Использование MOX-топлива

Результаты исследований экспертов стран участников Агентства по ядерной энергии по обращению с выделенным плутонием показали, что оптимальным решением проблемы накопления запасов энергетического плутония в процессе реализации закрытого ЯТЦ является повторное использование плутония в смешанном уран-плутониевом топливе (MOX- топливе) для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах [10].

Для изготовления MOX-топлива используются порошки, полученные как механическим смешением отдельно взятых оксидов урана и плутония, так и совместно выделенных смешенных уран-плутониевых оксидов, из предварительно подготовленных смесей (растворов, расплавов). Принципиально существуют два основных метода получения оксидных порошков: метод, основанный на гидрохимических технологиях («водный») и метод, используемый в газо-фторидной и пироэлектро-химической технологиях («неводный») [10].

Гидрохимический технологический процесс состоит из следующих основных операций: растворение оксидов урана и плутония; кондиционирование полученного раствора (упарка, осветление, экстракционная очистка); смешение (корректировка по изотопному составу) растворов урана и плутония (в случае их последующего совместного выделения); выделение из растворов в виде твердой фазы (осаждение, гранулирование, гелирование); разделение полученной твердой фазы (осадка, гранул, микросфер) и маточного раствора; сушка твердой фазы (осадка, гранул, микросфер); прокалка до получения оксидов урана и плутония; механическое смешение порошков (в случае раздельного выделения).[10].

В современной практике рециклирование Pu осуществляется загрузкой
1/3 активной зоны (АЗ) MOX-ТВС, а в некоторых реакторах Германии и Швейцарии допускается большее количество MOX-сборок (до 40 %). Среднее содержание Pu в MOX-топливе до 1999 г. во Франции составляло 5,3 %, а в Германии - 4,8 % по делящимся нуклидам Pu и 7,1 % всех нуклидов Pu. Разрешено увеличить содержание Pu в MOX-топливе французских PWR до 7,08 %, а с 2004 г. до 8,6 %. Рост содержания Pu в топливе позволит довести глубину выгорания MOX-топлива до глубины выгорания UO₂–топлива и достичь между этими двумя типами топлива паритета [11].

На начальном этапе изучения рециклирования Pu было выполнено несколько десятков национальных и международных программ, посвященных определению зависимости термомеханических, термических, физико-химических, структурных и других свойств от состава топлива, способа его изготовления и глубины выгорания. Изучение теплофизических свойств MOX-топлива, проведенное японскими и английскими специалистами, позволило сделать следующие выводы [11]:

– теплопроводность MOX-топлива примерно на 10% меньше теплопроводности UO₂-топлива в диапазоне температур от 400 до 1600⁰С;

– теплопроводность снижается с ростом температуры и содержания Pu;

– термическое расширение МОХ- и UO₂-топлива в диапазоне температур 150-1200⁰С одинаково.

Эти выводы можно дополнить результатами французских исследований свойств 55 твэлов, облученных до разной глубины выгорания, в зависимости от содержания Pu и способа изготовления MOX-топлива. Было показано, что МОХ-топливо не обнаруживает никаких особенностей по сравнению с UO₂-топливом после четырех циклов облучения при измерении размеров твэлов, коррозии оболочки со стороны воды, плотности топлива и теплопроводности.

Заканчивая рассматривать современный уровень рециклирования реакторного плутония в реакторах на тепловых нейтронах, можно констатировать [11]:

– однократное рециклирование Pu осуществляется в промышленном масштабе более чем в 40 реакторах типа PWR и BWR;

– в форме МОХ-ТВС рециклировано несколько десятков тонн реакторного плутония;

– создана и достигла промышленного уровня инфраструктура рециклирования Pu;

– рециклирование Pu в объеме 1/3 активной зоны в стандартных действующих реакторах типа LWR не нарушает параметров их надежности и безопасности и не требует сколько-нибудь серьезных конструкционных изменений реактора;

– однократное рециклирование Pu в рамках загрузки 1/3 активной зоны МОХ-ТВС лишь снижает скорость накопления Pu и не позволяет значительно сократить его объемы.

Для повышения эффективности сжигания Pu изучаются новые сценарии обращения с реакторным Pu, включающие ЯТЦ с модифицированными реакторами, новыми формами топлива и ТВС и многократным рециклированием.

При облучении MOX-сборок изотопное качество плутония ухудшается. Если рециклировать плутоний и использовать его во втором, а затем в третьем поколении MOX-сборок и т.д., то начальное содержание плутония в каждом новом поколении будет превышать начальное содержание плутония в предыдущем поколении. МОХ-сборка первого поколения содержит плутоний, полученный при переработке сборок UO₂, в то время как термин «второе поколение» относится к сборкам, сделанным из плутония, рециклированного из первого поколения
MOX-сборок. Начальная концентрация плутония приближается к предельно приемлемым уровням уже для второго поколения, и дальнейшее рециклирование становится непрактичным.

Следует отметить положительные аспекты возврата Pu в ЯТЦ в виде
МОХ-топлива. Во-первых, таким образом удается постоянно контролировать количество плутония в цикле (плутоний потребляется следовательно возможно избежать его наработки, электроэнергия производится при неизменном и даже сокращающемся количестве Pu, чем больше МОХ-топлива в парке реакторов, тем меньше годовая наработка Pu). Во-вторых, появляется возможность сократить объем отходов и их токсичность (начиная с первого возврата в ЯТЦ количество топливных сборок, которыми необходимо заниматься, уменьшается в 8 раз, многоразовый возврат в цикл позволяет уменьшить как минимум в 100 раз количество плутония, содержащегося в отходах) И, наконец, обеспечивается значительная экономия природного урана и нефти: 1г Pu, возвращенного в цикл, эквивалентен 1-2 т нефти [12].

Дата добавления: 2015-07-21