В декабре 2009 года в японском Киото прошла крупнейшая за многие годы международная конференция быстровиков. Своими впечатлениями об этом событии с электронным изданием AtomInfo.Ru поделилась ведущий научный сотрудник ГНЦ РФ - ФЭИ, кандидат технических наук Людмила Забудько.
Индийская таблетка
Людмила Михайловна, первый вопрос к Вам будет, естественно, связан с конференцией в Киото. Что на конференции обсуждалось по теме топлива?
На этой конференции топливу было посвящено одно из пленарных заседаний. Было заслушано пять заказных докладов. Кроме того, организаторы сделали две сессии с устным представлением докладов. С учётом постеров, тема топлива для быстрых реакторов была затронута в трёх десятках выступлений и презентаций.
Если подвести краткий итог сказанному, то можно сделать следующий вывод. Смешанное оксидное (МОКС) таблеточное топливо - это основное топливо, которое планируется на ближайшую перспективу. До 2020-2025 гг. - только МОКС таблетки (Индия, Китай, Франция, Япония), причём во Франции только в 2020 году запланирован ввод в эксплуатацию реактора БН, а в Японии в 2025 году. А более отдалённая перспектива - либо металлическое топливо, либо другие плотные виды топлива (нитрид, карбид).
В пользу металла выступают индийцы, китайцы, японцы, южные корейцы и, конечно, американцы. Про США нужно сделать оговорку: там приостановлены почти все работы, и американский ключевой доклад на конференции был, по сути дела, посвящён их предыдущему опыту, а не перспективам развития.
На данном этапе исследования в США по топливным проблемам быстрых реакторов сосредоточены на осмыслении накопленного опыта, организации отдельных экспериментов в исследовательском реакторе ATR; в 2010 году должны быть проведены послереакторные исследования нитридов и металлических топливных композиций с Am, Np, облучённых в реакторе ФЕНИКС в рамках совместной с европейцами программы FUTURIX.
В отличие от других стран, выбравших на первом этапе МОКС-топливо для быстрых натриевых реакторов, Южная Корея занимается разработкой только металлического топлива.
Что касается японцев, то у них очень широкие программы по топливным композициям, включающие усовершенствование технологии таблеточного MOКС-топлива, чему были посвящены несколько докладов. Исследовались в своё время нитриды, но сейчас эти работы приостановлены. Теперь они переориентируются на металл.
Индийцы давали информацию о своих конкретных исследованиях лимитировано. В отличие от других стран, они планируют до 2020-2025 гг. внедрение металлического топлива: малую серию реакторов PFBR - 2 блока с МОКС-топливом, 4 блока с металлическим топливом. Мы проанализировали для себя их позицию. По-видимому, они чрезвычайно заинтересованы в высоком КВ, в том числе и потому, что хотят как можно быстрее вовлечь в цикл торий. Но достоверной информации о реальных экспериментах, о результатах облучения металлического топлива в индийском быстром реакторе FBTR в открытом доступе не имеется. То, что было представлено индийской делегацией в Киото, относится к дореакторным исследованиям.
Так что, единственной в мире страной, имеющей масштабный опыт облучения металлического топлива в быстрых реакторах, до сих пор остаются Соединённые Штаты.
По индийцам вопрос. Они, наверно, единственная страна, которая развивала карбидное топливо.
Если говорить о масштабных исследованиях, то да.
Можно ли считать, что с карбидом в Индии покончено навсегда?
Может быть. Этот вопрос нас в своё время интересовал. Мы более 10 лет тесно сотрудничали с французами по программе быстрого натриевого реактора, и мне довелось быть координатором с российской стороны рабочей группы №1 по топливу и материалам активной зоны. Вопрос о карбиде неоднократно обсуждался на рабочих встречах.
Мы задавали вопросы о карбиде французским специалистам, нашим индийским коллегам. В итоге был получен такой ответ. У Индии действительно самый большой опыт по карбиду. Были сделаны и отработаны по полной программе - включая выгорание до 16% т.ат., переработку и возврат в цикл - две полных загрузки экспериментального быстрого натриевого реактора FBTR. Но как только речь зашла о коммерческом использовании в большом реакторе, индийцы пришли к выводу о том, что карбидное производство экономически нецелесообразно.
Вот такая аккуратная формулировка была нам предложена.
Ваше личное мнение, почему всё-таки так произошло? В чём основные проблемы карбида?
Трудно говорить о промышленном производстве, поскольку у нас нет собственного опыта. Но основная проблема карбида известна - пирофорность. Это требует специальных камер с инертной атмосферой. Конечно, всё это влияет отрицательно на стоимость. Тем не менее, для меня лично причины отказа Индии от карбида так до конца и не ясны. Тем более, Франция продолжает рассматривать карбид, как перспективное топливо.
По Индии есть другой интересный факт. Вы знаете, что они собираются в следующем году пустить энергетический бридер PFBR-500 мощностью 500 МВт электрических. Причём пустить со смешанным оксидным таблеточным топливом. А обоснование его, по нашим сведениям, в Индии весьма незначительное. В FBTR они облучают одну единственную сборку. На момент конференции (декабрь 2009 года) в ней было достигнуто максимальное выгорание примерно 9% т.ат. В штатной зоне у них выгорание предполагается около 11% т.ат.
В дополнение к одной сборке они облучили ещё несколько экспериментальных твэлов с оксидным топливом, но с более высоким содержанием плутония. Вот на основании этого они полагают, что PFBR-500 успешно будет работать на MOКС-таблетке.
Но у них же есть опыт MOКС-топлива на первой очереди Тарапура, на двух блоках с кипящими реакторами.
Это совсем другое дело, и напрямую полученный на Тарапуре опыт не может быть перенесён на PFBR-500.
Насколько отличается MOКС-топливо для теплового и быстрого реакторов?
Абсолютно разные вещи. Во-первых, там другие материалы оболочек, а известно, что большинство проблем с работоспособностью твэлов в условиях быстрых реакторов связано с поведением оболочек - высоким распуханием, потерей пластичности и так далее. Второй момент. В тепловых реакторах совершенно другие условия облучения, в первую очередь, повреждающие дозы, линейные мощности, температуры и пр.
А технология изготовления таблетки одна и та же? Конечно, за вычетом того, что в тепловых реакторах оболочка из циркониевых сплавов, а в быстрых - из стали.
Свои особенности есть. Как раз этому вопросу индийские специалисты уделяли большое внимание и рассказывали о проделанном объёме работ по усовершенствованию технологии изготовления. В детали они не вдавались, но можно понять, что главные усилия направлены на повышение надёжности методов контроля и вопросы автоматизации части производства. Полностью автоматизированного производства MOКС-топлива в Индии, насколько можно судить, на первых порах и не предполагается.
Возвращаясь к обоснованию выбора MOКС-топлива для PFBR-500, могу предположить, что сделан он, исходя из мирового опыта. В мире в настоящее время накоплен очень большой положительный опыт изготовления и облучения таблеточного MOКС-топлива. Это сотни тысяч твэлов, отработавших без разрушений во Франции, Великобритании, США и Японии. По-видимому, мировая практика даёт индийцам основания быть уверенными.
По статьям и публикациям трудно понять - действительно ли первая загрузка PFBR-500 будет на MOКС, или индийцы всё же будут пускать его на уране?
Признаюсь, что когда я услышала о единственной облучённой экспериментальной сборке, то у меня мелькнула та же самая мысль об урановом оксиде. Но подтвердить это я не могу, информации нет. Напротив, на конференции была информация о том, что в настоящее время производство МОКС для тепловых и быстрых реакторов осуществляется на заводе в исследовательском центре Bhabha Atomic Research Centre. Сейчас на заводе изготавливается топливо для первой загрузки PFBR. Требуется изготовить около 40000 твэлов. Разработана усовершенствованная технология изготовления таблеток с усовершенствованными методами контроля качества.
Какой плутоний они при этом берут, они не говорят?
Нет, этот вопрос они не уточняют.
А когда у них пуск?
По плану - в 2011 году. В Киото были показаны фотографии со стройплощадки. Возможно, будет небольшой сдвиг. В любом случае, скоро мы всё узнаем, потому что ждать осталось недолго.
Американский металл
В чём особенности использования металлического топлива? С точки зрения физики, понятно, что оно плотное. Так почему бы всем нам уже завтра не перейти на металл? Что нас будет сдерживать?
Был американский доклад в Киото, в котором автор напомнил - быстрые реакторы изначально ассоциировались только с металлами. Но первые исследования по металлу дали отрицательный результат по работоспособности твэлов. А одновременно шло развитие парка водяных реакторов, где использовался оксид.
Поэтому и было принято решение перенести оксидные технологии в быстрые натриевые реакторы. Хотя и для металла, и для оксида характерен один общий недостаток - они работают при температурах топлива, близких к температуре плавления, то есть, запас до плавления у этих видов топлива невелик, в отличие от карбида и нитрида.
Американцы идею металла не забросили, очень много сделали для её развития. Разработали концепцию металлического топлива U-Pu-Zr, набрали приличную статистику по облучённым твэлам. Благодаря их усилиям, металлическое топливо для быстрых реакторов занимает сейчас по набранной статистике второе место после оксида. Реально достигнутое максимальное выгорание для металла составляет 19% т.ат.
Но работы осталось ещё много. Подводя итоги сделанному, сами американцы говорят так - у них лицензировано и готово для изготовления в промышленных масштабах легированное уран-циркониевое топливо. Но лицензированного металлического топлива с плутонием пока нет. Не вполне достаточно экспериментальных данных, подтверждающих его надёжность в нормальных и аварийных условиях. Один из основных проблемных вопросов - это вопрос взаимодействия топлива с оболочкой. Нужно существенно понижать температуру, иначе возможно коррозионное взаимодействие.
Вторая проблема. Американский опыт показал - чтобы металлическое топливо нормально работало с точки зрения термомеханического взаимодействия с оболочкой по причине его высокого распухания, нужно понизить его плотность, до 70-75% от исходной.
Имеется в виду - сделать центральную дырку?
Существуют разные способы. В данном случае, не суть важно. А важно то, что мы понижаем плотность, кроме того, разбавляем топливо цирконием. В итоге плотность по тяжёлым атомам существенно уменьшается. И преимущество металла как более плотного топлива перед карбидом и нитридом нивелируется.
70% получены ещё на американских экспериментах?
А других практически и не было после них во всём мире. Единственное, на реакторе ФЕНИКС американцы и французы успели в последние загрузки провести облучение, если можно так сказать, современного варианта американской технологии металлического топлива - то есть, топлива, которое в США было сделано уже в наши дни.
К сожалению, реактор закрывался. Большого выгорания они набрать не успели. Если не ошибаюсь, всё облучение длилось 250 эффективных суток. Сейчас должны проводиться послереакторные исследования.
Между прочим, когда-то металлическое топливо разрабатывалось во ВНИИНМ, ФЭИ, потом большой объём исследований выполнили в НИИАРе.
В середине 90-ых годов в ФЭИ обратился южнокорейский институт KAERI с просьбой рассмотреть возможность изготовления и облучения металлического топлива в реакторе БР-10. Мы такую работу провели, в отделе Попова В.В. изготовили твэлы с уран-цирконием. К сожалению, БР-10 остановили, и вопрос с облучением был снят. Экспериментальную часть провели в НИИАРе, где были изготовлены и облучены в реакторе БОР-60 до выгорания 10% т.ат. четыре полномасштабные сборки. Так что, свой опыт облучения металлического легированного топлива у России есть, более 50 твэлов.
Имеется в виду уран-циркониевое топливо?
Нет, не только. В НИИАРе были изготовлены две сборки с уран-цирконием и две сборки с уран-плутоний-цирконием.
В Димитровграде в 80-ые годы Головченко Ю.М. интенсивно развивал идею нелегированного металлического топлива, то есть, топлива без циркония. Оно предназначалось для использования в торцевых и боковых экранах, изучалась возможность использования его и в активной зоне. Были облучены сотни твэлов.
Что интересно, сейчас в Индии, кроме U-Pu-Zr, также изучается нелегированное металлическое топливо. Проводятся внереакторные исследования на предмет совместимости топлива и оболочки. Изучается эффективность различных защитных покрытий на оболочку, а также способы их нанесения. В Киото они представили постерный доклад о дореакторных исследованиях U-Pu в твэле с прослойкой из циркалоя между топливным столбом и оболочкой.
В своё время работы по нелегированному металлу у нас были остановлены не только от недостатка финансирования, но и из-за сомнений по поводу жизнеспособности такого направления для твэлов активной зоны. Сейчас мы возвращаемся к этому направлению, рассматриваются варианты использования топлива в гибридных зонах, в зонах, где можно использовать обеднёный уран без плутония, и так далее.
Но вообще к идее рассматривать металл как основную перспективу в России, в силу наших национальных особенностей, относятся осторожно. Национальные особенности нужно учитывать всегда и не стремиться к слепому копированию международного опыта. Почему, например, сегодня мы не рассматриваем металл в качестве основной перспективы? Одна из причин - требование в наших регламентирующих документах обеспечить нулевой или близкий к нулевому НПЭР. Так вот, металл это не позволяет сделать.
Извините, но были сообщения, что такое требование в России удалось отменить.
К сожалению, пока нет.
Наше руководство часто спрашивает нас - почему весь мир рассматривает металл, а мы его отодвигаем в сторону? Ответ следующий. Кроме того, что у нас не было до настоящего времени концепции активных зон с металлическим топливом в чистом виде и достаточного положительного опыта по облучению металла, вторая причина, не позволяющая всерьёз рассчитывать на металл в России, связана с уже упомянутым требованием о нулевом натриевом пустотном эффекте реактивности.
Российский нитрид
Если не металл, то тогда очевидно, что наш выбор - нитрид. Вы не могли вкратце обрисовать основные плюсы нитридного топлива?
Прежде всего, обязательно нужно упомянуть, что по нитриду в ФЭИ собран бесценный опыт. Был реактор БР-10, на котором отработали две загрузки с нитридом (более 1000 твэлов). Правда, топливо было UN, без плутония. Но полученный опыт может быть использован и для уран-плутониевых нитридных композиций, потому что по большинству показателей они близки.
Что подразумевается здесь под опытом?
Изготовление, облучение, послереакторные исследования (было исследовано шесть сборок). Работы на БР-10 позволили нам получить представление о распухании нитрида, набрать свои собственные данные о газовыделении, о коррозионном взаимодействии оболочек с нитридом. Наконец, мы смогли оттестировать расчётные модели и увидеть предел работоспособности топлива на тот момент.
7% по выгоранию, да?
Точнее, 8% т.ат. Первая из двух зон была спроектирована на максимальное выгорание 8% т.ат., потом эта величина была повышена до 8,8% т.ат., после чего произошло 24 случая разгерметизации твэлов, эта информация подробно опубликована.
Наши и зарубежные исследования привели к рекомендации о том, что надо увеличить пористость топлива, так же, как и в случае с металлом.
По каким причинам возникали разгерметизация?
Разгерметизация происходила из-за термомеханического взаимодействия распухающего топлива с оболочкой. Нитридное и карбидное топливо менее пластично по сравнению с оксидом. Из-за большого распухания оно быстро начинает контактировать с оболочкой и приводит к разрушающим напряжениям. Решить проблему возможно за счёт повышения пористости топлива, тогда его скорость распухания снижается, топливо более пластичное, с более высокой характеристикой ползучести, и будет вызывать меньше напряжения в оболочке.
Но при этом у топлива упадёт плотность.
Да. Несколько упадёт плотность. Но должна сказать, что если сравнить теоретическую плотность нитрида и металла, учесть, что в металл добавляется цирконий и понижается плотность до 70%, а в нитриде не добавляется никаких легирующих материалов и плотность понижается до 80%, то в итоге плотность по тяжёлым атомам у них будет почти равной. Где-то 11-11,5 г/см3.
От оксида недалеко уйдём.
Я бы не стала так говорить. У оксидного топлива для быстрых реакторов эффективная плотность менее 9 г/см3. Рассматривается возможность увеличения до 9,2-9,3 г/см3. Но это предел.
Об обоснованности российского подхода к выбору нитридного топлива можно говорить по итогам эксперимента на БОР-60. Там в рамках нашего сотрудничества с Комиссариатом по атомной энергии (КАЭ), Франция, был облучён смешанный нитрид с пористостью 15%, и была продемонстрирована работоспособность твэлов до выгорания 12% т.ат.
Но, раз уж разговор перешёл на обоснования, то я обязана сказать - весь мировой нитридный опыт очень ограничен. Приводится такая величина - всего в мире было облучено, не считая нашей страны, 50 кг нитрида, как смешанного, так и уранового. Причём в лидерах, если не считать нас, опять американцы, облучившие сотню твэлов.
Нитрид и BORA-BORA
В 1993г было подписано Соглашение между КАЭ (Франция) - Росатом по сотрудничеству в области быстрых реакторах, а в 1996 году стартовал эксперимент. Эксперимент назывался BORA-BORA. Название предложили французы, и в нём скрыт двойной смысл. С одной стороны, это остров во Французской Полинезии, где некоторые из французских участников программы любили отдыхать, а с другой в нём явно видна аллюзия на название реактора БОР-60, основной рабочей лошадки программы. С российской стороны в эксперименте участвовали ФЭИ, ВНИИНМ и НИИАР. Работа проходила в рамках рабочей группы №1 "Топливо и материалы" под общей координацией ФЭИ.
В составе этого эксперимента были изготовлены следующие виды топливной композиции - оксидное топливо, как таблетка, так и вибро, а также нитридное топливо и топливо с инертными матрицами (MgO, ZrN). Твэлы с виброуплотнённым МОКС изготовлены в НИИАР, с топливом на основе MgO в ФЭИ, остальные во ВНИИНМ. Все твэлы перевезли в НИИАР, где было подготовлено два сборно-разборных облучательных устройства. И в 1996 году эти устройства были загружены в БОР-60.
Изготовление твэлов оплачивали французы, облучение шло за деньги российской стороны, а послереакторные исследования опять оплачивали французы. Интерес к эксперименту был очень большой, ожидался огромный объём новой информации, в том числе, по нитриду.
Облучение завершилось в 2005 году, и к этому моменту французы сменили приоритеты. У них пропал интерес к нитриду и возник к карбиду, и они отказались оплачивать послереакторные исследования нитрида. Мы приложили определенные усилия, чтобы получить средства на эти исследования в нашем ведомстве. В итоге это удалось, благодаря пониманию со стороны Сараева О.М. Исследования были закончены в 2009 году и частично доложены на международных конференциях.
Получены новые интересные результаты. Четыре нитридных твэла облучены до максимального выгорания 12% т.ат. Точнее, так. Сборно-разборное устройство позволяет извлекать, по мере необходимости, часть твэлов для промежуточных исследований, а оставшиеся возвращать для продолжения облучения. Два твэла были извлечены на промежуточных выгораниях, чтобы получить данные по свойствам топлива при более низких выгораниях, а два других твэла достояли до конца. Достигнуто это было с учётом современных представлений о том, какая должна быть плотность таблетки.
Можно ли немного подробнее остановиться на сути эксперимента?
Весь эксперимент был нацелен на то, чтобы получить представление о работоспособности различных видов топливной композиции до назначенных выгораний. Я должна оговориться, что в то время была актуальна идея выжигания оружейного плутония. Поэтому рассматривались топливные композиции с повышенным содержанием плутония - до 40%, а в нитриде даже до 60%.
А назначенные выгорания - это в районе 12%?
Для разных топливных композиций различные величины, для оксидов и нитридов около 12% т.ат., для композиций с инертными матрицами около 20% т.ат.
Какие были температуры в эксперименте?
Достаточно высокие. Например, для нитрида максимальная расчётная температура 1700°С.
У нитрида, как вы, может быть, знаете, есть известная проблема - диссоциация при высоких температурах. До сих пор окончательно температура, при которой начинается диссоциация, не установлена. Есть данные, которые позволяют говорить, что температура не ниже 2000°С, но есть и другие исследования, говорящие о более низких значениях порога диссоциации.
С этой точки зрения чрезвычайно важно, что в ходе эксперимента BORA-BORA мы при температуре 1700°С не увидели в послереакторных исследованиях никаких следов разложения, то есть, выделения плутония. Это положительный факт, подтверждающий, что температуры до 1700°С могут быть использованы в проектах с нитридным смешанным топливом. Я согласна с тем, что статистика очень маленькая, но первый результат всё-таки получен.
Подчеркну всю важность реакторных облучений для работ по быстрым реакторам. У нас идёт много различных программ, но, к сожалению, реализация в виде реакторных облучений недостаточна.
Трансмутация
От вещей реальных предлагаем перейти к, скажем так, перспективным. Французы много говорят о трансмутации. С точки зрения топлива, какие здесь будут проблемы?
Большие.
Это мы понимаем, поэтому и спрашиваем.
С французами, как я уже не раз упоминала, мы имели большую программу сотрудничества вплоть до 2007 года. Сейчас она приостановлена.
Почему французы активно занимаются трансмутацией? В течение последних 20 лет они проводят исследования, направленные на решение проблем радиоактивных отходов во Франции. Исследования показали, что наиболее реалистичный путь - это трансмутация МА в быстрых реакторах четвёртого поколения. Полный рецикл МА в быстрых реакторах планируется с 2040 года в случае, если технико-экономические исследования докажут его целесообразность. Следует отметить, что планами предусмотрена трансмутация и Am, и Сm. В обоснование этой проблемы проведено облучение или находятся под облучением в различных реакторах 35 экспериментальных сборок и устройств. Поэтому французы имеют самый большой опыт по проблемам изготовления топлива с нептунием, америцием и кюрием.
На этапе изготовления больше всего хлопот с америцием и кюрием. Высокая активность, высокое тепловыделение, многочисленные отказы оборудования и так далее. По этой причине французам пришлось заняться поиском путей упрощения технологий. В частности, они проявляли интерес к вибротехнологии и другим методам, избавленным от прессования и спекания таблеток.
По работоспособности. Французы - первые и пока единственные, кто реализовал довольно представительный эксперимент с актинидным топливом в условиях большого энергетического реактора. На реакторе ФЕНИКС реализован эксперимент SUPERFACT в рамках которого были облучены и исследованы 8 твэлов с разным содержанием Am и Np, от 2% до 20% для Am и 40% для Np. Иными словами, они исследовали как гомогенный подход к трансмутации актинидов, так и гетерогенный. Для изготовления топлива с МА использовался стандартный золь-гель процесс.
Что было установлено? При облучении твэлов с америцием - и особенно это важно для гетерогенного подхода - происходит накопление гелия, соизмеримое с количеством газообразных продуктов деления. То есть, размер газовой полости в твэле надо увеличивать в два раза, если мы говорим о высоких выгораниях. Возможны проблемы вследствие снижения теплопроводности в топливе с Am, повышенная коррозия оболочек и пр. Таким образом, требуются еще дополнительные исследования, как технологии, так поведения под облучением топлива с Am и Cm.
Поэтому они говорят сейчас, что первые коммерческие быстрые реакторы будут без минорных актинидов. Проблема трансмутации отодвигается на потом. Трансмутировать технологически сложно, да и дорого - например, там потребуются тяжёлые боксы на производстве.
Мы говорим сейчас об оксидном топливе?
В эксперименте SUPERFACT был оксид. Но были другие эксперименты, как в ФЕНИКС, так и в высокопоточном исследовательском реакторе HFR. Там исследовались другие топливные композиции, главным образом с инертными матрицами, но и нитрид, и металлическое топливо. Последний по времени - это уже мною упомянутый совместный франко-американский эксперимент. Он был закончен одновременно с закрытием ФЕНИКС, и там облучались топливные композиции нитридные, металлические, оксидные и с инертными матрицами - тоже восемь твэлов.
И как повёл себя металл с младшими актинидами?
Пока неизвестно. Твэлы только извлекли, в 2009 году.
По идее, металл должен быть хуже всего.
На самом деле нет. Как я уже говорила, для топлива с МА есть проблемы при изготовлении. Но дело в том, что основная технология изготовления металла - это injection casting, литьё под давлением. При приготовлении таблеток (оксиды, нитриды и пр.) применяется спекание и прессование при высоких температурах, и проблемы испарения, например, америция при высоких температурах обостряется.
У американцев есть свои результаты по радиационному поведению металла с актинидами. К сожалению, эти данные не опубликованы, по крайней мере, мне неизвестны. Речь идёт об экспериментах на исследовательском реакторе ATR, где облучались не полномасштабные твэлы, а короткие образцы - "кусочки" твэлов в трубках.
Свои данные собираются получить и японцы. Они ориентируются на использование исследовательского реактора JOYO, но JOYO пока стоит. Сейчас они занимаются технологическими проблемами изготовления металла с минорными актинидами.
По нептунию, получается, особенных проблем не предвидится.
Похоже, что так. Опыт с нептунием есть и в России. На БОР-60 было облучено виброуплотнённое топливо UNpO2 до максимального выгорания 20% т.ат. В послереакторных исследованиях не замечено принципиальной разницы в поведении этого топлива по сравнению с МОКС или диоксидом урана. Нет проблем и с точки зрения обращения с этим топливом.
Поэтому сейчас те специалисты, которые разрабатывают у нас концепцию замкнутого ядерного топливного цикла, говорят о возможности трансмутации нептуния. По кюрию ответ, скорее всего, будет отрицательным - уж слишком у него большое тепловыделение и активность. А по америцию сохраняется неопределённость, в том числе, и в том плане, что удастся ли разделять америций и кюрий.
В 90-ые годы была популярная концепция безуранового топлива. Только миноры и плутоний…
А это и есть топливо с инертной матрицей, о котором мы сегодня вспоминали. Да, такой подход рассматривается, в том числе, и для выжигания актинидов. Трансмутация и выжигание являются инновационными технологиями в проблеме обращения с продуктами деления и актинидами. Для повышения эффективности этих процессов рассматриваются материалы, инертные по отношению к нейтронной активируемости, как альтернатива UO2, чтобы исключить наработку актинидов под облучением. Эти инертные материалы отбираются по критериям теплопроводности, температуры плавления, совместимости с реакторным теплоносителем, а также их радиационной стойкости.
ФЭИ был руководителем проекта МНТЦ №2680, наши коллабораторы - КАЭ, Франция и KTH, Швеция. В проекте участвовали также ВНИИНМ и НИИАР. Закончился он четыре года назад. Основная тема: исследование трансмутации минорных актинидов в нитридах: моделирование и измерение исходных свойств. Рассматривалась топливная композиция (Pu,Am,Cm,Zr)N. Это и есть топливо с инертной матрицей. А в эксперименте BORA-BORA твэлы с топливом с инертной матрицей (PuO2-MgO, PuN-ZrN) облучались в БОР-60.
В ФЭИ были разработаны расчётные коды, которые позволяют рассчитывать работоспособность такого топлива с добавками америция и кюрия. Во ВНИИНМ проводились эксперименты по исследованию теплофизических свойств Pu-Zr-N без минорных актинидов. НИИАР изучал возможность изготовления нитрида, содержащего до 10%(ат.) кюрия, на своей площадке. Был сделан выбор технологической схемы процесса изготовления нитридного топлива. В качестве основной схемы предложена схема электрорафинирования в хлоридных расплавах с использованием жидкометаллического катода. Исследования показали техническую осуществимость предложенных процессов при использовании технической базы, регламентов и технологических требований НИИАР.
К сожалению, работа не получила своего продолжения в силу разных причин.
А можно говорить про изменения характеристик активной зоны? В безурановом случае они будут очень сильно меняться.
Я не физик, и на ваш вопрос отвечать не берусь. Скажу только, что пока исходят из концепции гомогенной трансмутации, то есть, загрузка минорных актинидов не должна превышать 3% от тяжёлых атомов. При этом не наблюдается существенных изменений характеристик активной зоны.
Если концентрация минорных актинидов будет большей, то возникают проблемы. Однозначного решения сегодня нет. Можно говорить о специальных сборках-мишенях, расположенных на периферии активной зоны. Но ни для БН-800, ни для БН-1200 оптимального варианта пока не найдено.
Обсуждается целесообразность создания специального реактора-выжигателя, заранее настроенного на работу с большими концентрациями минор-актинидов. Очевидно, что по экономике к нему возникнет немало вопросов, и его появления следует ожидать только после создания большого парка обычных энергетических реакторов.
Конструкционные материалы
Переходим к модной сегодня, благодаря Биллу Гейтсу, бегущей волне. Вопрос следующий - какие на сегодняшний день достигнуты параметры по выгоранию, сна, температуре? И какие цели поставлены на ближайшую перспективу? Ведь любая попытка построить реактор TWR неизбежно натолкнётся на ограничения по материалам.
Тема о допустимых параметрах для меня лично очень интересная. Я была с ней завязана, по сути дела, с самого начала своей деятельности.
Распухание стали было открыто в Великобритании, где-то в 1969 году. А в 1973 году состоялся энергопуск реактора БН-350. Естественно, через несколько лет мы столкнулись с этим явлением на практике. На реакторе работал Караулов В.Н., он сумел разработать и сделать установку, с помощью которой можно было в бассейне выдержки под водой измерять деформацию шестигранных чехлов отработавших тепловыделяющих сборок.
Нами была предложена методика разделения эффектов распухания и радиационной ползучести чехловой стали, разработаны методы статистической оценки результатов измерений. В итоге совместной деятельности специалистов ФЭИ и БН-350 получены первые данные по распуханию и радиационной ползучести чехловой стали. К моменту пуска БН-600 мы располагали данными о том, что проектные параметры слишком высоки по повреждающим дозам. Было принято решение о понижении максимальной дозы и, соответственно, максимального выгорания топлива с 10% т.ат. до 7% т. ат.
Эта работа продолжалась. Установку перенесли на БН-600. Кроме того, была внедрена методика измерений в горячей камере диаметров облученных оболочек твэлов. В результате статистической обработки экспериментальных данных были получены первые эмпирические зависимости распухания оболочечной стали.
Сейчас это стандартная методика послереакторных исследований. Методика очень полезная, потому что материаловедческие исследования дают отдельные точки, они, естественно, довольно-таки дорогие и статистически недостаточно представительны.
Параллельно шла работа специалистов ВНИИНМ в кооперации с другими организациями нашей отрасли. Они совершенствовали стали, что позволяло постепенно увеличивать выгорание топлива. Первоначально выгорание ограничивали шестигранные чехлы. Они распухали, вплоть до выбора зазоров между тепловыделяющими сборками, появлялась угроза невыгрузки. Потом эту проблему решили кардинально - ввели для чехлов нераспухающую ферритно-мартенситную сталь ЭП-450, с 12% хрома. В итоге, мы считаем, что проблема чехлов решена, как минимум, до величины 200 сна.
С оболочками сложнее. Они распухают и при этом охрупчиваются, то есть, становятся подобными стеклу. Сталь типа ЭП-450 использовать для них нельзя, потому что она не обладает достаточной жаропрочностью (максимальная температура оболочек твэлов 700°C).
Вот индийцы предлагают дисперсно-упрочнённые стали…
И не только они, но мы сейчас до этого момента дойдём. Так вот. Всё мировое сообщество пришло к заключению, что у аустенитной стали есть предел - около 120-130 сна. Так что же дальше?
В Киото целая секция была посвящена конструкционным материалам. Многие страны рассматривают для оболочек твэлов дисперсно-упрочнённые оксидами стали ферритно-мартенситного класса. Эта идея старинная. В ФЭИ ею также занимались в своё время, делали трубки и облучали их на БР-10. Получили неудовлетворительные результаты. У французов был также неудачный опыт. В США такие стали впервые начали рассматриваться, как материал оболочки твэла быстрого реактора в 1960-х. Основная проблема, с которой столкнулись разработчики - анизотропия свойств, как результат очень сложной и дорогой порошковой металлургии.
Всё-таки эту идею не оставили. Над ней продолжают работать практически все страны, занимающиеся быстрыми реакторами. Индийцы имеют экспериментальные результаты для своих сталей, но нам они неизвестны. Японцы испытывали свои стали в реакторах JOYO, ФЕНИКС, БОР-60; у них были намерения облучения на БН-600, однако по разным причинам это реализовать не удалось. Хотя желание у них остаётся.
У нас работы по дисперсно-упрочнённым сталям были приостановлены. Главным образом вследствие отсутствия финансирования. Сейчас они возобновились во ВНИИНМ, и есть первые обнадёживающие результаты. В этом году загружены две материаловедческие сборки в активную зону реактора БН-600 с образцами сталей. Их будут облучать до доз порядка 140 сна.
Дисперсно-упрочнённые оксидами стали - это стали ферритно-мартенситного класса, упрочненные оксидами иттрия и других элементов. Они не распухают и при этом обладают хорошей жаропрочностью. Их слабость в пониженной пластичности, анизотропии свойств.
Удастся ли справиться с проблемами? Сказать трудно, поэтому у нас рассматривается ещё одно направление. Для оболочек твэлов рассматривается не дисперсно-упрочнённая оксидами сталь, а традиционная ферритно-мартенситная типа ЭП-450, но улучшенная, модифицированная. Она легирована специальными добавками, которые позволяют повысить жаропрочность. По крайней мере, дореакторные исследования показали, что это удалось. Теперь встаёт вопрос, как повлияет облучение на характеристики стали. Образцы с новой сталью также установлены в материаловедческие сборки в БН-600.
Получается следующая картина. Дисперсно-упрочнённой оксидами стали в руках у нас нет. Более того, её пока ни у кого нет в руках. Поэтому мы ориентируем нашу установку БН-1200 на сталь типа улучшенной ЭП-450. Температуру оболочек твэлов придётся несколько понизить (без понижения к.п.д.), но зато мы сможем обеспечить достижение радиационной дозы около 170 сна.
Мы идём последовательно, избегая больших скачков. Возможен другой подход, например, японский, у которых в планах сразу после 2025 года запустить коммерческую установку со средними выгораниями больше 200 ГВт×сут/т, то есть, больше 20% т.ат., с температурой оболочки 700°C, изготовленной из дисперсно-упрочнённой стали.
Если будет успех в разработке дисперсно-упрочнённых оксидами сталей, то это позволит поднять температуры и увеличить длительность облучения. А сейчас главная задача наша - это обеспечить проектные параметры БН-800, то есть, дозы около 90 сна и выгорание 10% т.ат. Достигнуто это будет за счёт использования той стали, которая сейчас применяется в БН-600. Конечно, ведётся работа по её улучшению. Как показали испытания реперных сборок, в которых оболочки изготовлены из улучшенной стали, все удаётся, и проблем мы не видим.
С тем, что есть на самом деле, понятно. Теперь TWR. У них даже на первом этапе смещений за 200.
В конце прошлого года к нам приезжала группа американских специалистов. Сегодня в мире существует проблема облучательной базы для материалов быстрых реакторов. Реактор ФЕНИКС закрыт, реактор JOYO не работает. Китайцы пока не запустили экспериментальный реактор CEFR, да и вряд ли будут они проводить эксперименты в первые годы. Экспериментальный реактор FBTR, по утверждению индийцев, загружен собственными исследованиями. Остаются только БОР-60 и БН-600.
Американцы ищут сейчас возможность облучения материалов по программе TWR. Их интересует реактор БН-600. Нам они представили свою концепцию реактора с бегущей волной и требования к материалам. Действительно, их цель обеспечить 400 сна. Они прекрасно понимают, насколько фантастично это выглядит сегодня, поэтому на первом этапе говорят о 200 сна.
У них есть опыт облучения твэлов с металлическим топливом и оболочкой из стали НТ-9, аналога нашей ЭП-450, в реакторе FFTF до максимальной дозы 200 сна. Температура оболочки была меньше 600°C, так и в TWR они планируют низкие температуры.
Тем не менее, они хотели бы повторить испытания, возобновить их и убедиться, что 200 сна достигнуть реально. Что касается 400 сна, то на самом деле они смотрят на вещи трезвым взглядом и отдают себе отчёт, что такого материала может вообще не быть. 400 сна может быть противно природе.
Что же там со сталью будет в TWR? Энерговыделение меняется по оси, разные участки твэла в разных условиях…
Извините, я не хочу комментировать проект с бегущей волной. И не только потому, что я его не анализировала. Для американских учёных это выход, это, может быть, единственный способ начать делать что-то реальное сегодня.
В последние годы у них происходит полная потеря знаний в области быстрых реакторов. По-моему, для них возможность заняться работой по бегущей волне - это, в том числе, своего рода сохранение знаний, способ привлекать молодых специалистов.
Большое спасибо, Людмила Михайловна, за очень интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.
ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru
ДАТА: 30.04.2010
Темы: ФЭИ, Быстрые натриевые реакторы, Людмила Забудько, ЯТЦ, Интервью
