С середины 90-х гг. в Японии, Франции, США и Швейцарии проводятся исследования по повышению эффективности сжигания плутония путем использования минералоподобного безуранового топлива, называемого ROX-топливом. Концепция Pu-ROX-топлива привлекла внимание благодаря возможности:
максимально использовать энергетический потенциал Pu;
почти полностью сжечь Pu;
сократить объем плутониевых отходов;
повысить гарантии нераспространения делящихся материалов.
ЯТЦ LWR, загруженного минералоподобным плутониевым топливом, при условии длительной топливной кампании предполагается открытым, и поэтому ROX-ОЯТ планируют захоранивать без переработки.
Для реализации концепции Pu-ROX-топлива в LWR материал матрицы должен удовлетворять ряду требований:
прочно удерживать актиноиды и продукты деления в условиях облучения и захоронения;
обладать химической стойкостью, в том числе предотвращать выделение радионуклидов из матрицы в условиях могильника;
иметь высокую температуру плавления;
обладать высокой радиационной стойкостью;
не подвергаться аморфизации и предотвращать распухание топлива;
обеспечивать безопасность работы реакторов;
не вызывать необходимости существенно изменять параметры активной зоны современных реакторов.
После предварительного анализа свойств ряда материалов-кандидатов в матрицы плутониевого топлива для более детального изучения отобраны: оксид циркония, стабилизированный иттрием Y2O3-ZrO2[(Y)ZrO2] или эрбием Er2O3-ZrO2[(Er)ZrO2], или Er и Y (Er,Y)ZrO2, а также шпинель MgAl2O4 и корунд Al2O3. Японские специалисты изучают не только однофазные матрицы, но и многофазные. (Y)ZrO2 имеет решетку флюорита, образует гомогенный твердый раствор с Pu и другими актиноидами, а также с РЗЭ. Емкость решетки достигает 50 % ат. по An. Шпинель и корунд могут растворять и удерживать продукты деления – щелочные и щелочно-земельные металлы. (Y)ZrO2 отвечает большинству указанных выше требовании к матрицам:
имеет высокую температуру плавления – 2960 К;
является химически и радиационно-стойким;
степень распухания при 925 К невысока и составляет 0,72 % при дозе облучения 1,8·1016 см-2.
Основным недостатком (Y)ZrO2 является более низкая теплопроводность в сравнении с UO2-топливом (рис. 4.15.1).
Корунд, как показывает рис. 4.15.1, характеризуется высокой теплопроводностью, которая, однако, резко снижается в нейтронном поле. Другим недостатком корунда является аморфизация, обнаруженная после облучения, и распухание на 6-10 %. Шпинель имеет высокую радиационную стойкость, вполне приемлемую теплопроводность; она образует с (Y)ZrO2 эвтектическую смесь при 2200 К. Шпинель, также как и корунд, при облучении и высокой температуре проявляет склонность к полной аморфизации и распуханию. Этот недостаток было решено преодолевать при помощи выбора структуры двухфазного Pu-ROX-топлива и способа его изготовления.
Японские НИОКР в настоящее время сосредоточены на:
отработке технологии изготовления топлива;
облучении экспериментальных образцов ТВЭЛов ROX-топлива, изготовленного разными методами, с разной структурой и составом;
проведении деструктивного и недеструктивного анализа облученных образцов;
подборе оптимального состава топлива, включая необходимые добавки, обеспечивающие заданные величины выгорания и коэффициентов реактивности;
оптимизации способов расчета степени выгорания плутония в разных по составу ROX-топливах, а также поведения ROX-топлива в аварийных условиях;
расчете радиотоксичности ОЯТ.
Рис. 4.15.1 Сравнение теплопроводности матриц
|
В JAERI разработано и применяется два метода изготовления ROX-топлива:
механическое смешивание тонких порошков из (Y)ZrO2, MgAl2O4, и Al2O3 до состояния гомогенности;
предварительное получение золь-гель способом частиц (Y)ZrO2 и диспергирование их в матрице шпинели и/или корунда.
Тестовые облучения показали, что оптимальный размер частиц (Y)ZrO2 находится в диапазоне 200-300 мкм. Оказалось, что топливо с размером диспергированных частиц около 250 мкм имеет меньшее распухание.
В Японии было изготовлено обоими методами пять типов топлива, которое затем было облучено в течение 100 суток в японском исследовательском реакторе № 3 (JRR-3) с мощностью 20 МВт при флюенсе 7·1024 м-2:
однофазное топливо из (Y)ZrO2 и UO2, который заменял PuO2 и содержал 20% 235U;
два двухфазных типа топлива из гомогенно-смешанных порошков – UO2, ZrO2, Y2O3, MgAl2O4 или Al2O3;
два топлива с диспергированными частицами (U,Y,Zr)O2 в шпинели или корунде.
Спекание таблеток проводили в течение 4 часов при 2020 К в потоке газа из 75 % Н2 и 25 % N2. При облучении в JRR-3 линейная мощность, температура на поверхности топлива и в центре были в пределах 6,2-13,7 Вт/м, 740-1130 K и 970-1430 K соответственно. Анализ облученных образцов показал, что:
длина в осевом направлении столбика таблеток не изменилась у всех типов топлива;
диаметр таблеток также не изменился, за исключением гомогенно смешанного топлива из (U,Y,Zr)O2 и шпинели, температура которого была самой высокой;
диаметр этого топлива увеличился на 50 мкм, а распухание по расчетам составило ~ 8%;
продукты деления, за исключением небольшого количества цезия, оставались в топливе, однако, если температура в топливе превышала температуру кипения Cs (950 К), он частично выделялся;
выделение газообразных и летучих продуктов деления из двухфазного топлива составило 20-40 %, а из однофазного – 3 %, что обусловлено, вероятно, более низкой температурой последнего.
Изучение параметров безопасности активных зон LWR с Pu-ROX-топливом обнаружило несколько проблем, связанных с коэффициентами реактивности, неравномерностью выделения энергии и изменением реактивности по мере выгорания плутония. Для решения этих проблем было предложено ввести в ROX-топливо добавки воспроизводящих радионуклидов в форме ThO2 и UO2, а также выгорающего поглотителя нейтронов – Er2O3. Расчетным способом было показано, что при добавлении 10-15 % ThO2 или UO2 и 3-5 % Er2O3 величины коэффициентов реактивности по пустотности и по температуре топлива становятся сопоставимыми с коэффициентами реактивности МОХ-топлива, а также выравнивается энерговыделение в начале и в конце жизни топлива. Однако, введение воспроизводящих добавок и Er2O3 изменяет глубину выгорания Pu, уровень наработки МA и продуктов деления (рис. 4.15.2).
Расчеты были выполнены с учетом следующих исходных данных: диаметр ТВЭЛа – 0,95 см, толщина оболочки – 0,0572 см, тип сборки – 17×17 PWR, отношение объемов замедлителя и топлива – 2,0, плотность ROX-топлива – 5,843 г/см3, плотность МОХ-топлива – 10,02 г/см3, содержание Pu – 4 % ат. в расчете на делящиеся нуклиды. Нуклидный состав Pu в % ат. (2,32 238Pu, 58,2 239Pu, 20,8 240Pu, 11,56 241Pu, 5,9 242Pu, 1,17 241Am) соответствует составу Pu в ОЯТ LWR с выгоранием 46 ГВт·сут/т и исходным обогащением – 4,5% 235U.
Рис. 4.15.2 Влияние добавок на количество Pu в топливе в зависимости от выгорания
|
В табл. 4.15.2 приведены результаты расчета количества сгораемого Pu (всего и 239Pu) в процентах от исходного количества и на 1ГВт в зависимости от состава топлива, а в табл. 4.15.3 – количества нарабатываемых продуктов деления.
Таблица 4.15.2
Расчетные данные по количеству сжигаемого плутония в зависимости
от состава топлива
| Тип топлива | Сокращение количества Pu | ||
| Всего, % | 239Pu, % | Всего, кг/ГВтэл. | |
| Pu-ROX | 76,94 | 99,03 | 2781,21 |
| Pu-ROX-10% ThO2 | 73,32 | 98,21 | 2518,85 |
| Pu-ROX-10% UO2 | 64,65 | 91,98 | 2006,67 |
| Pu-ROX-3% Er2O3 | 64,74 | 93,52 | 2881,20 |
| MOX | 26,83 | 53,22 | 835,55 |
Как видно из данных табл. 4.15.2, введение добавок ThO2 и UO2 в ROX-топливо снижает его показатели по сжиганию Pu, однако, они значительно выше, чем у МОХ-топлива.
Таблица 4.15.3
Наработка долгоживущих продуктов деления в зависимости от состава
топлива, кг/ГВтэл.
| Тип топлива | 79Se | 93Zr | 99Tc | 107Pd | 126Sn | 129I | 135Cs | Сумма |
| Pu-ROX | 0,25 | 35,64 | 55,96 | 46,50 | 2,48 | 14,52 | 31,44 | 186,79 |
| Pu-ROX-10% ThO2 | 0,35 | 39,42 | 56,40 | 42,07 | 2,61 | 15,43 | 31,10 | 187,38 |
| Pu-ROX-10% UO2 | 0,28 | 36,63 | 57,99 | 44,56 | 2,63 | 15,33 | 30,86 | 188,27 |
| Pu-ROX-3% Er2O3 | 0,28 | 36,15 | 58,24 | 45,47 | 2,69 | 15,45 | 40,05 | 198,27 |
| MOX | 0,32 | 39,09 | 60,71 | 39,98 | 2,73 | 16,34 | 42,69 | 201,86 |
Введение 10 %ThO2 или UO2 в ROX-топливо уменьшает наработку МА на 10 и 13 % соответственно по сравнению с чистым Pu-ROX-топливом. С другой стороны, добавки 3 % Er2O3 увеличивают наработку МА до 5 %.
Количество долгоживущих продуктов деления (табл. 4.15.3) примерно одинаково для ROX, ROX-10 % ThO2 и ROX-10 %UO2-топлив и меньше, чем в МОХ- и ROX-3 % Er2O3-топливах. Сопоставление долгосрочной радиотоксичности ROX-топлива разных составов выявило преимущество ROX-ThO2-топлива. Поэтому дальнейшие исследования было рекомендовано сосредоточить на ROX-ThO2, включая проблему образования 233U.
Швейцарские специалисты из института им. Шеррера отдали предпочтение топливу состава PuO2-Er2O3-Y2O3-ZrO2. Er2O3 также как и Y2O3, стабилизирует флюоритную структуру ZrO2, обеспечивает хорошие нейтронные характеристики Pu-ROX-топлива, позволяет контролировать реактивность системы в начале жизни топлива (BOL – begin of life). Бинарные кубические смеси ZrO2-Er(Y)O1,5 образуют твердые растворы с многочисленными допантами (An и ПД) в широком диапазоне температур от комнатной до 3000 К. Выбору состава инертной матрицы, формы ТВЭЛа, ТВС и структуры активной зоны PWR предшествовал большой объем исследований кристаллографической структуры и физико-химических свойств (плотности, теплопроводности, термодиффузии при разных температурax, химической и радиационной стойкости и др.) ZrO2, стабилизированного различными добавками. Циркониевую матрицу для ROX-топлива было предложено изготавливать из циркониевых оболочек ТВЭЛов, являющихся отходами от переработки ОЯТ LWR.
Экспериментальные данные, полученные на модельных типах топлива, в которых Pu заменяли либо Ce, либо Th, послужили основой для проверки и оценки предложенной математической модели, описывающей основные ядерно-физические параметры активной зоны реактора PWR с ROX-топливом. Результатом исследований стало несколько предложений:
изготавливать ТВЭЛы (Pu, Er, Zr)O2-топлива в кольцевой форме для преодоления недостаточной теплопроводности ZrO2-матрицы;
изготавливать смешанные ТВС, включающие ТВЭЛы из UO2 и из PuO2-Er2O3-ZrO2-топлива;
загружать активную зону PWR ТВС из UO2- и из ROX-топлива.
Например, было предложено начинать переход активной зоны PWR с UO2-ТВС к АЗ со 100 % ТВС из (Pu, Er, Zr)O2 с постепенного увеличения доли Pu-ROX-ТВС. Расчет показал, что загрузка только 1/8 Pu-ROX-ТВС в активную зону стандартного PWR позволяет получить такие же показатели по сжиганию Pu, что и в активной зоне с 30 % МОХ-топлива и 70 % UO2-ТВС. Аналогичный результат c МОХ-ТВС может быть получен, если в стандартной сборке 15×15 49 ТВЭЛов из UO2 заменить ТВЭЛами из Pu-ROX-топлива.
Дальнейшие планы института им. Шеррера включают:
проверку технологии изготовления (Pu, Er, Zr)O2-топлива;
изучение поведения этого топлива в условиях, обеспечивавших глубокое выгорание;
сравнение поведения МОХ- и ROX-топлива.
Работы будут выполняться при поддержке ОЭСР.
Специалисты Лос-Аламосской Национальной лаборатории (LANL) (США) также предложили решить задачу управления количеством Pu за счет изменения состава МОХ-топлива. Было предложено вводить в МОХ-топливо добавки инертных материалов, например ZrO2 и СаО. Такое топливо было названо ЕМОХ (Evolutionary Mixed Oxide) – эволюционное МОХ-топливо. Регулируя содержание всех компонентов топлива: UO2 – PuO2 – ZrO2 – CaO и долю ЕМОХ в активной зоне, можно задавать скорость сжигания или наработки Pu в системе 
. На первом этапе специалисты LANL решали следующие задачи:
разработка процесса изготовления такого топлива,
моделирование внутриреакторного поведения ЕМОХ-топлива в PWR и оценка характеристик активной зоны с 30, 50 и 100 % ЕМОХ ТВС.
Был разработан и проверен процесс изготовления таблеток ЕМОХ-топлива. Он включал следующие операции:
смешивание порошков PuO2 (10,97 %), UO2 (83,94 %), ZrO2 (4,628%), СаО (0,462 %) со связующими добавками (полиэтиленгликоль 0,2% и стеариновая кислота 0,2 %);
дозирование смеси в шаровую мельницу;
размол в течение 4 часов;
измельчение на вибромельнице в течение шести циклов;
гранулирование;
прессование таблеток;
спекание при 1700 °С в течение 6 часов в атмосфере Ar + 6 % Н2.
Полученные таблетки имели плотность 10,12 г/см3, что составило 96,8% от теоретической плотности. В дальнейшем планируется получить топливо, содержащее 30,50 и 70 % инертного материала. Моделирование поведения ЕМОХ-топлива с различным содержанием PuO2 и ZrO2 в топливе и различной долей такого топлива в активной зоне показало, что оно может быть использовано в PWR; регулирование количества Pu возможно, в том числе и сжигание с заданной скоростью. Было также показано, что расход Pu растет с увеличением доли инертных материалов в матрице ЕМОХ, а также с увеличением доли ЕМОХ-ТВС в активной зоне. Параметры активной зоны – температурные коэффициенты реактивности замедлителя и топлива остаются отрицательными (рис. 4.15.3-4.15.4) для различных вариантов загрузок реактора. В целом, подход к регулированию количества Pu с помощью ЕМОХ-топлива оправдал предварительные предсказания.
Рис. 4.15.3 Температурный коэффициент реактивности топлива для различных форм топлива (6% PuO2)
|
Рис. 4.15.4 Температурный коэффициент реактивности замедлителя для различных форм топлива (6 % PuO2)
|
Как показывают рис. 4.15.3 и 4.15.4, даже для активной зоны со 100 % безуранового топлива коэффициенты реактивности остаются отрицательными.
15.1.1 Пример стратегии сжигания в LWR Pu в форме
EMOX-топлива в США
Забота о нераспространении ядерного оружия заставила специалистов из Лос-Аламосской Национальной лаборатории начать разработку стратегии обращения с плутонием в рамках ЯТЦ США. Цель стратегии – создать в стране способ и средства контроля за общим количеством Pu и его нуклидным составом. Стратегия предполагает довести количество Pu из отработавшего ядерного топлива LWR, которого в США накоплено свыше 100000 т, до установленной заданной величины и/или практически полностью сжечь делящиеся нуклиды Pu в LWR и тем самым увеличить содержание 242Pu в ОЯТ свыше 50 %. Это сделает Pu непригодным для изготовления ядерного оружия. Рис. 4.15.5 характеризует изменение запасов ОЯТ с Pu в США в случае современной политики, поддерживающей открытый топливный цикл, и в случае реализации предлагаемой стратегии сжигания Pu в LWR в форме усовершенствованного оксидного топлива EMOX, иногда называемого АОХ.
Рис. 4.15.5 Общее изменение объемов реакторного Pu в ОЯТ США
|
Реализация стратегии включает несколько важных этапов, выполняемых последовательно друг за другом, а также строительство завода для выделения Pu из ОЯТ LWR и завода для изготовления Pu-топлива. На заводе по изготовлению плутониевого топлива предполагается производить:
МОХ-топливо из смеси UO2-PuO2 разного состава, в том числе с оружейным и реакторным Pu;
МОХ-топливо из смеси UO2-PuO2-выгорающий поглотитель нейтронов (Er2O3);
усовершенствованное оксидное топливо EMOX из UO2-PuO2-инертный материал (Ca, Zr)O2;
АОХ из PuO2 в инертной матрице (безурановое топливо).
Технология изготовления EMOX и АОХ была разработана в LANL. Она предусматривает операции смешивания исходных порошкообразных оксидов, холодного прессования таблеток и их спекания. Эта технология близка к MIMAX-технологии, используемой на европейских заводах для изготовления МОХ-топлива. Отличительной чертой является постепенное увеличение содержания инертных материалов и замена ими UO2 вплоть до производства полностью безуранового топлива, которое позволяет исключить воспроизводство Pu.
Все изменения количеств Pu были оценены расчетным способом в зависимости от содержания Pu в топливе, содержания инертной матрицы в нем и процента заполнения активной зоны LWR EMOX- или АОХ-ТВС. Результаты расчета показаны на рис. 4.15.6 и 4.15.7.
Рис. 4.15.6 Зависимость изменения количества Pu за год от содержания Pu и доли инертной матрицы в свежем EMOX при условии загрузки 1/3 активной зоны EMOX –ТВС
|
Данные рисунков выявляют следующие зависимости:
чем больше Pu в исходном топливе, тем больше его остается в ОЯТ, но и тем больше скорость его сжигания;
чем больше доля инертного материала, тем больше процент сжигания Pu.
Увеличение загрузки EMOX- или AOX-топлива в активную зону LWR также будет вести к росту количества сжигаемого Pu.
Оптимальным вариантом был признан вариант состава АОХ с 7 % Pu в 100 % инертной безурановой матрице. В этом случае возможно сжечь свыше 80 % реакторного плутония. В оставшихся 20 % Pu содержание 242Pu, как ожидается, будет более 55 %.
Выполнение предлагаемой стратегии начинается с предварительного этапа, в котором предусматривается изготовление МОХ-топлива для LWR из оружейного Pu. Отработавшее МОХ-топливо смешивается с ОЯТ LWR и перерабатывается вместе с целью извлечения Pu и направления его на изготовление EMOX- и АОХ-топлива. На первом этапе предполагается загружать в LWR МОХ-топливо, на втором этапе реализации стратегии – EMOX-топливо с частичной заменой UO2 нейтронно-инертным оксидом, а на третьем этапе – полностью безурановое топливо АОХ. С целью обеспечения параметров безопасности реакторов, поддержания требуемых коэффициентов реактивности и выравнивания энерговыделения предлагается загружать в активную зону по 50% EMOX- или АОХ-ТВС и UO2-ТВС. Табл. 4.15.4 иллюстрирует один из возможных вариантов внедрения этой стратегии.
Рис. 4.15.7 Зависимость остаточного количества Pu от его содержания в исходном EMOX и от доли инертной матрицы в EMOX
|
Таблица 4.15.4
Пример реализации стратегии сжигания Pu в США
| Этап | Топливо | Количество сжигаемого реакторного Pu, кг Pu/АЗ∙год | Условия внедрения EMOX и АОХ |
| Предварительный | МОХ с оружейным Pu | – | 1/3 активной зоны с МОХ-ТВС |
| Первый | МОХ с 10% реакторного Pu | 5,40∙102 | 100% в активной зоне 2010-2020 гг. 60 LWR |
| Второй | EMOX с 50 % инертного материала, 7 % реакторного Pu | 1,60∙102 | 1/2 активной зоны 2020-2025 гг. 60 LWR |
| Третий | АОХ со 100% инертного материала, 7% реакторного Pu | 3,10∙102 | 1/2 активной зоны после 2025 г. 60 реакторов |
По данным табл. 4.15.4 скорость сжигания Pu на 3-ем этапе достигает 310 кг/год. Общий расчет показал, что количество Pu в США к 2050 г. может быть сокращено почти до нуля при условии вовлечения в стратегию 60 LWR, у которых половина активной зоны будет загружаться АОХ-топливом с 7 % Pu в 100 % инертной матрице. Основные параметры стратегии (число реакторов, содержание Pu в АОХ и доля АОХ в активной зоне) взаимосвязаны. Если долю плутония в топливе уменьшить, то для достижения такого жерезультата к 2050 г. необходимо увеличить количество реакторов или изменить соотношение AОX и UO2-топлива в активной зоне.