ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ВОЗМОЖНОСТИ » ПО ИЗГОТОВЛЕНИЮ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ РЕАКТОРА ВВЭР-Т.

, , ,

ФГУП “Сибирский химический комбинат”, г. Северск.

В настоящее время мировая ядерная энергетика не нуждается в расширенном воспроизводстве ядерного топлива. Ей достаточно активизации ресурсов дешевого природного урана и высвобождающихся излишков ядерных оружейных материалов — высокообогащенного урана и плутония. Кроме этого в последнее время в освоении новых топливных циклов широко изучается возможность использования тория в реакторах для решения проблемы нераспространения делящихся материалов.

Особенности тория постоянно привлекают внимание к его вовлечению в ядерную энергетику. Значительные природные ресурсы тория расширяют топливную базу ядерной энергетики, подкрепляя предпосылки ее широкомасштабного развития.

В РНЦ «Курчатовский институт» проработан вариант реактора ВВЭР-Т, в котором уже в ближайшее время можно использовать тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из двух частей:

·  центральной зоны (зоны запала) содержащей топливо на основе соединений оружейного плутония или высокообогащенного урана (с обогащением не более 20%). Топливо запала имеет глубокое выгорание (-150 ГВт сут/т);

·  периферийной зоны (бланкета) содержащей топливо на основе тория. Ториевые элементы бланкета имеют длительную кампанию (10 лет) и не подлежат переработке.

Проработанная реакторная установка максимально использует технологию, оборудование и технические решения серийных ВВЭР-1000. Торий вовлекается в ТВС активной зоны стандартного ВВЭР-1000 при неизменной единичной мощности блока, сохранении внутриреакторных конструкций и основного оборудования первого контура

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

Использование ториевого топлива и плутониевого запала обеспечивает:

·  расширение топливной базы;

·  эффективную диспозицию оружейного плутония;

·  снижение объемов облученного ядерного топлива, а также удельную наработку Pu, Np, Am и Cm в реакторе;

·  улучшение экономических показателей топливного цикла за счет снижения объемов изготовления твэлов и экономии природного урана;

·  упрощение работы с отработанным ядерным топливом (ОЯТ).

·  исключение возможности применения реакторного топлива (загружаемого и выгружаемого) для производства ядерного оружия;

·  применение в качестве загрузки высокообогащенного урана и оружейного плутония.

Реализация указанной концепции в реакторе ВВЭР-Т, а также проведенные оценочные расчеты показывают, что использование высокообогащенного урана в топливе имеет дополнительные преимущества:

·  снижается наработка плутония примерно в 20 раз по сравнению с ВВЭР-1000 и в 5 раз по сравнению с ВВЭР-Т, работающим на уране с обогащением 20% по U. При этом увеличивается относительное содержание 238Pu;

·  снижается содержание, токсичность и радиоактивность трансурановых элементов в отработавшем ядерном топливе по сравнению с базовым вариантом ВВЭР, а также наработка трансплутониевых элементов уменьшается в 20 раз;

·  снижаются в 4 раза топливные потоки тяжелых металлов по запальному компоненту, что обеспечивает дополнительные технические и экономические преимуществу при изготовлении и переработке топлива запала.

Для производства ядерного топлива на основе плутония и высокообогащенного урана необходимо предприятие имеющее лицензию на производство работ с радиоактивными материалами. Внимание разработчиков ядерного топлива для реакторов ВВЭР-Т привлек », который, имея уникальное оборудование, разрешение на проведение работ с радиоактивными материалами обладает подготовленным персоналом высокой квалификации.

В 2004 году на базе Химико-металлургичекого завода (ХМЗ) » был разработан технологический процесс и смонтировано уникальное оборудование для изготовления твэлов зоны запала ТВС ВВЭР-Т, которые представляют собой закрученные в аксиальном направлении сердечники с трехлопастным поперечным сечением из биметаллического плутоний-циркониевого сплава, заключенного в циркониевую оболочку (рис.1).

В результате выполнения работ были получены положительные результаты по изготовлению образцов с топливными сердечниками из Pu+Zr (квазисплав) и PuO2+Zr, для испытаний в реакторе.

Для приготовления квазисплава использовали смесь порошка плутония, стойкого к окислению, и порошка циркония, а для приготовления наполнителя PuO2+Zr использовался диоксид плутония и порошок циркония заданной фракции.

Рис. 1 Внешний вид и сечение ТВЭЛа зоны запала

Образцы топливных сердечников изготавливали посредством выдавливания через фильеру герметично заваренного циркониевого стаканчика, наполненного указанной смесью порошков в изотермическом режиме. Из полученных сердечников вырезались фрагменты (рис. 2) для контроля следующих параметров:

·  сплошности топливного столба по всей длине сердечника;

·  плотности металлургического сцепления сердечника с оболочкой;

·  равномерности распределения плутония по длине топливного сердечника;

·  соосности внутреннего стержня с центром описанной окружности топливного сердечника;

·  надежности крепления внутреннего стержня в торцевых частях топливного сердечника и т. д.

акроструктура шлифов Pu+Zr и оболочкой из металлического циркония, х3,0

Рис. 2 Макроструктура шлифа

Для контроля вышеперечисленных параметров в ОКБА СХК был разработан блок сканирования (рис. 3) для контроля распределения плутония в активной части топливного столба, и определения его границ при использовании пассивного автоэмиссионного способа, основанного на регистрации собственного излучения плутония. Полученные результаты позволяют сделать вывод, что контроль параметров указанным способом позволит достичь требуемой для практических целей точности.

Рис.3 Общий вид блока сканирования

На основании вышеизложенного можно сделать вывод о том, что » обладает материальной базой и научным потенциалом для продолжения работ в указанном направлении, в том числе и для утилизации оружейного плутония и высокообогащенного урана.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Пономарев-, , Кевролев безопасность отработавшего ядерного топлива. — Атомная энергия, 1998, т. 84, вып. I, с. 34—42.

2. Пономарев-, , и др. Легководный ториевый реактор ВВР-Т. Докл па Межд. сом. «Новые подходы к ядерным топливным циклам и схемам захоронения отходов», 22 — 25 июня 1998 г., Capoв.

3. Техническая справка №80-15/г., Северск.