Концепции усовершенствованного МОХ-топлива (МIX, CORAIL, APA)

Топливо с инертной матрицей.

Ториевое топливо.

Разработка ториевого топлива проводится в целях замены ²³⁸U как топливного сырья на ²³²Th, который при захвате нейтрона генерирует ²³³U. Изотоп ²³⁵U или ²³⁹Pu необходимы для начала реакции деления, или в качестве, так называемого, делящегося драйвера. Затем генерируется ²³³U, который и продолжает реакцию деления и наработки новых порций топлива. В ториевом цикле производится очень мало плутония и других трансурановых элементов, что снижает его радиотоксичность. Отсутствие плутония на начальной стадии ториевого ядерного цикла является преимуществом этого вида топлива с точки зрения нераспространения ядерных материалов. В то же время в дальнейшем происходит наработка ²³³U, который сам является материалом, пригодным для создания ядерного оружия.

Проводились исследования по выделению 233U при переработке ОЯТ на основе тория с целью его последующего использования в свежих сборках. Однако такое выделение связано с ограничениями, накладываемыми нераспространением ядерных материалов. В настоящее время больше склоняются к концепции однократного использования топлива на основе тория. Основной недостаток этой концепции медленная конверсия тория в ²³³U.

Для решения этой проблемы предложено разбивать активную зону с ториевым топливом на две части: запальную, содержащую твэлы с обогащенным до 20 % вес.UO₂, и узел бланкета с твэлами из ThO₂/UO₂, в которых происходит конверсия тория в ²³³U. Такое разделение позволяет производить замену соответствующих твэлов с различным периодом, по мере выгорания ²³⁵U и наработки ²³³U. Необходимо отметить, что в запальной зоне могут быть использованы твэлы с МОХ-топливом для дополнительного выжигания плутония.

Для выжигания плутония обычно используют МОХ-топливо, в котором большую часть составляет UO₂. В то же время, захват нейтрона ²³⁸U протекает с той же скоростью что и для сборки UO₂, а, значит, скорость сжигания плутония невелика. Для увеличения скорости выжигания плутония предложено UO₂ заменить на инертную матрицу. В этом случае не будет просходить наработка нового плутония из ²³⁸U. Основные трудности на пути применения топлива на основе плутония с инертной матрицей является совместимость такого топлива с основными элементами твэла и ТВС, решение вопроса со снижением температурного коэффициента, а также необходимость доказать удовлетворительное поведение топлива под облучением в течение продолжительного времени, не менее чем 10 лет.

При облучении МОХ-топлива изотопное качество плутония ухудшается. При последующем рециклировании деградация топлива возрастает. При этом увеличивается количество деградировавшего (по изотопному составу) плутония. Дальнейшее использование такого топлива становится нецелесообразным и экономически невыгодным. Для преодоления этих проблем был предложен новый вариант смешанного уран-плутониевого топлива на основе высокообогащенного урана. Это топливо было названо MIX-топливом, также как и проект его разработки, предложенный Францией. В этом топливе разбавителем плутония является ²³⁵U, который является основным делящимся материалом. Присутствующий плутоний оказывает слабое влияние на ядерное поведение такого топлива, поэтому его изотопный состав не является важным. Следовательно, даже многократное рециклирование плутония с ухудшением качества изотопного состава, позволяет использовать его как компонент МОХ-топлива. Основные недостатки этого проекта высокая стоимость изготовления такого MIX-топлива.

Другой вариант многократного рециклирования плутония заключается в разработки новой плутониевой сборки CORAIL. Такая сборка содержит центральные твэлы с высокообогащенным оксидным урановым топливом, а внешние твэлы - с обычным МОХ-топливом. Основные нейтронные свойства сборки определяют твэлы с высокообогащенным диоксидом урана. Изотопный состав плутония, находящегося в МОХ-топливных твэлах, не оказывает существенного влияния на работу всей сборки в целом. Такая сборка допускает использование в МОХ-топливе многократно рециклированного плутония.

Еще один вариант использования многократно рециклированного плутония реализован в «усовершенствованной плутониевой сборке». В качестве урансодержащих используются обычные твэлы с обогащенным UO₂, а в качестве плутонийсодержащего топлива – топливо с инертной матрицей. Плутониевые стержни располагают таким образом, чтобы они находились в зоне с более высокой степенью замедления для увеличения выгорания плутония.

Во Франции разрабатывается также проект плутониевого топлива с высоким замедлением. Это обычное МОХ-топливо, но сборки располагаются в дистанцирующих решетках таким образом, что соотношение замедлитель/топливо для сборки с МОХ-топливом повышается до 3:1 и даже 6:1, против традиционного 1,9:1 для уранового топлива. Это позволяет снизить требования к исходному плутонию по качеству и добиться более глубокого выжигания плутония в таких реакторах.

Япония разрабатывает проект МОХ- топлива с низким замедлителем для наработки плутония, необходимого для обеспечения ядерным топливом. Понижая соотношение замедлитель/топливо до 0,5:1 снижается вероятность утечки резонансных нейтронов и увеличивается темп захвата нейтронов ²³⁸U с последующей наработкой ²³⁹Pu. Однако для использования MOX-топлива в таких режимах не достаточно опыта и данных о поведении теплопередачи, давления и других характеристик LWR. Кроме того, для таких реакторов необходимо создавать специализированные активные зоны.

Дата добавления: 2014-01-04