Ядерное горючее. 
Ядерные технологии

Ядериое горючее — вещество, в котором протекают цепные ядерные реакции деления с выделением полезной энергии.

Ядерное топливо для энергетического реактора выбирается с учётом его ядерных и химических свойств, а также стоимости. К делящимся (топливным) веществам относятся изотопы ²ззи, ²35U, *39Pu, ²4>Ри, способные делиться при взаимодействии с нейтронами любых энергий и, следовательно, поддерживать цепную реакцию деления, а также ²з²ТЬ и ²3⁸U, которые делятся под действием быстрых нейтронов. К сырьевым (воспроизводящим) элементам относится ²з®и (наработка ²39Ри) и ²3²Th (наработка 2ззи). ²35U, ²з⁸и и ²3²Th относятся к природным, ²ззи, ²39Рц, -41 Ри — к искусственным изотопам. Единственный природный изотоп, делящийся под действием нейтронов любых энергий, — ²35U — называется первичным ядерным горючим, остальные 5 изотопов — вторичным. При реакции деления ядер урана выделяется 180 МэВ на один акт деления, что соответствует 7,410^ю Дж на 1 г горючего.

Каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или ²ззи в тепловом реакторе, чем 23 511 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления работой реактора, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

В качестве ядерного топлива используются различные соединения урана и плутония на их основе.

Керамическое топливо — ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов урана или плутония.

Кермет (керамикометаллический материал) — гетерогенная композиция из металлов и неметаллов (например, оксидов), сочетающие тугоплавкость, твёрдость и жаростойкость керамики с проводимостью, пластичностью, термостойкостью и др. свойствами металлов. Получают методами порошковой металлургии.

Смешанное оксидное топливо (МОКС) — ядерное топливо, состоящее из смеси диоксидов урана и плутония.

Топливом ядерных реакторов может служить естественный уран, в котором концентрация ²35U составляет 0,7%, либо обогащённый уран, т. е. уран, в котором концентрация изотопа ²35U достигает нескольких процентов. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее ю%, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20%. Ядерное топливо делится на два вида: i) природное урановое, содержащее делящиеся ядра ²35U, а также сырьё ²3⁸U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний ²39Ри; 2) вторичное топливо, которое не встречается в природе, например, ²ззи, образующийся при захвате нейтронов ядрами ²3²Th. По химическому составу, ядерное топливо может быть металлическим, включая сплавы и интерметалиды, оксидным (например, U0₂), керметным, карбидным (например, UCi-x), нитридным или карбонитридным.

Ядерное топливо должно удовлетворять следующим требованиям:

• — обогащение по делящемуся изотопу ²зэи должно обеспечить поддержание самопроизвольной цепной реакции на продолжении кампании с учётом поглощения неделящимися ядрами активной зоны (*з*и, теплоносителя, поглотителя и др.) с максимальной глубиной выгорания;
• — оболочки ТВЭЛов должны обладать минимально возможными поглощающими нейтроны свойствами;
• — оболочки ТВЭЛов должны обладать высокой температуростойкостыо и выдерживать высокие внутренние и внешние давления, обеспечивая при этом герметичность;
• — конструкция сборки ТВЭЛов в составе активной зоны должна обеспечивать эффективный отвод тепла теплоносителю;
• — композиция таблетки ядерного делящегося материала должна обеспечивать высокую температуростойкость, прочность, теплопроводность, устойчивость к фазовым изменениям при температуре и радиационном преобразовании в процессе деления составляющих её ядер ²35U;
• — при любых режимах эксплуатации, включая аварийные, должно быть обеспечено нераспространение радиоактивных продуктов, возникающих при делении ядер ²ззи в пределах тепловыделяющих элементов.
• — химическая совместимость топлива с оболочками ТВЭЛов,
• — необходима хорошая технологичность производства.

Ужесточение требований к безопасности ядерных реакторов накладывает и дополнительные требования к ядерному топливу. Повышение ресурса работы и выгорания топливных элементов, увеличение теплопроводности и пластичности топлива, уменьшение выхода продуктов деления становятся на один уровень с требованиями технологичности и экономичности топлива. Практическая реализация реакторов на быстрых нейтронах и реакторов малой и средней мощности также приводит к дополнительным требованиям к разрабатываемому ядерному топливу. Необходимо обеспечить увеличение глубины выгорания в 2 раза по сравнению с достигнутыми уровнями, уверенное удержание продуктов деления внутри ТВЭЛов, надежную работу' топлива при достаточно высоких температурах.

Металлическое ядерное топливо пригодно для применения в газографитовых реакторах, реакторах на быстрых нейтронах и в транспортных реакторах. Металлический уран редко используют как ядерное топливо в тепловых энергетических реакторах, т.к. максимальная температура его использования ограничена 66о°. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Переход вызывает увеличение объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении при температурах 200^-500 уран подвержен радиационному росту'. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза. Распухание топлива (свеллинг) связано с тем, что при делении ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана. Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Инертные газы накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран не относится к таким материалам. Поэтом}' применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания.

Радиационная стойкость и механические свойства уранового топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки уменьшают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся тугоплавкие соединения урана: оксиды, карбиды и интерметаллические соединения. Можно выделить две группы керамического топлива для энергетических атомных реакторов: l) керамика на основе оксидов урана, тория или плутония и их смесей друг с друтом и с оксидами, не содержащими делящихся изотопов; 2) неоксидная керамика из карбидов, нитридов, сульфидов, фосфидов и других соединений урана, тория или плутония и их смесей друг с друтом и с неоксидными соединениями, не содержащими делящихся изотопов.

Наиболее широкое применение полупила керамика — 1Ю₂. Её температура плавления равна 2800°, химическая устойчивость в широком диапазоне температур по отношению ко многим теплоносителям, замедлителям и т. п. У U0₂ нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание. U0₂ не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Основной недостаток этой керамики — низкая теплопроводность ;

4,5 кДж/(м-К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на U0₂ не превышает 1,4-юз кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200°. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться. Недостатком U0₂ также является низкая плотность (ю, 2 г/см³), что требует увеличения обогащения топлива с целью увеличения продолжительности его кампании. Эти недостатки оксидного топлива ограничивают возможности повышения эффективности топливного цикла и безопасности АЭС.

Табл. 1. Основные теплофизические характеристики различных типов ядерного топлива.____.

Скорость коррозии в воде при температуре 300⁰ для нитрида урана в ю раз, для карбида урана в 50 раз, а для металлического урана в юо раз выше, чем для оксидного топлива.

Как уже упоминалось, обогащённый уран выходит с сублиматного завода в виде UF6. В оксид урана его перерабатывают либо водными (гидролиз с нитратом алюминия, аммонийдиуранатный процесс), либо безводными методами (восстановление водородом).

Гидролиз UFe с использованием нитрата алюминия позволяет связать Fион в прочное соединение и вывести его из растворов на стадии экстракции. При этом протекает реакция.

Осаждение полиураната аммония предусматривает гидролиз UFe в воде или в растворе аммиака, осаждение аммонийдиураната (NH₄)₂U₂0₇, его сушку, прокалку и восстановление водородом. Конечным продуктом восстановления является порошок U0₂.

В газовых методах гидролиз UF6 проводят при повышенных температурах (обычно при 473^Ч_973ЮРеакция взаимодействия UFe со смесью водорода может быть описана уравнением:

Керамическое топливо может быть получено реакцией в кислородно-водородном пламени (восстановительный пирогидролиз UFe):

U0₂ может быть получен непосредственно из уранилнитрата. Он образуется при распылении водного раствора уранилнитрата в химическом реакторе при температуре иоо°; раствор в этот реактор вдувают через распылитель, установленный в центре горелки, служащей для обогрева реактора за счёт сжигания пропано-воздушной смеси.

Для получения таблеток порошок 1Ю₂ прессуют при небольшом давлении, измельчают брикет, просеивают и снова прессуют образовавшийся порошок (часто с пластификатором — поливиниловым спиртом или парафином) при давлении 500 МПа. Прессование даёт неспечённые таблетки, которые не мог>т долго находиться в воздушной атмосфере вследствие окисления. Реакция окисления U0₂ экзотермическая, т. е. протекает с выделением тепла, что приводит к саморазогреву и термическому расширению. Спекание таблеток в восстановительной водородной атмосфере ведут при 1700⁰. При спекании происходит значительная усадка таблеток. После спекания размер частиц в структуре составляет 18-^32 мм, остаточная пористость <5%. Добавки снижают температуру спекания на несколько сот градусов. Спечённые таблетки подвергают мокрой шлифовке.

Наличие сквозного отверстия в таблетке снижает максимальную температуру топлива до величины не более 1300⁰. При этом сохраняется структурная однородность, возрастает геометрическая стабильность топлива и способность сохранять в твёрдом растворе и закрытых порах радиоактивные осколочные газы.

Керамические сердечники из U0₂ не деформируются в течение рабочего цикла выгорания топлива. Важно, что 1Ю₂ не реагирует с водой, поэтому в случае разгерметизации оболочки ТВЭЛа радиоактивные элементы не попадают в теплоноситель. Плотность U0₂ близка к плотности самого урана, что обеспечивает нужный поток нейтронов в активной зоне.

Качество оксидного топлива улучшают путём его легирования оксидами металлов с целью улучшения его поведения в условиях облучения и повышения теплопроводности. Так, добавка оксида хрома в U0₂ увеличила размеры кристаллических зёрен, что позволило уменьшить выход газообразных продуктов деления и скорость распухания топлива.

Перспективным считается дисперсионное топливо на основе высокоплотного топлива U-Mo, U-Nb-Zr, U₃Si с матрицей из циркониевых сплавов. Его преимущество — высокое содержание урана (>15^-50 % по сравнению со стандартным таблеточным топливом из U0₂), низкие рабочие температуры топлива <550°, что соответствует критерию «холодное» ядериое топливо, высокое максимальное выгорание (юо МВт сут/кг U) и работоспособность ТВЭЛов в режиме переменных нагрузок. Как результат — увеличение экономической эффективности и снижение стоимости электроэнергии, отпускаемой потребителю.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы U0₂, UC, Pu0₂ и других соединений U и Ри размещают гетерогенно в металлической матрице из Al, Мо, нержавеющей стали или керамики, риал матрицы определяет радиационную стойкость и теплопроводность топлива.

Рис. 1. Гранулированное микротопливо.

В настоящее время разрабатывается окси-карбосилицидное топливо U (O-Si-C), которое обладает высокой теплопроводностью в широком интервале температур. Такую топливную матрицу можно сделать атомарно пористой, т. е. иметь равновесные вакансии, за счёт чего существенно увеличивается ёмкость для продуктов деления. Растворяя в 1Ю₂ углерод и кремний, удаётся существенно снизить его окислительный потенциал и, следовательно, сделать его гипостехиометрическим. Эта модификация может нарушить порядок регулярной решетки оксидного топлива, создать много точечных дефектов и повысить степень удержания газообразных и твёрдых продуктов деления.

Дисперсионное топливо высокой плотности, состоящее из 30% (объёмн.) UN с Mo, Nb или нихромом, получают холодным прессованием смеси порошков при 7,85 МПа, спеканием заготовок в вакууме при 1200° в течение 4 ч и последующей горячей ковкой с отжигом при 1200°. При получении дисперсий U0₂-A1 порошок алюминия с частицами размером <6о мкм смешивают с частицами U0₂ размером 75*150 мкм, прессуют смесь и уплотняют заготовки, например, горячей прокаткой с объёмным обжатием до 30%. В реакторах малой мощности используются ТВЭЛы, в алюминиевой оболочке которых помещены пластины из смеси, состоящей на 60% из волокон уранового стекла (50% U₃0s) и слоёв алюминия. Пластины получают прессованием в холодном состоянии и последующим горячим прессованием до плотности — 0,99 от теоретической.

В урановом топливе выгорающим поглотителем служит оксид гадолиния, вносимый непосредственно в топливную матрицу (ТВЭЛ с таким топливом называют ТВЭГ), что позволяет снизить избыточную реактивность свежего топлива с высоким обогащением.

Перспективное направление совершенствования легководных реакторов связано с внедрением керметного (т.е. керамическо-металлического) микротоплива.

Гранулированное микросферическое топливо обеспечивает создание автоматизированного дистанционно-управляемого технологического процесса приготовления рециркулируемого топлива из актинидов. К преимуществам относится отсутствие пылеобразующих операций по сравнению с порошковой технологией; более удобная, чем порошки форма материала, что сокращает длительность виброуплотнения; микросферы мог>т быть изготовлены размером от нескольких микрон до 2…3 мм с тщательным контролем их на стадии получения геля; дефектные некондиционные микросферические частицы могут быть возвращены в начало процесса; микросферы смешанных окислов актинидов могут быть спечены до высокой плотности при температуре на 200° ниже, чем температура спекания таблеток. Микросферы обладают пористостью 10*30% при высокой механической прочности. При производстве микросферического топлива в качестве исходных продуктов применяются водные растворы солей делящихся и воспроизводящих материалов. Одним из «водных» методов получения микросферического керамического топлива является золь-гель процесс.

Ксрметнос топливо — микрочастицы диоксида урана в циркониевой матрице. Предназначено для реакторов малой и средней мощности и исследовательских реакторов.

Керметное топливо представляет собой сферы из обогащённого керамического U0₂, покрытого герметичной оболочкой из циркониевого сплава. При этом гомогенно перемешенные в силумине гранулы диаметром о, 4+0,6 мм располагаются таким образом, что исключается касание любых двух соседних гранул. Керметно-топливная композиция заполняет весь объём оболочки ТВЭЛа без зазоров и пустот. Такая конструкция обеспечивает наибольшую теплопроводность от топлива теплоносителю, снижая максимальную температуру внутри ТВЭЛа до 6оо°, повышая тем самым безопасность реактора. Создаётся дополнительный барьер безопасности на пути распространения продуктов деления (герметичная и прочная оболочка микроТВЭЛа), что улучшает сохранность оболочек микроТВЭЛов, предотвращающая выход продуктов деления при разгерметизации оболочки. Максимальная глубина выгорания повышается вдвое — до 120 МВт-сут/кг 1Ю₂. Уменьшается в 2 раза аккумуляции тепла в ядерном топливе, снижается расход воды на аварийное охлаждение.

Керметный топливный сердечник имеет матричную структуру, исключающую контакты между⁷ топливными частицами размером 350+500 мкм, объёмная доля ядерного топлива в композиции может быть доведена до 70+75%; в качестве материала матрицы используется сплав на основе циркония; между оболочкой и сердечником располагается подслой из материала типа силумин, обеспечивающий тепловой контакт с оболочкой ТВЭЛа. Такие ТВЭЛы имеют запас по ресурсу и способны обеспечить глубокое выгорание.

Современное ядерное топливо, в виде сферических гранул, изготовленных из U0₂ слегка обогащённого ²³⁵U, безопасно, но оно плохо проводит тепло при высоких температурах, ограничивая допустимую мощность реактора и способствуя повреждению топливных элементов. Это требует их замены прежде, чем всё ядерное горючее будет использовано для выработки электроэнергии. Из-за плохой теплопроводности материала температура в центре топливного шарика намного выше, чем по краям, откуда система охлаждения реактора отводит тепло. Для уогу’чшения характеристик топлива смешивают U0₂ с ВеО. Такое топливо обладает на 50% более высокой теплопроводностью. Это уменьшает разницу между температурой в центре шарика с ядерным топливом и температурой снаружи топливных сборок, что снижает риск расплавления и повреждения ядра реактора и позволяет более полно использовать топливо, прежде чем реактор потребует загрузки нового горючего.

Керамическое топливо может быть распределено в графитовой матрице. Частицы расщепляющегося материала смешивают с тонкодисперсным графитовым порошком, практически свободным от зольных остатков и примеси бора, и раствором каменноутольной смолы в бензине. Смесь прессуют в виде либо сфер диаметром 50 мм, на которые затем напрессовывают смесь графитового порошка с каменноугольной смолой и проводят карбонизацию смолы при 900° с последующим спеканием при атомную энергетику нитридного (UN) и карбонитридного топлива.

Преимущества мононитрида урана перед U0₂ очевидны (табл. 2). Несмотря на повышенный захват нейтронов за счет '"N, нитридное топливо считается топливом будущего. Особенно для реакторов на быстрых нейтронах и транспортных реакторов. Основное ограничение в применении нитридов — их низкая термическая стойкость (разлагаются при температуре >1боо°). Хорошие характеристики продемонстрировал циркониевый карбонитрид урана — U-Zr-C-N (КНТ). В карбонитриде цирконий стабилизирует фазовый состав, углерод блокирует относительно низкотемпературную диссоциацию — бич мононитридного топлива. КНТ по всем теплофизическим параметрам превосходит U0₂ (табл. 2). Высокое содержание урана в КНТ важно с точки зрения нераспространения ядерного оружия, т.к. чем выше содержание урана в топливе, тем ниже может быть обогащение урана по изотопу ²35U.

Табл. 2. Характеристики различных видов уранового топлива.

i8oo° (так получают шаровые ТВЭЛы), либо кольцевых брикетов, которые после сушки подвергают горячему прессованию при 35 МПа и 850°, а затем спеканию в вакууме при 1800° (так получают призматические ТВЭЛы).

Рис. 2. U0₂ различной структуры: а — ординарный, б — наноструктурированный. В настоящее время рассматриваются перспективы внедрения в Фактором, ограничивающим эксплуатационный потенциал керамического топлива, является хрупкость урановых композиций. Методами нанотехнологий удаётся снизить хрупкость карбонитридной и диоксидной топливных композиций. Наноструктурирование композиций повышает теплофизические и прочностные характеристики: прочность топлива (U0₂) повышается в 5 раз; теплопроводность (U0₂) возрастает в 1,5 раза; хрупкость карбидных (UC) и карбонитридных (UZrCN) композиций снижается в 20 раз, вязкость — в 5 раз.

Металлическое топливо привлекает инженеров хорошей теплопроводностью и высокой плотностью. Однако плохие механические и химические свойства плутония не позволяют использовать металлический плутоний как ядерное горючее. Однако из сплавов Pu с Al, Mn, Fe, Со, Ni ТВЭЛы удаётся изготовить. Самым перспективным считается сплав U-Pu-Zr (содержание Zr 10-г 15% вес), при этом плотность топлива по тяжёлым ядрам уменьшается и составляет ~ 15 г/смз.

Более широкое распространение получили ТВЭЛы на основе Ри0₂ в смеси с U0₂ — смешанное (МОКС) топливо. В топливе для реакторов на тепловых нейтронах содержание Pu составляет ~5%, а для реакторов на быстрых нейтронах — более 10%. Ри0₂ идёт на изготовление керамических и дисперсных ТВЭЛов, так как он устойчив на воздухе до температуры 2000⁰.

МОКС-топливо (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержащее несколько оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обедненного урана. Такая смесь ведёт себя сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащенного урана, который является топливом для большинства ядерных реакторов. Замечание. Под термином МОКС-топливо иногда подразумевают не только смесь оксидов, но и нитридов, карбидов и т. п.

МОКС-топливо изготавливается в основном из оружейного плутония, но в последнее время в этот процесс всё чаще вовлекают реакторный плутоний.

По сухой технологии компоненты топлива приготовляются отдельно. После получения Ри0₂ и U0₂ оба порошка смешиваются в шаровой мельнице до гомогенизации. Этот способ применяют при утилизации оружейного плутония. Из полученного порошка прессуются таблетки, которые загружают в молибденовые тигли и выдерживают в течение 2 часов в атмосфере Аг+8%Н₂ при температуре 8оо°. Затем температуру поднимают до 1675⁰ и спекают таблетки в течение 4 часов.

Мокрая технология получения МОКС-топлива применяется при использовании реакторного плутония. После экстракционного разделения раствора ОЯТ плутоний находится в растворе в виде нитрата. Его не выделяют, а соосаждают с ураном. Применяя метод прямой денитрации или золь-процесс, получают смесь оксидов. Существуют различные варианты соосаждения: аммиачное осаждение (уран осаждают в виде диураната аммония, плутоний в виде гидроксида); карбонатное осаждение (осаждают аммоний — уранил (плутанил) карбонат); оба элемента осаждают в виде пероксидов; оба элемента осаждают в виде оксалатов. После совместного осаждения полученные порошки прокаливают в водородной атмосфере до необходимого количества кислорода в уране.

Производство МОКС-топлива позволяет повторно использовать образованные из урана делящиеся изотопы для выделения энергии и тем самым сократить потребление уранового топлива (примерно на четверть). Плутоний-содержащее топливо обладает высоким потенциалом: 1 ТВЭЛ с МОКС-топливом заменяет 8 ТВЭЛов с традиционным урановым топливом. ЯТЦ с МОКС-топливом предотвращает накопление гигантских запасов ОЯТ, в 5 раз уменьшает количество высокорадиоактивных отходов и в ю раз их токсичность. Производство МОКС-топлива — полностью автоматизированный процесс.

Во Франции и Великобритании построены и работают заводы по производству МОКС-топлива. Такой завод строится и в России. МОКСтопливо используется как в тепловых, так и в быстрых реакторах. В качестве примера укажем, что завод в Кадараше (Cadarache, Франция) произвёл к 2000 г. 112 тонн МОКС /утя быстрых реакторов, а завод Мелокс (Melox, Франция) в настоящее время производит¹⁴⁰ т МОКС-топлива для тепловых реакторов в год.

Перспективным считается виброупакованное МОКС-топливо (VMOX). Его производят путём перемешивания смеси (U, Ри)0₂ гранул и порошка урана, который связывает избыток кислорода (т. е., работает как геттер) с последующим добавлением в топливную смесь в пропорции при перемешивании. Геттер решает проблемы, связанные с химическими взаимодействиями топлива с оболочкой. Гранулы — измельченные UPu0₂ отложения на катоде после процесса пиропроцессинга. VMOX производят в горячих камерах. Это топливо для быстрых реакторов.

МОКС-топливу, однако, присущи недостатки, которые не позволяют обеспечить ряд показателей, важных с точки зрения повышения нейтронно-физических характеристик и безопасности АЭС. Поэтому в качестве основных перспективных топливных композиций рассматриваются нитридное или металлическое топливо. Такое горючее обладает высокой теплопроводностью и плотностью по сравнению с оксидным топливом.

Нитридное топливо (мононитрид PuN) имеет теплопроводность в области рабочих температур в — 7 раз и плотность в 1,3 раза выше, чем у оксидного топлива; хорошую совместимость с оболочками ТВЭЛов из нержавеющих сталей и с жидкометаллическими и газовыми теплоносителями — натрием, свинцом, гелием, С0₂. Недостатком нитридного топлива является образование экологически опасного ‘"С по реакции ¹⁴N (h, р)^1АС. Углерод-14 ^в общей радиотоксичности составляет ~ 1%, что несущественно при связывании углерода в устойчивые соединения РАО. При регенерации облученного топлива необходимо предусмотреть меры по предотвращению образования и выброса в атмосферу летучих соединений углерода. В нитридном топливе может быть использован азот, обогащенный азотом *5N, что значительно уменьшит количество образующегося ¹⁴С, приведёт к экономии нейтронов и топлива и скомпенсирует затраты на обогащение азота.

В реакторах на быстрых нейтронах используют высокообогащённое по ²35U топливо в виде U0₂ или (чаще) UN и предложено использовать МОКС-топливо. В поколении IV реакторов на быстрых нейтронах будет использовано нитридное топливо (UN-PuN). В основу процесса синтеза порошков UN из слитков металла положены следующие операции: перевод металла в порошок через ряд циклов гидрирования и дегидрирования; азотирование порошка урана и оставшегося гидрида газообразным азотом до получения UN_X. Полученные порошки нитрида урана (UN_X) содержат от.

6,2 до 8,3 мас.% азота. Площадь удельной поверхности 0,40^-0,67 м²/г, а насыпная плотность образцов 2,5³, 9 г/смз.

Обсудим теперь альтернативные виды топлива.

TRIGA топливо, используемое в TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics) реакторе, состоит из урана в матрице гидрида циркония. Это топливо безопаснее друтих видов топлива, т.к. при достижении высокой температуры, поперечное сечение взаимодействия водорода с нейтронами увеличивает энергии нейтронов, что приводит к росту потерь нейтронов и уменьшению числа тепловых нейтронов.

Топливо на базе минорных актинидов (МА), образовавшихся при захвате нейтронов ураном или плутонием, может быть использовано в быстрых реакторах. Обычно металлическое актинидное топливо — сплав Zr, U, Ри и МА.

TRISO - топливо в виде сфер диаметром 6 см («мяч для гольфа») состоит из центрального ядра (1Ю_Х), покрытого четырьмя слоями из трёх разных изотропных материалов. Первый слой, покрывающий ядро, — пористый углеродистый буферный слой, следующий слой — пиролитический углерод (РуС), за которым следует слой керамического карбида кремния (SiC), предназначенный для удержания продуктов деления и упрочнения сферы. Внешний слой — изготовлен из РуС. TRISO топливо не разрушается ни давлением газообразных продуктов деления, ни высокой температурой (до 1бОО°). В результате вероятность аварии с разрушением топлива резко уменьшается. Это топливо рекомендовано для одного из реакторов Поколения VI — PBMR (pebble-bed modular reactor).

Рис. 3. Топливный элемент (7Ш50-топливо) для высокотемпературного реактора с гранулированным насыпным слоем.

Жидкие топлива бывают двух типов: расплавленные безводные соли, растворённые в охладителе. Примером является топливо LiF-BeF₂— ThF₄-UF₄ (72−16−12−0.4 mol %), работающее при температурах выше 700°. Другим типом является водный раствор уранилнитрата. Недостаток жидкого топлива — возможность его разбрызгивания при аварии.

Ториевое топливо — смесь оксидов плутония и тория, например, 96% ThOa+4% Pu0₂ и 91% Th0₂+5%U0₂+4% Pu0₂. Реакторный плутоний здесь используется как бустерное делящееся топливо. В подобном топливе возможно и сжигание оружейного плутония. Считается что Th-Pu цикл предпочтителен с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Ториевое топливо обладает некоторыми преимуществами по сравнению с МОКС-топливом. Плутоний из такого топлива трудно использовать для оружейных целей. Для перехода на ториевое топлива требуется небольшая модернизация существующих реакторов, причём в стандартном реакторе можно заменить намного большую долю топлива, чем при использовании МОКС (при использовании МОКС на него заменяется не более 1/3 уранового топлива из-за недостатка запаздывающих нейтронов при делении Ри). В результате удаётся в одну кампанию сжечь больше плутония. Однако в настоящее время производство Th-Pu топлива нерентабельно, т.к. оно в з раза дороже свежего уранового топлива (из-за необходимости при обогащении очищать уран от примесей ²3²U и ²з^би). Наличие уизлучающего ²³²U требует экранирования, и работы ведутся в специальных боксах с использованием манипуляторов. Кроме того, присутствие изотопа ²3⁶U, активно поглощающего нейтроны, требует более высокой степени обогащения по ²35U, чем свежий уран.