7.2. Новое ядерное топливо

Продление кампании топлива и увеличение его выгорания в ядерных реакторах АЭС привлекают огромное внимание в мире. Это открывает возможность получения в перспективе длительного ресурса активной зоны реактора, при котором кампания топлива будет сравнима со временем жизни реактора. Высокое выгорание ядерного топлива особенно важно для уменьшения накопления плутония (он сгорает с увеличением времени облучения), при этом используется уран с низким обогащением по урану-235, его заменяет образующийся в активной зоне плутоний-239. Работа ядерного реактора на всех предусмотренных режимах от выхода его на мощность до остановки на перегрузку топлива определяется запасом реактивности, который расходуется в процесс эксплуатации. Экономичность и безопасность эксплуатации ядерного реактора зависят от способа компенсации запаса реактивности загрузки его активной зоны. С этой целью в реакторах ВВЭР-1000, наряду с растворенным в воде первого контура бором, используются стержни выгорающих поглотителей (СВП), которыми частично замещают твэлы в топливной решетке свежих ТВС, или их размещают в каналах, предусмотренных в ТВС для поглощающих элементов системы управления и защиты (СУЗ).

При использовании СВП в зависимости от типа поглотителя и способа его размещения в активной зоне реактора кривая энерговыработки может иметь положительный или отрицательный выбег реактивности ρ (рис. 7.42). В случаях 1 и 3 необходимо иметь дополнительный компенсатор реактивности КР (подвижный или жидкий), чтобы компенсировать положительный выбег. В случаях 2 и 4 нужен дополнительный запас реактивности ρ зап, скомпенсированный в начале кампании компенсатором реактивности.

Компенсация избыточной реактивности с помощью СВП преследует цель обеспечить отрицательную обратную связь по температуре теплоносителя, т.е. получить саморегулируемость. Изменением количества стержней СВП и концентрации в них поглотителя нейтронов можно решать задачи управления топливным циклом. Опыт эксплуатации серийных реакторов ВВЭР-1000 показал, что при существующей в них системе компенсации реактивности невозможно значительно увеличить энерговыработку реактора и перейти на 18и 24-месячный межперегрузочный интервал топлива (в настоящее время на Украине ~ 10-месячный межперегрузочный интервал).

Блокированные СВП ухудшают экономичность топливного цикла за счет дополнительных затрат на изготовление, транспортировку и хранение после облучения; необходимости повысить обогащение топлива при замещении части твэлов в ТВС (при этом увеличивается линейная тепловая нагрузка твэлов); неполного выгорания поглотителя, приводящего к потерям энерговыработки реактора.

Рис. 7.42. Варианты кривых энерговыработки: 1 – скорость выгорания поглотителя больше скорости выгорания топлива в начале кампании (однородное расположение СВП); 2 – скорость выгорания поглотителя замедлена (блокированное расположение СВП); 3 – комбинированное расположение СВП; 4 – без стержней выгорающих поглотителей (СВП); 5 – скорость уменьшения реактивности из-за выгорания и шлакования топлива равна скорости увеличения реактивности из-за выгорания поглотителя (идеальный вариант)

Урановое топливо с интегрированным поглотителем. Эти недостатки частично исчезают при использовании поглотителя нейтронов, интегрированного в топливо ядерного реактора. За рубежом накоплен успешный опыт применения в PWR уран-гадолиниевого топлива (U, Gd)O 2 и уранового топлива, покрытого тонкой пленкой ZrB 2. При использовании топлива с интегрированным в него поглотителем нейтронов исчезают ограничения на месторасположение ТВС в активной зоне, что дает возможность использовать традиционные и уменьшающие радиальную утечку нейтронов компоновки топливных загрузок. Кроме того, топливная таблетка изготавливается без центрального отверстия, что приводит к увеличению топливной загрузки на 12%, обогащение топлива снижается до ~ 3,6% (ранее оно составляло 4,4%). Выигрыш в уровне выгорания топлива и энерговыработке реактора за кампанию при содержании 5% Gd 2 O 3 в UO 2 составляет 6%, что обусловлено уменьшением радиальной утечки нейтронов и более полным использованием поглотителя. Компенсирующая способность интегрированного поглотителя увеличивается более чем вдвое, что способствует улучшению динамических свойств реактора, так как отрицательная обратная связь по температуре теплоносителя обеспечивается во всем интервале изменения мощности реактора – от минимально контролируемого уровня до номинального.

Увеличение концентрации Gd2O3 в урановом таблетированном топливе до 7% позволяет перейти на 12-месячную продолжительность цикла облучения, ядерное урановое топливо с добавкой 9 мас.% Gd2O позволяет увеличить продолжительность цикла до 16 месяцев и повысить коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) блока на 26 и 57% соответственно. При этом снижается на 20% среднесуточное накопление шлаков в топливе.

При сопоставлении характеристик топливных загрузок с интегрированными в UO2 топливо поглотителями Gd2O3 и ZrB2 обнаружено, что при прочих равных параметрах в активной зоне с топливом UO2 + ZrB2 наблюдается больший по модулю температурный коэффициент реактивности. Причиной этого является различие энергетических зависимостей сечений поглощения нейтронов: у бора эта зависимость более протяженная. Данное свойство диборида циркония особенно важно при повышении энергоемкости активной зоны и может стать определяющим для топливных загрузок, рассчитанных на более чем годичную эксплуатацию (18 мес.).

Необходимо отметить, что на 75% АЭС США с реакторами PWR используются урановое топливо с интегрированным поглотителем Gd2O3 или ZrB2 и схема его загрузки в активную зону с низкой утечкой нейтронов. Освоены и стали традиционными 18-месячные топливные циклы, исследуются и внедряются 24-месячные циклы. Приведенные выше технические решения повышают эффективность использования топлива и экономичность АЭС (КИУМ=90%), улучшают безопасность реакторов с водой под давлением, во всех эксплуатационных ситуациях сохраняется отрицательная обратная связь по температуре теплоносителя.

Разработка топлива для ядерных реакторов определяется экономическими и техническими факторами. Поле исследований делится на две составляющие с разными векторами целевых устремлений. С одной стороны, действия производителей топлива направлены главным образом на улучшение надежности и эксплуатационных качеств, максимизацию выхода энергии и минимизацию топливных затрат. С другой стороны, главными приоритетами в работе исследовательских институтов являются долгосрочные цели, такие как выжигание плутония и малых актинидов (МА), снижение радиотоксичности, улучшение свойств, предотвращающих распространение ядерных материалов, и др. В настоящее время такие концепции топлива для легководных реакторов (ЛВР) разрабатываются.

Ториевое топливо. В прошлом было несколько попыток разработать ториевое топливо как альтернативу урановому. Целью было заменить ядерное топливное сырье 238U на 232Th, генерирующий при нейтронном захвате делящийся 233U. Изотоп 235U или плутоний нужны в начальной стадии топливного цикла в качестве делящегося драйвера, а затем свой вклад в производство энергии начинает вносить 233U, полученный при нейтронном облучении 232Th. Ранние работы в этой области имели целью увеличение наработки нового топлива в ЛВР, так как деление 233U характеризуется более высоким значением коэффициента η (среднее число нейтронов деления на поглощенный топливом нейтрон), чем деление 235U, что означает наличие большего числа свободных нейтронов для воспроизводства ядерного топлива. В ториевом цикле производится очень мало плутония и других трансуранов, что уменьшает радиотоксичность отработавшего топлива.

Некоторые исследования ториевого топлива в прошлом включали переработку и выделение 233U с последующим его использованием в свежих сборках. Однако переработка ториевого топлива не является доказанной технологией, а изготовление сборок с 233U осложняется присутствием 232U и связанного с ним сильного гамма-излучения. Кроме того, выделение 233U противоречило бы идее нераспространения (233U может быть использован для создания ядерного оружия), и поэтому новейшие разработки сконцентрированы на однократном топливном цикле с потреблением 233U по мере его генерации. Основной недостаток такой концепции связан с медленными темпами конверсии исходного ториевого сырья в 233U.

Для решения этой проблемы предложена система, в которой топливная сборка разбивается на запальную область, содержащую стержни UО2 с обогащением до 20%, и окружающий запальную область узел бланкета со стержнями ThО2 /UО2, в которых происходит конверсия сырьевого материала в 233U. Разделение запальной области и бланкета позволяет заменять их компоненты с различными интервалами времени – суммарное время для запальной области соответствует скорости выгорания 235U, в то время как узел бланкета имеет более продолжительное время службы, соответствующее темпам захвата нейтронов. Механическая конструкция конфигурации запал/бланкет совместима с существующими сборками PWR, а направляющие каналы стержней СУЗ – с существующими активными зонами. Топливные элементы в запальной области, содержащие UO2 среднего обогащения, можно, в принципе, заменить топливными элементами с МОХ-топливом PuO2/UO2. Поэтому проект может быть использован и для выжигания плутония, который из-за малого количества 238U генерирует меньше свежего плутония, чем обычные МОХ-сборки, а это позволяет получить более высокий коэффициент уничтожения плутония.

Топливо с инертной матрицей (IMF). Замена UO₂ инертной матрицей дает возможность избежать воспроизводящего захвата нейтронов изотопом ²³⁸U и образования плутония и актиноидов. Переход на плутониевое топливо с безурановой (инертной) матрицей (Inert Matrix Fuel (IMF)) позволяет повысить выгорание плутония в 2–2,5 раза по сравнению со смешанным уран-плутониевым МОХ-топливом. Основным преимуществом IMF является более полное выгорание делящихся изотопов. Разработаны лабораторные технологии изготовления топливных таблеток гомогенного и гетерогенного типа из порошков и микросфер. В качестве материалов матрицы в основном используют оксидные керамики, реже – карбидные и нитридные (ZrO₂, MgAl₂O₄, CeO₂, BeO, SiC, Y₂O₃), а также смеси керамик (керкеры), например Al₂O_3–r1-x–Y_xO_2-x/2–MgO, или смеси керамик с металлами (керметы) вида М–Zr_1-x–Y_xО_2-x/2, где М–Мо, Cr, Zr. Разработкой и исследованием свойств ядерного топлива с инертной матрицей занимаются во Франции, Германии, Италии, Канаде, Нидерландах, Норвегии, США, Южной Корее и Японии.

Однако использование топлива с инертной матрицей (IMF) сопровождается снижением температурного коэффициента (эффект Доплера). 238U дает наибольший вклад в резонансный захват, а, следовательно, и в доплеровскую обратную связь. Только механизм Доплера обеспечивает коэффициент обратной связи, который гарантированно отрицателен во всех состояниях активной зоны, и поэтому адекватный коэффициент обратной связи по Доплеру очень важен для безопасности. Одним из способов решения проблемы является добавление к топливу резонансного поглотителя (например эрбия), который частично заменяет 238U и обеспечивает нужное значение коэффициента Доплера.

Главная трудность на пути применения топлива с инертной матрицей в ЛВР состоит в необходимости продемонстрировать удовлетворительное поведение материалов при облучении, а для этого требуется 10 или более лет. Поэтому в краткосрочной перспективе у топлива с инертной матрицей нет реальных шансов проникнуть на рынок реакторов ЛВР.

Уран-плутониевое МОХ-топливо. Основную массу МОХ-сборки составляет UO2, захват нейтрона 238U происходит с тем же темпом, как и в сборке UO2. Это означает, что общая скорость уничтожения 239Рu весьма невелика. Керамические материалы должны быть совместимыми с PuО2, устойчивыми к высоким температурам и облучению, а также сочетаемыми со сплавами циркония и теплоносителем.

При облучении МОХ-сборок изотопное качество плутония ухудшается. Если рециклировать плутоний и использовать его во втором, а затем в третьем поколении МОХ-сборок и т.д., то начальное содержание плутония в каждом новом поколении будет превышать начальное содержание плутония в предыдущем поколении. В этой терминологии МОХ-сборка первого поколения содержит плутоний, полученный при переработке сборок UО2, в то время как термин «второе поколение» относится к сборкам, сделанным из плутония, рециклированного из первого поколения МОХ-сборок. Начальная концентрация плутония приближается к предельно приемлемым уровням уже для второго поколения, и дальнейшее рециклирование становится непрактичным. Проект MIX был задуман СЕА (Франция) как средство преодоления этой трудности. Конструкция MIX-сборки в механическом отношении идентична обычным UО2 и МОХ-сборкам. Рециклирование плутония происходит при низких концентрациях, причем в качестве разбавителя используется обогащенный UО2, который обеспечивает основное количество делящейся массы. Так как 235U является доминирующим делящимся материалом, ядерные свойства сборки существенно совпадают со свойствами обычной UО2-сборки. Присутствующий в малой концентрации плутоний оказывает относительно слабое влияние на ядерное поведение сборки в целом и при этом не важен процесс деградации изотопного состава плутония при многократном рециклировании.

В рамках реализации идеи многократного рециклирования в СЕА был разработан также проект плутониевой сборки CORAIL, где центральные топливные элементы содержат таблетки обогащенного оксидного уранового топлива, а внешние – таблетки МОХ-топлива. Как и в проекте MIX, нейтронные свойства сборки в большой степени определяются стержнями с UО 2, но сборка менее чувствительна к изотопному составу плутония, так что возможно неопределенно многократное рециклирование.

Усовершенствованная плутониевая сборка - еще один разработанный СЕА подход к утилизации излишков плутония. Здесь также в одной сборке используются стержни с обогащенным UО2 и плутонием. Однако в то время как стержни из UО 2 вполне традиционны, плутоний содержится в инертной матрице. Стержни с инертной матрицей занимают четыре обычные топливные ячейки и имеют кольцевую геометрию с доступом теплоносителя к внутренней поверхности. Плутониевые стержни находятся в местах с более высокой степенью замедления, что обеспечивает повышенное сжигание плутония.