Почему нитрид лучше оксида для быстрых реакторов

Атомная энергетика отправится в «быстрое» будущее, к замыканию ядерного топливного цикла, на нитридном топливе. Почему нитрид лучше традиционного оксида для реакторов на быстрых нейтронах и какие трудности вызывает у разработчиков? Разбираемся вместе с ВНИИНМ — ​главным конструктором топлива будущего в ТВЭЛ.

ЧТО ЭТО?

Смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП) топливо — ​вид ядерного топлива, в котором делящийся материал (смесь урана и плутония) представлен в форме соединения азота, мононитрида, вместо стандартного диоксида урана. В промышленности такое топливо пока не применяется, разрабатывается для перспективных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителем.

ПРЕИМУЩЕСТВА

+ Высокая плотность обеспечивает высокие топливоемкость и коэффициент воспроизводства топлива, позволяет делать реакторы более компактными.

+ Высокая теплопроводность обеспечивает надежность и температурную стойкость топлива: можно эксплуатировать при температуре до 700 °C.

+ Для производства можно использовать уран‑238, которого в природе гораздо больше, чем урана‑235.

+ Выход агрессивных продуктов деления (цезий, йод, селен, теллур и др.) из таблеток нитрида значительно меньше, чем из оксидного топлива, — ​меньше коррозия оболочек твэлов.

+ Совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.

+ В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.

ТРУДНОСТИ РАЗРАБОТКИ

• Порошки нитридного топлива чувствительны к окислению — ​все оборудование для их изготовления должно размещаться в боксах с инертной атмосферой.

• Технология изготовления таблеток двухстадийная. Исходный материал — ​оксиды делящихся материалов — ​нужно сначала перевести в нитриды, а потом из нитридов изготовить таблетки. Технологическая цепочка в два раза длиннее, чем для оксидного топлива.

• Высокая радиоактивность исходных материалов требует полной автоматизации производства.

ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ БЫСТРОГО РЕАКТОРА С НИТРИДНЫМ ТОПЛИВОМ

1. Облучение топлива в реакторе.
2. Послереакторная выдержка облученных ТВС и транспортировка в цех по переработке.
3. Разделка ТВС, извлечение топлива и отделение конструкционных элементов ТВС.
4. Радиохимическая переработка топлива.
5. Корректировка топливной смеси.
6. Изготовление топливных таблеток.
7. Изготовление твэлов и ТВС.
8. Временное хранение.
9. Загрузка в реактор.

Андрей Давыдов
Начальник отдела технологий топлива для быстрых и газовых реакторов, ВНИИНМ

— ВНИИНМ выступает конструктором-технологом твэлов и технологом таблеток нитридного топлива. Экспериментальные ТВС по нашей технологии изготавливаются на Сибирском химическом комбинате. На данный момент изготовлено порядка 35 сборок. Все они проходят реакторные испытания в БН‑600. Часть экспериментальных ТВС уже извлечена после облучения и прошла послереакторные исследования. Часть проходит ресурсные испытания. На сегодняшний день достигнута максимальная глубина выгорания порядка 8 % т. а., плановый показатель — ​12 % т. а.