Производство топливных таблеток

Полученный на первой стадии ядерного топливного цикла концентрат урана поступает на химический передел, где партии концентрата усредняются и очищаются от примесей. Конечной продукцией химического передела является тетрафторид урана, который направляется на конверсию. Далее он газообразным фтором переводится в гексафторид урана, который при определенных температурах имеет газообразное состояние. Гексафторид урана подвергается обогащению по изотопу урана-235. Из обогащенного гексафторида урана изготавливается порошок диоксида урана. Обогащенный по 235U UF6 поступает на завод в 2,5 тонных стальных контейнерах. Из него гидролизом получают UO2F2, который затем обрабатывают гидроксидом аммония. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая диоксид урана UO2, который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток. Таблетки вкладывают в трубки из циркониевого сплава (циркалоя) и получают топливные стержни, т.н. тепловыделяющие элементы (твэлы), которые объединяют примерно по 200 штук в законченные топливные сборки, готовые для использования на АЭС. Циркалои – сплавы циркония состава: 1,3-1,6% Sn, 0,07-0,2% Fe, 0,05-0,16 Cr; 0,03-0,08% Ni, - остальное Zr.

Одним из путей повышения эксплуатационных характеристик реактора ВВЭР является переход на керметное топливо, т.е. создание оболочкового твэла на основе керметного топлива с матричной структурой. Керметное топливо – гранулы из диоксида урана (объемная доля UO2 до 70%), расположенные в металлической матрице (изготавливаемой обычно из сплава на основе циркония). Рис.4. Керметное топливо Такое топливо характеризуется отсутствием прямых контактов между топливными частицами благодаря их равномерному распределению в металлической матрице. Это достигается использованием сферических топливных частиц, предварительно покрытых материалом матрицы, и их изостатического прессованием в сердечники. Преимущества керметного топлива: 1. Способность компенсировать «твердое» распухание топливного сердечника; 2. Локализацию 90% продуктов деления в гранулах UO2; 3. Достижение выгорания до 120 МВт сут/кг U 4. Низкие температуры твэла (650-800о С) 5. Малый запас аккумулированного тепла в топливе 6. На несколько порядков меньший выход радиоактивных продуктов деления из твэла в контур теплоносителя при нарушении герметичности оболочки) 7. Радиационную стойкость; 8. Высокую прочность, обеспечивающую геометрическую стабильность твэла 9. Обеспечения работы реактора в маневренном режиме; 10. Повышение безопасности реактора.

5.5 Смешанное уран-плутониевое топливо (МОКС-топливо). В настоящее время в связи с исчерпанием запасов урана-235 (как рудных, так и складских) все большее внимание привлекает плутоний-239, как основа будущего реакторного топлива, поскольку один грамм плутония эквивалентен 100 граммам извлеченного из ОЯТ урана, 1500-3000 кубометров природного газа, 2-4 тоннам угля или одной тонне нефти. В то же время плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов. Поэтому его накопление не только расточительно, но и опасно. Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония. На приготовление ядерного топлива обычно идут двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами. Однако, чаще он используется в виде смеси с природным ураном или с ураном, слегка обогащённым 235U (так называемое смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо). Смешанные окислы (МОКС) - реакторное топливо, состоящее из смеси окислов урана и плутония. МОХ используются для регенерации переработанного отработанного топлива (после отделения отходов) в медленных ядерных реакторах (термальная регенерация) и в качестве топлива для быстрых реакторов-размножителей. Пригодный для использования в энергетических реакторах плутоний может быть получен за счёт переработки отработанного ядерного топлива или из ядерного оружия. Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало 21-го века во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых две трети находится в отработанном ядерном топливе АЭС. Уже сейчас более 120 тысяч тонн ОЯТ находится в хранилищах, а к 2020 году его будет 450 тысяч тонн. При этом: 250 т – это оружейный плутоний, из которых 150 т принадлежат России, 85-95 т – США, 7,6 т – Великобритании, 6–7 т – Франции, 1,7–2,8 т – Китаю, 300–500 кг – Израилю, 150–250 кг – Индии. Также было произведено 200 т энергетического плутония: Франция - 70 т, у Великобритания – 50, Россия – 30, Япония – 21, Германия – 17, у США – 14,5, Аргентина – 6, Индия – 1 и т.д. По данным на 2001 г., Япония располагала 48,2 т плутония.

Следует также учитывать, что для изготовления МОКС-топлива годится отнюдь не любой реакторный плутоний. Дело в том, что изотопы Pu239 и Pu241 хорошо делятся тепловыми нейтронами, поэтому «нечетный» плутоний и образуется, и одновременно «выгорает» в медленных реакторах, тогда как «четные» изотопы накапливаются. Различия в ядерных свойствах изотопов приводят к изменению состава плутония, образующегося в разных реакторах и даже в разных зонах одного реактора. Изотопный состав плутония зависит и от времени пребывания уранового топлива в реакторе. На изготовление МОКСа идёт реакторный плутоний только определённого изотопного состава.

Наиболее приемлемой химической формой плутония при использовании его в качестве топлива для энергетических реакторов является двуокись плутония PuO2 в смеси с двуокисью природного урана UO2. Смешанное оксидное топливо, или МОКС (PuO2+UO2) обычно используется в двух типах реакторов - в реакторах на быстрых нейтронах (БН) и в легководных реакторах (ЛВР). Обычно МОКС с содержанием плутония от 5 до 8 % используется в реакторах с водой под давлением и в реакторах с кипящей водой. Концентрация плутония в МОКС-топливе для бридеров существенно выше – в их топливе содержание плутония в топливе составляет 20%. Таблетки МОКС можно изготавливать путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония с образование «основной смеси» UO2-PuO2. Использование смешивающего аппарата позволяет сократить время смешивания с 16–24 ч до нескольких минут при одновременном измельчении и уплотнении частиц порошка. Содержание плутония в смеси затем корректируется для использования в реакторе путем добавления UO2. Эта технология обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Затем порошок прессуют и спекают с образованием гранул, которые впрессовываются в топливные стержни. Однако большее распространение получила «мокрая технология», ведётся разработка «сухой технологии». Возможна переработка оружейного плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатах - производителях плутония – растворение металлического плутония в кислотах (смесь HNO3+HF или смесь HNO3+HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO2 через оксалатное осаждение, или смешанный оксид (U, Pu)О2 путем совместного соосаждения ураната и плутоната аммония в присутствии поверхностно-активных веществ, или плазменной денитрацией. По этой технологии образуются малопылящие гранулы. При прессовании таблеток применяется сухая связка – стеарат цинка, что позволяет существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Водные способы отличает многостадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных отходов. Более прогрессивными методами переработки оружейного металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива быстрых реакторов являются "неводные" – пиротехнические и пироэлектрохимические технологии. Этот подход базируется на двух технологиях: пироэлектрохимической - для переработки и изготовления МОХ-топлива в расплавах солей, и виброуплотнения - для изготовления твэлов быстрых реакторов. Пироэлектрохимическая технология позволяет работать с любыми соединениями плутония в «голове» процесса. На выходе процесса может быть произведён или порошок PuO2, или смешанное топливо. Возможны два «неводных» метода переработки плутония оружейного качества в реакторное топливо: – пирохимический – гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO2 в одном реакторе; пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов (NaCl+KCl) с последующей осадительной кристаллизацией PuO2 в одном электролизере. Схема процесса пирохимической переработки оружейного сплава Pu-Ga в MOX- топливо включает следующие основные стадии: растворение металлического сплава плутония и диоксида обогащённого урана в расплаве солей NaCl2-CsCl, электролиз расплава с регулированным содержанием оксида плутония с диоксидом урана, обработка катодного осадка и получение гранулированного топлива. Произведённое смешанное топливо очищено от легирующих добавок (Ga) и соответствует техническим стандартам на виброуплотнённое топливо для быстрых реакторов (например, для реактора БОР-60 работающего на топливе с обогащённым эквивалентом 73% 235U). Основной аппарат процесса - хлоратор-электролизер. В нём проводятся операции растворения исходных материалов (диоксида урана и сплава Pu-Ga), удаления галлия и электролиз с получением катодных осадков UO2- PuO2. Суть технологии заключается в сокращении числа операции и уровня воздействия на окружающую среду. Это достигается введением металлического плутония в среду расплавленной соли, где осуществляется его растворение и получение готовой композиции для снаряжения твэлов. Минимизация воздействия на окружающую среду происходит в двух направлениях: в расплавленной соли происходит взаимодействие ее составляющих с образованием комплексов. Это снижает уровень образованию аэрозолей в 1000 раз; кристаллические оксиды, используемые при производстве МОКС-топлива регенерируют аэрозоли в 15000 раз меньше, чем порошки полученные по мокрой схеме. Это означает, что барьеры защиты дешевле и надежнее. При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных отходов по сравнению с водными технологиями. К тому же, пирохимические технологии более прозрачны с точки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа избыточных ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений. Другим направлением работ области утилизации плутония является конверсия сплава в диоксид, пригодный для изготовления таблеток виброуплотненного МОХ-топлива для реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР-1000 (и других). Возможно пироэлектрохимическое производство катодных осадков UO2 - PuO2 с малым (3-5%) содержанием плутония. Существует технология электрохимической регенерации отработанного топлива энергетических реакторов и получения электролизом солевых систем топливных композиций на основе оксидов урана и плутония Подобные технологии используются для изготовления экспериментальных твэлов с таблеточным гомогенным МОКС-топливом для канадских реакторов Канду. (Особенность тяжёловодного реактора Candu" очень маленькие сборки, причём загрузка и замена уже выгоревших сборок происходит без остановки реактора, Эти особенности позволили начать производство сборок для "Candu" из российского оружейного плутония. По своим физико-химическим характеристикам МОКС заметно отличается от уранового топлива. Существенным является различие температур плавления МОКС и UO2 - у МОКС она ниже. Температура плавления соединения UO2-PuO2 снижается примерно пропорционально содержанию PuO2 от 2840°C для чистого UO2 до 2390°C для чистого PuO2. Из этих данных можно рассчитать, что температура плавления типичного МОКС будет на 20-40 градусов ниже температуры плавления оксида урана. При высоких степенях выгорания, температура плавления может еще понизиться. Это снижение не настолько велико, чтобы создавать опасность само по себе; но в сочетании с другими эффектами или в особых ситуациях оно может оказаться опасным. Теплопроводность МОКС монотонно падает по мере увеличения содержания плутония. Как и в предыдущем случае, этот эффект не опасен сам по себе, но он может оказать опасное влияние на термогидравлические параметры активной зоны реактора в некоторых особых условиях. Имеются также некоторые различия в физико-механических свойствах (модуль Юнга, коэффициент Пуассона). При высоких степенях выгорания наблюдается возрастание выхода газообразных продуктов деления из МОКС по сравнению с UO2. Производство МОКС сдерживают экологические проблемы и затруднения с его транспортировкой на большие расстояния. Отработанное топливо обычных легководных реакторов содержит приблизительно 1% плутония. Теоретически один блок АЭС ежегодно может дать 5-6 тонн плутония. После переработки восьми отработавших урановых топливных элементов, можно изготовить один МОКС-топливный элемент, что будет сопровождаться образованием огромного количества РАО.

Некоторые свойства МОКС могут оказать отрицательное влияние на работу реактора, в особенности на его поведение в определенных переходных режимах: • Температура плавления МОКС-топлива ниже на 20-40 градусов, чем уранового топлива. • Теплопроводность МОКС-топлива падает с увеличением содержания плутония. • Способность контрольных стержней реактора поглощать нейтроны ниже при использовании МОКС. • Применение МОКС меняет значения некоторых коэффициентов реактивности, что в определенных условиях затрудняет управление состоянием активной зоны реактора. • Пикование мощности (неоднородность тепловыделения) возрастает. • Уменьшается доля запаздывающих нейтронов, что затрудняет управление реактором. • Спектр энергий нейтронов становится более «жестким» (т.е. их энергия повышается). Таким образом, использование МОКС сокращает запас устойчивости легководных реакторов. Безопасность реактора, особенно при высоком содержании плутония и при высоких степенях выгорания становится под угрозой. Плутоний опасен в радиологическом смысле (т.е. как источник радиоактивного загрязнения). Достаточно упомянуть, что радиационная опасность, исходящая из свежего МОКС-топлива намного выше опасности свежего уранового топлива. Аналогично, отработанное МОКС-топливо гораздо опаснее отработанного уранового топлива (из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов). Утилизация отработанного плутония осуществляется иммобилизацией, то есть размещением его в блоке из стекла или керамики, Иммобилизация чревата радиационным повреждением стекла, необходимостью отвода избыточного тепловыделения. На 1 кг плутония нужно до 100 кг стекла или керамики. И при этом нет полной уверенности в надёжности и безопасности. Можно выделить три составляющих радиологического риска: - попадание плутония и других трансурановых элементов внутрь организма. Плутоний токсичнее урана: вдыхание менее 0,1 мг плутония смертельно. Реакторный плутоний токсичнее чистого 239Pu. Опасность вдыхания особенно затрагивает занятых на предприятиях по производству МОКС и операторов реактора. - обучение γ-лучами, возникающими при распаде 241Am. При распаде 241Pu возникает 241Am, являющийся источником γ-лучей. Период полураспада для этого процесса равен 14,4 года. Так как содержание изотопа 241Pu в реакторном плутонии равно 10-15%, то примерно 0,5-0,7% от общего количества плутония ежегодно переходит в 241Am. Поэтому γ-активность выделенного плутония возрастает в процессе хранения после переработки (из-за накопления 241Am), но в то же время она тем меньше, чем больше времени выдерживался материал до переработки (из-за распада 241Pu). - нейтронное излучение. Быстрые (высокоэнергетичные) нейтроны являются одним из самых опасных видов ионизирующего излучения. Плутоний излучает нейтроны в результате двух процессов: при спонтанном распаде изотопов с четными массовыми числами (238Pu, 240Pu и 242Pu), а также в результате реакций α-частиц, испускаемых при распаде плутония, с легкими элементами (например, с кислородом). В случае обычного МОКС-топлива основной вклад в излучение нейтронов вносят спонтанные распады 240Pu и реакции с участием α-частиц. Существует риск распространения плутония в среде обитания как процессе переработки и изготовления МОКСа (даже если они проистекают без аварий), так и вследствие несчастных случаев при переработке, хранении, транспортировке и обращении с плутонием, а также при изготовлении МОКСа и его транспортировке. В случае серьезной аварии на реакторе с нарушением герметичности активной зоны, доза на заданном расстоянии от реактора в случае загрузки его на треть МОКС-топливом будет выше в 2,3-2,5 раза. В столько же раз усугубятся последствия выброса радиоактивности. Применение МОКС способно усугубить отрицательные экологические последствия аварии в 3,2-4 раза.