Минералоподобное топливо

Новые формы топлива для сжигания плутония в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах

Озабоченность опасностью увеличения количества плутония вместе с возрастающим накоплением ОЯТ в хранилищах заставила специалистов США, Франции, Японии, Швейцарии и других стран искать способы эффективного управления реакторным плутонием. При этом термин “эффективное управление” подразумевает либо увеличение темпов расхода вплоть до практически полного сжигания плутония, либо изменение нуклидного состава плутония путем резкого уменьшения содержания делящихся нуклидов, либо регулирование скорости сжигания или наработки плутония, что включает при необходимости и стабилизацию заданного количества плутония в ЯТЦ.

Используя оксидное уран-плутониевое топливо, повысить эффективность сжигания можно, увеличивая содержание Pu в топливе, частично заменяя оксид урана другими оксидами, проводя многократное рециклирование, совершенствуя конфигурацию АЗ LWR. Другим способом повышения эффективности рециклирования Pu является полная замена оксидной урановой матрицы минералоподобной инертной матрицей или нитридным топливом (табл. 4.15.1).

Таблица 4.15.1

Варианты составов топлива для рециклирования/сжигания Pu

Минералоподобное топливо

С середины 90-х гг. в Японии, Франции, США и Швейцарии проводятся исследования по повышению эффективности сжигания плутония путем использования минералоподобного безуранового топлива, называемого ROX-топливом. Концепция Pu-ROX-топлива привлекла внимание благодаря возможности:

· максимально использовать энергетический потенциал Pu;

· почти полностью сжечь Pu;

· сократить объем плутониевых отходов;

· повысить гарантии нераспространения делящихся материалов.

ЯТЦ LWR, загруженного минералоподобным плутониевым топливом, при условии длительной топливной кампании предполагается открытым, и поэтому ROX-ОЯТ планируют захоранивать без переработки.

Для реализации концепции Pu-ROX-топлива в LWR материал матрицы должен удовлетворять ряду требований:

· прочно удерживать актиноиды и продукты деления в условиях облучения и захоронения;

· обладать химической стойкостью, в том числе предотвращать выделение радионуклидов из матрицы в условиях могильника;

· иметь высокую температуру плавления;

· обладать высокой радиационной стойкостью;

· не подвергаться аморфизации и предотвращать распухание топлива;

· обеспечивать безопасность работы реакторов;

· не вызывать необходимости существенно изменять параметры активной зоны современных реакторов.

После предварительного анализа свойств ряда материалов-кандидатов в матрицы плутониевого топлива для более детального изучения отобраны: оксид циркония, стабилизированный иттрием Y₂O₃-ZrO₂[(Y)ZrO₂] или эрбием Er₂O₃-ZrO₂[(Er)ZrO₂], или Er и Y (Er,Y)ZrO₂, а также шпинель MgAl₂O₄ и корунд Al₂O₃. Японские специалисты изучают не только однофазные матрицы, но и многофазные. (Y)ZrO₂ имеет решетку флюорита, образует гомогенный твердый раствор с Pu и другими актиноидами, а также с РЗЭ. Емкость решетки достигает 50 % ат. по An. Шпинель и корунд могут растворять и удерживать продукты деления – щелочные и щелочно-земельные металлы. (Y)ZrO₂ отвечает большинству указанных выше требовании к матрицам:

· имеет высокую температуру плавления – 2960 К;

· является химически и радиационно-стойким;

· степень распухания при 925 К невысока и составляет 0,72 % при дозе облучения 1,8·10¹⁶ см^-2.

Основным недостатком (Y)ZrO₂ является более низкая теплопроводность в сравнении с UO₂-топливом (рис. 4.15.1).

Корунд, как показывает рис. 4.15.1, характеризуется высокой теплопроводностью, которая, однако, резко снижается в нейтронном поле. Другим недостатком корунда является аморфизация, обнаруженная после облучения, и распухание на 6-10 %. Шпинель имеет высокую радиационную стойкость, вполне приемлемую теплопроводность; она образует с (Y)ZrO₂ эвтектическую смесь при 2200 К. Шпинель, также как и корунд, при облучении и высокой температуре проявляет склонность к полной аморфизации и распуханию. Этот недостаток было решено преодолевать при помощи выбора структуры двухфазного Pu-ROX-топлива и способа его изготовления.

Японские НИОКР в настоящее время сосредоточены на:

· отработке технологии изготовления топлива;

· облучении экспериментальных образцов ТВЭЛов ROX-топлива, изготовленного разными методами, с разной структурой и составом;

· проведении деструктивного и недеструктивного анализа облученных образцов;

· подборе оптимального состава топлива, включая необходимые добавки, обеспечивающие заданные величины выгорания и коэффициентов реактивности;

· оптимизации способов расчета степени выгорания плутония в разных по составу ROX-топливах, а также поведения ROX-топлива в аварийных условиях;

· расчете радиотоксичности ОЯТ.

Рис. 4.15.1 Сравнение теплопроводности матриц

В JAERI разработано и применяется два метода изготовления ROX-топлива:

· механическое смешивание тонких порошков из (Y)ZrO₂, MgAl₂O₄, и Al₂O₃ до состояния гомогенности;

· предварительное получение золь-гель способом частиц (Y)ZrO₂ и диспергирование их в матрице шпинели и/или корунда.

Тестовые облучения показали, что оптимальный размер частиц (Y)ZrO₂ находится в диапазоне 200-300 мкм. Оказалось, что топливо с размером диспергированных частиц около 250 мкм имеет меньшее распухание.

В Японии было изготовлено обоими методами пять типов топлива, которое затем было облучено в течение 100 суток в японском исследовательском реакторе № 3 (JRR-3) с мощностью 20 МВт при флюенсе 7·10²⁴ м^-2:

· однофазное топливо из (Y)ZrO₂ и UO₂, который заменял PuO₂ и содержал 20% ²³⁵U;

· два двухфазных типа топлива из гомогенно-смешанных порошков – UO₂, ZrO₂, Y₂O₃, MgAl₂O₄ или Al₂O₃;

· два топлива с диспергированными частицами (U,Y,Zr)O₂ в шпинели или корунде.

Спекание таблеток проводили в течение 4 часов при 2020 К в потоке газа из 75 % Н₂ и 25 % N₂. При облучении в JRR-3 линейная мощность, температура на поверхности топлива и в центре были в пределах 6,2-13,7 Вт/м, 740-1130 K и 970-1430 K соответственно. Анализ облученных образцов показал, что:

· длина в осевом направлении столбика таблеток не изменилась у всех типов топлива;

· диаметр таблеток также не изменился, за исключением гомогенно смешанного топлива из (U,Y,Zr)O₂ и шпинели, температура которого была самой высокой;

· диаметр этого топлива увеличился на 50 мкм, а распухание по расчетам составило ~ 8%;

· продукты деления, за исключением небольшого количества цезия, оставались в топливе, однако, если температура в топливе превышала температуру кипения Cs (950 К), он частично выделялся;

· выделение газообразных и летучих продуктов деления из двухфазного топлива составило 20-40 %, а из однофазного – 3 %, что обусловлено, вероятно, более низкой температурой последнего.

Изучение параметров безопасности активных зон LWR с Pu-ROX-топливом обнаружило несколько проблем, связанных с коэффициентами реактивности, неравномерностью выделения энергии и изменением реактивности по мере выгорания плутония. Для решения этих проблем было предложено ввести в ROX-топливо добавки воспроизводящих радионуклидов в форме ThO₂ и UO₂, а также выгорающего поглотителя нейтронов – Er₂O₃. Расчетным способом было показано, что при добавлении 10-15 % ThO₂ или UO₂ и 3-5 % Er₂O₃ величины коэффициентов реактивности по пустотности и по температуре топлива становятся сопоставимыми с коэффициентами реактивности МОХ-топлива, а также выравнивается энерговыделение в начале и в конце жизни топлива. Однако, введение воспроизводящих добавок и Er₂O₃ изменяет глубину выгорания Pu, уровень наработки МA и продуктов деления (рис. 4.15.2).

Расчеты были выполнены с учетом следующих исходных данных: диаметр ТВЭЛа – 0,95 см, толщина оболочки – 0,0572 см, тип сборки – 17×17 PWR, отношение объемов замедлителя и топлива – 2,0, плотность ROX-топлива – 5,843 г/см³, плотность МОХ-топлива – 10,02 г/см³, содержание Pu – 4 % ат. в расчете на делящиеся нуклиды. Нуклидный состав Pu в % ат. (2,32 ²³⁸Pu, 58,2 ²³⁹Pu, 20,8 ²⁴⁰Pu, 11,56 ²⁴¹Pu, 5,9 ²⁴²Pu, 1,17 ²⁴¹Am) соответствует составу Pu в ОЯТ LWR с выгоранием 46 ГВт·сут/т и исходным обогащением – 4,5% ²³⁵U.

Рис. 4.15.2 Влияние добавок на количество Pu в топливе в зависимости от выгорания

В табл. 4.15.2 приведены результаты расчета количества сгораемого Pu (всего и ²³⁹Pu) в процентах от исходного количества и на 1ГВт в зависимости от состава топлива, а в табл. 4.15.3 – количества нарабатываемых продуктов деления.

Таблица 4.15.2

Расчетные данные по количеству сжигаемого плутония в зависимости
от состава топлива

Как видно из данных табл. 4.15.2, введение добавок ThO₂ и UO₂ в ROX-топливо снижает его показатели по сжиганию Pu, однако, они значительно выше, чем у МОХ-топлива.

Таблица 4.15.3

Наработка долгоживущих продуктов деления в зависимости от состава
топлива, кг/ГВт_эл.

Введение 10 %ThO₂ или UO₂ в ROX-топливо уменьшает наработку МА на 10 и 13 % соответственно по сравнению с чистым Pu-ROX-топливом. С другой стороны, добавки 3 % Er₂O₃ увеличивают наработку МА до 5 %.

Количество долгоживущих продуктов деления (табл. 4.15.3) примерно одинаково для ROX, ROX-10 % ThO₂ и ROX-10 %UO₂-топлив и меньше, чем в МОХ- и ROX-3 % Er₂O₃-топливах. Сопоставление долгосрочной радиотоксичности ROX-топлива разных составов выявило преимущество ROX-ThO₂-топлива. Поэтому дальнейшие исследования было рекомендовано сосредоточить на ROX-ThO₂, включая проблему образования ²³³U.

Швейцарские специалисты из института им. Шеррера отдали предпочтение топливу состава PuO₂-Er₂O₃-Y₂O₃-ZrO₂. Er₂O₃ также как и Y₂O₃, стабилизирует флюоритную структуру ZrO₂, обеспечивает хорошие нейтронные характеристики Pu-ROX-топлива, позволяет контролировать реактивность системы в начале жизни топлива (BOL – begin of life). Бинарные кубические смеси ZrO₂-Er(Y)O_1,5 образуют твердые растворы с многочисленными допантами (An и ПД) в широком диапазоне температур от комнатной до 3000 К. Выбору состава инертной матрицы, формы ТВЭЛа, ТВС и структуры активной зоны PWR предшествовал большой объем исследований кристаллографической структуры и физико-химических свойств (плотности, теплопроводности, термодиффузии при разных температурax, химической и радиационной стойкости и др.) ZrO₂, стабилизированного различными добавками. Циркониевую матрицу для ROX-топлива было предложено изготавливать из циркониевых оболочек ТВЭЛов, являющихся отходами от переработки ОЯТ LWR.

Экспериментальные данные, полученные на модельных типах топлива, в которых Pu заменяли либо Ce, либо Th, послужили основой для проверки и оценки предложенной математической модели, описывающей основные ядерно-физические параметры активной зоны реактора PWR с ROX-топливом. Результатом исследований стало несколько предложений:

· изготавливать ТВЭЛы (Pu, Er, Zr)O₂-топлива в кольцевой форме для преодоления недостаточной теплопроводности ZrO₂-матрицы;

· изготавливать смешанные ТВС, включающие ТВЭЛы из UO₂ и из PuO₂-Er₂O₃-ZrO₂-топлива;

· загружать активную зону PWR ТВС из UO₂- и из ROX-топлива.

Например, было предложено начинать переход активной зоны PWR с UO₂-ТВС к АЗ со 100 % ТВС из (Pu, Er, Zr)O₂ с постепенного увеличения доли Pu-ROX-ТВС. Расчет показал, что загрузка только 1/8 Pu-ROX-ТВС в активную зону стандартного PWR позволяет получить такие же показатели по сжиганию Pu, что и в активной зоне с 30 % МОХ-топлива и 70 % UO₂-ТВС. Аналогичный результат c МОХ-ТВС может быть получен, если в стандартной сборке 15×15 49 ТВЭЛов из UO₂ заменить ТВЭЛами из Pu-ROX-топлива.

Дальнейшие планы института им. Шеррера включают:

· проверку технологии изготовления (Pu, Er, Zr)O₂-топлива;

· изучение поведения этого топлива в условиях, обеспечивавших глубокое выгорание;

· сравнение поведения МОХ- и ROX-топлива.

Работы будут выполняться при поддержке ОЭСР.

Специалисты Лос-Аламосской Национальной лаборатории (LANL) (США) также предложили решить задачу управления количеством Pu за счет изменения состава МОХ-топлива. Было предложено вводить в МОХ-топливо добавки инертных материалов, например ZrO₂ и СаО. Такое топливо было названо ЕМОХ (Evolutionary Mixed Oxide) – эволюционное МОХ-топливо. Регулируя содержание всех компонентов топлива: UO₂ – PuO₂ – ZrO₂ – CaO и долю ЕМОХ в активной зоне, можно задавать скорость сжигания или наработки Pu в системе . На первом этапе специалисты LANL решали следующие задачи:

· разработка процесса изготовления такого топлива,

· моделирование внутриреакторного поведения ЕМОХ-топлива в PWR и оценка характеристик активной зоны с 30, 50 и 100 % ЕМОХ ТВС.

Был разработан и проверен процесс изготовления таблеток ЕМОХ-топлива. Он включал следующие операции:

· смешивание порошков PuO₂ (10,97 %), UO₂ (83,94 %), ZrO₂ (4,628%), СаО (0,462 %) со связующими добавками (полиэтиленгликоль 0,2% и стеариновая кислота 0,2 %);

· дозирование смеси в шаровую мельницу;

· размол в течение 4 часов;

· измельчение на вибромельнице в течение шести циклов;

· гранулирование;

· прессование таблеток;

· спекание при 1700 °С в течение 6 часов в атмосфере Ar + 6 % Н₂.

Полученные таблетки имели плотность 10,12 г/см³, что составило 96,8% от теоретической плотности. В дальнейшем планируется получить топливо, содержащее 30,50 и 70 % инертного материала. Моделирование поведения ЕМОХ-топлива с различным содержанием PuO₂ и ZrO₂ в топливе и различной долей такого топлива в активной зоне показало, что оно может быть использовано в PWR; регулирование количества Pu возможно, в том числе и сжигание с заданной скоростью. Было также показано, что расход Pu растет с увеличением доли инертных материалов в матрице ЕМОХ, а также с увеличением доли ЕМОХ-ТВС в активной зоне. Параметры активной зоны – температурные коэффициенты реактивности замедлителя и топлива остаются отрицательными (рис. 4.15.3-4.15.4) для различных вариантов загрузок реактора. В целом, подход к регулированию количества Pu с помощью ЕМОХ-топлива оправдал предварительные предсказания.

Рис. 4.15.3 Температурный коэффициент реактивности топлива для различных форм топлива (6% PuO2)

Рис. 4.15.4 Температурный коэффициент реактивности замедлителя для различных форм топлива (6 % PuO2)

Как показывают рис. 4.15.3 и 4.15.4, даже для активной зоны со 100 % безуранового топлива коэффициенты реактивности остаются отрицательными.

15.1.1 Пример стратегии сжигания в LWR Pu в форме
EMOX-топлива в США

Забота о нераспространении ядерного оружия заставила специалистов из Лос-Аламосской Национальной лаборатории начать разработку стратегии обращения с плутонием в рамках ЯТЦ США. Цель стратегии – создать в стране способ и средства контроля за общим количеством Pu и его нуклидным составом. Стратегия предполагает довести количество Pu из отработавшего ядерного топлива LWR, которого в США накоплено свыше 100000 т, до установленной заданной величины и/или практически полностью сжечь делящиеся нуклиды Pu в LWR и тем самым увеличить содержание ²⁴²Pu в ОЯТ свыше 50 %. Это сделает Pu непригодным для изготовления ядерного оружия. Рис. 4.15.5 характеризует изменение запасов ОЯТ с Pu в США в случае современной политики, поддерживающей открытый топливный цикл, и в случае реализации предлагаемой стратегии сжигания Pu в LWR в форме усовершенствованного оксидного топлива EMOX , иногда называемого АОХ.

Рис. 4.15.5 Общее изменение объемов реакторного Pu в ОЯТ США

Реализация стратегии включает несколько важных этапов, выполняемых последовательно друг за другом, а также строительство завода для выделения Pu из ОЯТ LWR и завода для изготовления Pu-топлива. На заводе по изготовлению плутониевого топлива предполагается производить:

· МОХ-топливо из смеси UO₂-PuO₂ разного состава, в том числе с оружейным и реакторным Pu;

· МОХ-топливо из смеси UO₂-PuO₂-выгорающий поглотитель нейтронов (Er₂O₃);

· усовершенствованное оксидное топливо EMOX из UO₂-PuO₂-инертный материал (Ca, Zr)O₂;

· АОХ из PuO₂ в инертной матрице (безурановое топливо).

Технология изготовления EMOX и АОХ была разработана в LANL. Она предусматривает операции смешивания исходных порошкообразных оксидов, холодного прессования таблеток и их спекания. Эта технология близка к MIMAX-технологии, используемой на европейских заводах для изготовления МОХ-топлива. Отличительной чертой является постепенное увеличение содержания инертных материалов и замена ими UO₂ вплоть до производства полностью безуранового топлива, которое позволяет исключить воспроизводство Pu.

Все изменения количеств Pu были оценены расчетным способом в зависимости от содержания Pu в топливе, содержания инертной матрицы в нем и процента заполнения активной зоны LWR EMOX- или АОХ-ТВС. Результаты расчета показаны на рис. 4.15.6 и 4.15.7.

Рис. 4.15.6 Зависимость изменения количества Pu за год от содержания Pu и доли инертной матрицы в свежем EMOX при условии загрузки 1/3 активной зоны EMOX –ТВС

Данные рисунков выявляют следующие зависимости:

· чем больше Pu в исходном топливе, тем больше его остается в ОЯТ, но и тем больше скорость его сжигания;

· чем больше доля инертного материала, тем больше процент сжигания Pu.

Увеличение загрузки EMOX- или AOX-топлива в активную зону LWR также будет вести к росту количества сжигаемого Pu.

Оптимальным вариантом был признан вариант состава АОХ с 7 % Pu в 100 % инертной безурановой матрице. В этом случае возможно сжечь свыше 80 % реакторного плутония. В оставшихся 20 % Pu содержание ²⁴²Pu, как ожидается, будет более 55 %.

Выполнение предлагаемой стратегии начинается с предварительного этапа, в котором предусматривается изготовление МОХ-топлива для LWR из оружейного Pu. Отработавшее МОХ-топливо смешивается с ОЯТ LWR и перерабатывается вместе с целью извлечения Pu и направления его на изготовление EMOX- и АОХ-топлива. На первом этапе предполагается загружать в LWR МОХ-топливо, на втором этапе реализации стратегии – EMOX-топливо с частичной заменой UO₂ нейтронно-инертным оксидом, а на третьем этапе – полностью безурановое топливо АОХ. С целью обеспечения параметров безопасности реакторов, поддержания требуемых коэффициентов реактивности и выравнивания энерговыделения предлагается загружать в активную зону по 50% EMOX- или АОХ-ТВС и UO₂-ТВС. Табл. 4.15.4 иллюстрирует один из возможных вариантов внедрения этой стратегии.

Рис. 4.15.7 Зависимость остаточного количества Pu от его содержания в исходном EMOX и от доли инертной матрицы в EMOX

Таблица 4.15.4

Пример реализации стратегии сжигания Pu в США

По данным табл. 4.15.4 скорость сжигания Pu на 3-ем этапе достигает 310 кг/год. Общий расчет показал, что количество Pu в США к 2050 г. может быть сокращено почти до нуля при условии вовлечения в стратегию 60 LWR, у которых половина активной зоны будет загружаться АОХ-топливом с 7 % Pu в 100 % инертной матрице. Основные параметры стратегии (число реакторов, содержание Pu в АОХ и доля АОХ в активной зоне) взаимосвязаны. Если долю плутония в топливе уменьшить, то для достижения такого жерезультата к 2050 г. необходимо увеличить количество реакторов или изменить соотношение AОX и UO₂-топлива в активной зоне.