пауля Шеррера в Виллигене, Швейцария. Основные задачи программы:

- определение способов синтеза таблеток нитридного топлива с использованием установок для производства смешанного оксидного топлива;

- сравнение внутриреакторного поведения нитридного, карбидного и оксидного топлив при высоком выгорании;

- исследование возможности переработки облученного нитридного топлива в PUREX-процессе.

В качестве наиболее реалистичных путей изготовления смешанного уран-плутониевого нитридного топлива считают карботермическое восстановление с получением стандартных топливных таблеток или микросфер в золь-гель процессе.

Испытания показали также, что свежее нитридное топливо быстро и полностью растворяется в азотной кислоте.

Внутриреакторное поведение топливных стержней планировалось изучить при выгораниях по меньшей мере 100000 МВт·сут/т (или 11 % ат. при линейной мощности 45 кВт/м).

Особое место в Программе ядерного центра в Кадараше и ИПШ*) занимают исследования нитридных топлив для трансмутации малых актиноидов. Предполагалось использовать золь-гель процесс для получения микросфер гидроксидов актиноидов и их последующего карботермического восстановления. В 1996 г. в лабораторном и полупрототипном масштабе продемонстрирована установка для изготовления “мокрым” методом нитридного керамического топлива с повышенным содержанием плутония (до 50 %) для сжигания актиноидов в реакторе PHENIX.

Перспективам использования нитридного топлива уделяют внимание в планах Корейского института исследований по атомной энергии. Основные направления исследований:

- разработка технологии получения топливных частиц с покрытием;

- усовершенствование золь-гель технологии.

В самом конце ХХ-го столетия в Японии была предложена программа разработки конкурентоспособного ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах. Завершить программу предполагается до 2020 года, а результаты исследований по первой ее фазе “Оценка осуществимости топливного цикла коммерческих реакторов на быстрых нейтронах” опубликованы в мае 2001 г.

Сформированные в Программе принципы включают:

- обеспечение безопасности;

- экономическая конкурентоспособность с будущими легководными реакторами и другими источниками электроэнергии;

- эффективное использование ресурсов;

- ослабление нагрузки на окружающую среду за счет сжигания трансурановых элементов и трансмутации долгоживущих продуктов деления, а также за счет сокращения количеств радиоактивных отходов;

- усиление режима нераспространения ядерного оружия за счет исключения технологических процедур с чистым плутонием на всех этапах топливного цикла.

Исходя из этих принципов, при оценке возможных методов производства ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах предпочтение отдается так называемому “упрощенному методу таблетирования” оксидного и нитридного топлива.

В этом методе исходным материалом служит раствор урана и трансурановых элементов с конечных ступеней переработки облученного ядерного топлива. При этом содержание плутония регулируется.

Технологическая схема “упрощенного метода” приведена на рис.5.18.4. На схеме не показаны ступени нитрирования. В “упрощенном методе”, в отличие от традиционного, исключены операции ломки и измельчения оксидов урана и плутония и гранулирования порошка смеси оксидов, предшествующие ступеням прессования и спекания таблеток. Полагают, что предложенный метод легче осуществим технически, так как при его реализации можно использовать обычный бокс, благодаря сокращению числа операций.

Таким образом, в заключение настоящего раздела можно отметить, что исследования по смешанному уран-плутониевому нитридному топливу за последние 15 лет были ориентированы, главным образом, на обоснование выбора метода изготовления топлива и тщательное изучение его свойств. Хотя существуют различные способы синтеза (U,Pu)N, в настоящее время для промышленного изготовления остается лишь один реальный путь синтеза: карботермическое восстановление оксидов урана и плутония различного происхождения. Несмотря на интенсивные исследования свойств и методов получения нитридного топлива с разным содержанием плутония, до сих пор не удалось создать концептуально завершенную схему ядерного топливного цикла реакторов на нитридном топливе и продемонстрировать их практическую, техническую и экономическую целесообразность. Наглядным свидетельством этого является японская программа, направленная на выяснение реализуемости ядерного топливного цикла с нитридным топливом, предполагающая дальнейшие оценки и дискуссии по всем этапам ядерного топливного цикла.