Оксидное топливо, оксидные топливные материалы

Кроме того, в реакторах можно использовать весь добываемый торий в отличие от 0,7% изотопа U-235 из природного урана [3].Основным вариантом в реакторах типа PWR могут быть топливные сборки, смонтированные так, что бланкет, состоящий главным образом из тория, покрывает затравочный элемент с большей степенью обогащения, содержащий U-235, который производит нейтроны для подкритического бланкета. Поскольку U-233 производится в бланкете, он там же и сгорает. Здесь речь следует о легководном реакторе-бридере, который успешно прошел демонстрационные испытания в USA в 1970 годах.Возможность реализации ториевых топливных циклов изучается уже около 30 лет, однако значительно менее интенсивно, чем урановых или уран-плутониевых циклов. Основные исследовательские и конструкторские работы проводились в Германии, Индии, Японии, Рф, Великобритании и USA. Было проведено также и пробное облучение ториевого топлива в реакторах до получения высокого уровня выгорания. Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных реакторов.К заслуживающим внимания экспериментам по ториевому циклу относятся следующие (первые три проводились на высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением):В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МегаВт. 95% всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сутки/т.Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10:1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МегаВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства U-233, который заменял потребляемый U-235 примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет [3].В 1967-1974 годах в USA работал высокотемпературный реактор PeachBottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МегаВт производства компании GeneralAtomic.В Индии в 1996 г. в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт, работавший на U-233, полученном путем облучения ThO2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МегаВт, в котором и облучался ThO2.В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МегаВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким К.П.Д. производился U-233 [3].Проводился ряд экспериментов с реакторами на быстрых нейтронах.ЗаключениеВ принципе многие урановые соединения, помимо рассмотренных выше, могли бы служить в качестве реакторного топлива. Однако из всех этих соединений существенное внимание было уделено лишь нитриду урана UN. Его свойства подобны свойствам карбида урана (91. Нитрид урана более совместим по сравнению с карбидом урана с материалом оболочки из-за отсутствия эффекта науглероживания. Однако судить о его достоинствах преждевременно, поскольку еще недостаточен опыт внутриреакторных испытаний. Имеются сложности изготовления, связанные с литьем в азотной атмосфере. При температурах выше 2000 °С происходит разложение UN, что никак не сказывается на работе в нормальных условиях, однако затрагивает определенные аспекты безопасности.Хорошая структурная стабильность оксидного топлива ограничивает его распухание, что позволяет иметь меньший объём для сбора газообразных осколков.В некоторых конструкциях газовый объём располагают ниже топливного столба, на участке с относительно низкими температурами натрия, что позволяет снизить давление в газовом объёме. В свою очередь, это позволяет уменьшить высоту твэла и снизить потери давления на активной зоне.Конструкция оксидного топливного элемента позволяет использовать преимущества технологических процессов изготовления топлива для легководных реакторов. Отсутствие необходимости в натриевом подслое упрощает технологию переработки.Свойствами, аналогичными свойствам UN, обладает сульфид урана US. Однако плотность последнего не превосходит плотности оксидного топлива, чем и объясняется отсутствие интереса к US. Высокую плотность имеет кремниевое соединение U3Si, однако опять-таки отсутствие опыта внутриреакторных испытаний не позволяет сделать определенные выводы. Аналогично обстоит дело с урановым фосфатом UP.Преимущества оксидного топлива таковы:• высокая температура плавления;• превосходная структурная и химическая стабильность при высоких температурах и глубоких выгораниях;• меньшее по сравнению с металлическим топливом распухание под облучением;• технологические процессы изготовления и переработки во многом схожи с процессами для топлива легководных реакторов, что позволяет использовать накопленный для LWR опыт.Список использованной литературыFR22 - топливо для быстрых натриевых // AtomInfo.Ru URL: http://www.atominfo.ru/newsz05/a0163.htm (дата обращения: 21.09.2022). Керамический уран // Электрические сети URL: https://leg.co.ua/arhiv/generaciya/materialy-yadernyh-energeticheskih-ustanovok-29.html (дата обращения: 21.09.2022). О ториевых реакторах // LivejournalURL: https://igorpmigse.livejournal.com/98048.html (дата обращения: 21.09.2022). Топливо на основе урана // Электрические сети URL: https://leg.co.ua/arhiv/generaciya/reaktory-razmnozhiteli-na-bystryh-neytronah-24.html (дата обращения: 21.09.2022).