Александр Ильич Лейпунский - автор идеи замкнутого топливного цикла
Почему нужны быстрые реакторы и что такое замкнутый топливный цикл?
Для того, чтобы «замкнуть» ядерный топливный цикл, нужно построить двухкомпонентную ядерную энергетику.
Первый компонент — это реакторы на тепловых нейтронах, которые надежно и безопасно производят относительно дешевое электричество. Именно ВВЭР — основа атомной энергетики. Этому есть простые физические объяснения: во‑первых, деление ядер наиболее эффективно происходит именно в тепловом спектре; во‑вторых, замедлителем в этом случае выступает вода — самый дешевый теплоноситель.
Но топливом для этих реакторов служит 235U. Этот изотоп входит в состав природного урана, где его всего 0,7%. Это сильно ограничивает топливные ресурсы тепловых реакторов.
В этой связи родилась идея вовлекать в топливный цикл не только 235U, но и 238U, которого в природном уране больше 99%. В каждой стране, которая построила АЭС накопились десятки и сотни тонн 238U и использовать его для выработки электроэнергии – давняя мечта всех атомщиков.
Разделить 238U в реакторах на тепловых нейтронах невозможно по законам физики. Зато он очень хорошо захватывает нейтроны и порождает другой топливный изотоп — 239Pu. А его уже можно использовать в качестве топлива как в тепловых, так и в быстрых реакторах.
Эту функцию перевода 238U в 239Pu могут на себя взять реакторы с быстрым спектром нейтронов, то есть второй компонент ядерного цикла.
Идея создания быстрых реакторов в СССР родилась в ФЭИ. Она принадлежала всемирно известному ученому Александру Ильичу Лейпунскому. Его «Системы на быстрых нейтронах» легли в основу новейшего направления энергетики. С 1950 года он руководил работами, которые завершились пуском экспериментальных реакторов БР‑1, БР‑2, БР‑5 и БОР‑60.
Теперь схема построения замкнутого топливного цикла ясна, но остаются, как всегда, нерешенные конкретные вопросы.
Один из них – нитрид или оксид? Что лучше?
Почему нитрид лучше традиционного оксида для реакторов на быстрых нейтронах и какие трудности вызывает у разработчиков?
Нитриды — соединения азота с металлами.
Соединения азота с металлами чаще всего являются тугоплавкими и устойчивыми при высоких температурах веществами, придают изделиям твёрдость и коррозионную стойкость.
Оксид (окисел, окись) – бинарное соединение химического элемента с кислородом.
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 СНУП-топлива
- 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.
Это означает меньшую коррозию оболочек ТВЭЛов.
- Совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.
- В процессе эксплуатации реактора изотопный состав топлива выравнивается, что упрощает рефабрикацию топлива.
Вместе с тем при работе со СНУП-топливом имеются и значительные трудности
• Порошки нитридного топлива чувствительны к окислению — все оборудование для их изготовления должно размещаться в боксах с атмосферой, препятствующей окислению.
• Технологическая цепочка изготовления СНУП-топлива в два раза длиннее, чем для оксидного топлива, поскольку исходный материал - оксиды делящихся материалов — нужно сначала перевести в нитриды, а потом уже из них изготавливать таблетки СНУП-топлива.
• Высокая радиоактивность исходных материалов и в этой связи производство топлива требует полной автоматизации.
Таким образом топливный цикл быстрого реактора будет выглядеть следующим образом:
1. Облучение топлива в реакторе.
2. Послереакторная выдержка облученных ТВС – тепловыделяющих сборок.
3. Разделка ТВС и извлечение топлива.
4. Радиохимическая переработка топлива.
5. Изготовление топливных таблеток.
6. Изготовление ТВЭЛов и ТВС.
7. Загрузка в реактор.
Технологом разработки таблеток нитридного топлива и конструктором ТВЭЛов является ВНИИНМ им. Бочвара
Экспериментальные ТВС по технологии ВНИИНМ изготавливаются на Сибирском химическом комбинате.
На данный момент изготовлено порядка 35 сборок. Все они проходят реакторные испытания в БН‑600.
СНУП-топливо – это топливо будущего. Под это топливо в рамках проекта ПРОРЫВ строится реактор БРЕСТ‑300 под научным руководством Адамова Е.О.
Атомная энергетика шагает в «быстрое» будущее, к замыканию ядерного топливного цикла на нитридном топливе.
Удачи Росатому!
Если Вам понравился материал, то оцените его и не забудьте подписаться на канал. Спасибо за внимание!
https://zen.yandex.ru/id/5ffb100597f80a7d5066acc9?lang=ru&clid=300
