Топливные нюансы
Беседовала Надежда ФЕТИСОВА / Фото: Атомный эксперт
Отечественная атомная отрасль переживает топливный ренессанс. В разной степени разработки — от лабораторной стадии до промышленного производства — находятся сразу несколько перспективных видов топлива: МОХ, РЕМИКС и СНУП. А еще российские атомщики проводят экспериментальные работы по топливу для нового высокотемпературного газового реактора, кардинально отличающемуся от привычных твэлов. О последних достижениях и перспективах работ по топливу рассказывает руководитель отдела технологий топлива для быстрых и газовых реакторов АО «ВНИИНМ» Андрей Давыдов.
ВНИИНМ участвует в разработке РЕМИКС, МОХ и СНУП‑топлива. Расскажите, пожалуйста, об этих видах топлива. Чем они отличаются друг от друга?
РЕМИКС‑топливо — это смесь оксидов урана и плутония. Оно схоже с МОХ‑топливом, в основе которого тоже оксид. Однако в РЕМИКС‑топливе уран обогащен по изотопу 235U. Это его ключевое отличие от МОХ‑топлива — смеси обедненного урана (так называемых урановых хвостов, или отвального урана) и плутония. При этом в РЕМИКС‑топливе содержание плутония ниже, чем в МОХ: до 5% (в МОХ — до 30%). МОХ‑топливо предназначено для реакторов на быстрых нейтронах, РЕМИКС — на тепловых.
СНУП — «родственник» МОХ‑топлива: его основой также служит смесь обедненного урана и плутония, однако не в оксидной, а в нитридной форме. СНУП считается более перспективным, чем МОХ, потому что его теплопроводность выше; благодаря этому есть шанс увеличить топливную кампанию и таким образом повысить эффективность работы реактора.
Для СНУП ставится амбициозная задача — достигнуть среднего выгорания 12% тяжелых атомов. Сейчас на одной экспериментальной ТВС, облучаемой в реакторе БН‑600, достигнуто выгорание 9%.
С другой стороны, МОХ гораздо проще в изготовлении, чем СНУП: из оксидов делаются таблетки, спекаются и снаряжаются в твэлы. А для СНУП оксиды сначала нужно перевести в нитридную форму — то есть технология удлиняется в два раза.
На каких стадиях находятся работы по всем этим видам топлива?
Впереди всех — МОХ: оно уже производится на ФГУП «ГХК», хотя это, конечно, начальная стадия промышленного производства. ВНИИНМ осуществляет авторский надзор, периодически наши специалисты выезжают на завод для наладки оборудования и оптимизации технологии.
СНУП находится в разработке. Напомню, во ВНИИНМе разработана лабораторная технология производства этого топлива, успешно внедренная на СХК.
Сейчас ВНИИНМ занимается разработкой и изготовлением СНУП для экспериментальных твэлов, которые облучаются в маленьких исследовательских реакторах. Например, в прошлом году начались ампульные испытания топлива в реакторе ИВВ‑2М, они позволят исследовать микропроцессы в новом топливе.
На опытно-промышленном участке СХК изготавливаются экспериментальные, но полномасштабные ТВС со СНУП; они проходят реакторные испытания в БН‑600: часть ТВС — в типоразмере БРЕСТа, часть — БН‑1200, часть — БР‑1200.
Также на СХК осуществляются запуск и пуско-наладка промышленного завода по изготовлению ТВС со СНУП‑топливом в рамках создания опытно-демонстрационного энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД‑300.
Кроме того, во ВНИИНМе идут работы по совершенствованию микроструктуры таблеточного СНУП‑топлива. Если сама топливная таблетка может работать очень долго, практически до стопроцентного выгорания, то у металлических оболочек твэлов ресурс работы значительно скромнее. Причина в том, что таблетки распухают в результате выгорания, происходит контакт топливо — оболочка, плюс на оболочку воздействуют нейтронное облучение и снаружи — теплоноситель. Поэтому работоспособность твэлов — это, по сути, ресурс оболочки. Мы модифицируем структуру топлива, для того чтобы снизить жесткость взаимодействия, повысить пластичность топлива.
РЕМИКС‑топливо находится на лабораторной стадии. В 2016 году в реактор третьего энергоблока Балаковской АЭС поместили три так называемые комбинированные ТВС, в которых часть твэлов была с РЕМИКС-топливом. Эти ТВС успешно прошли три топливные кампании (около пяти лет) — никаких отклонений от нормальной работы специалисты не выявили. В сентябре этого года сборки выгрузили и погрузили в бассейн выдержки для снятия активности и остаточных тепловыделений. В 2023 году они будут отправлены в Научно-исследовательский институт атомных реакторов для послереакторных исследований. Если все пройдет успешно, то в ближайшие несколько лет либо на ГХК, либо на СХК, либо на обоих предприятиях будет создана опытно-промышленная цепочка для изготовления РЕМИКС‑топлива: планируется производство порядка 10 тонн в год.
Как все эти виды топлива будут работать вместе?
Связка планируется такая. ОЯТ из реакторов на тепловых нейтронах перерабатывают, оттуда удаляются продукты деления. Уран-плутониевую смесь, не разделяя, переводят в оксидную форму. Этот материал является исходным для изготовления топливных таблеток РЕМИКС‑топлива, которое опять идет в тепловые реакторы. А извлеченные минорные актиноиды подмешиваются в топливо для быстрых реакторов — СНУП или МОХ, где они будут выжигаться.
Относительно СНУП и МОХ стоит упомянуть еще один хитрый момент: реакторы на тепловых нейтронах нужно подпитывать обогащенным ураном, потому что основной «топливный» изотоп 235U выгорает. А реакторы со СНУП- и МОХ‑топливом (в частности БРЕСТ) в процессе работы нарабатывают столько же плутония, сколько его сгорает. Получается, что топливо выгорает и одновременно нарабатывается. На самом деле в быстром реакторе выгорает только 238U, из которого нарабатывается плутоний. В идеале при изготовлении СНУП- и МОХ‑топлива не нужно будет обогащать уран — достаточно просто подпитывать новое топливо имеющимся в значительных количествах обедненным ураном. Таким образом, плутоний, по сути, необходим только при первой загрузке вводимого в эксплуатацию быстрого реактора. Где взять новый плутоний? Либо из экранных зон реакторов БН, либо со склада (это предпочтительный вариант, поскольку хранение подобных материалов — процесс сложный и затратный).
Напомню, что во Франции цикл уже частично замкнут: плутоний из ОЯТ добавляют в топливо, которое снова идет в реактор. Но проблема в том, что в процессе облучения изотопный состав плутония ухудшается: он получается более радиационно опасным, и циклов с таким добавленным плутонием может быть от силы два-три. После этого плутоний все равно нужно захоранивать.
В реакторах типа БРЕСТ изотопный состав плутония тоже ухудшается, но незначительно: после двух-трех циклов работы получается плутоний равновесного изотопного состава, и он не изменяется при дальнейшем увеличении числа циклов использования.
В связи с этим Росатом осваивает новые рынки: проводит с французской стороной переговоры о возможности использования в российских реакторах на быстрых нейтронах рециклированного во французских реакторах плутония с одновременной утилизацией наработанных минорных актиноидов.
Помимо топлива для традиционных и быстрых реакторов ВНИИНМ разрабатывает топливо для высокотемпературного газового реактора (ВТГР). Расскажите, пожалуйста, об этом направлении вашей работы.
Основная задача тепловых и быстрых реакторов — получение электричества: топливо выгорает, тепло выделяется, энергоноситель греется, через несколько контуров теплообмена кипит вода и крутит турбину.
В высокотемпературном газовом реакторе теплоноситель нагревается до очень высокой температуры — 900 °C и выше (для сравнения, в быстрых реакторах — максимум 650 °C), теплоносителем выступает гелий. Получить электричество при таких параметрах сложно, зато это тепло можно использовать для проведения различных химических реакций, требующих затрат тепла. Одно из перспективных направлений — получение водорода с помощью высокотемпературной конверсии метана или природного газа. Также такие реакторы будут полезны для нефтяной промышленности, ведь при переработке нефти значительная ее часть сжигается с целью получения тепла, необходимого для химических реакций.
Все традиционные реакторы работают на «таблеточном» топливе. Топливо для газовых реакторов совсем другое — микросферическое. Это шарики из диоксида урана, покрытые защитными оболочками, изготовленными из пироуглерода и карбида кремния. Задача оболочек такая же, как в классических твэлах: не допустить выхода продуктов деления и компонентов топлива в активную зону.
Такой микротвэльчик имеет очень маленький диаметр — всего 0,8 мм. С этими «зернышками» работать неудобно, поэтому шарики объединяют в более крупные «детали» — так называемые топливные компакты. Топливный компакт — это смесь микротвэлов и графита. Графитовая матрица прессуется, спекается, и получаются цилиндрики — примерно с палец (15 на 50 мм) либо шарики размером с теннисный мяч.
Полученные компакты идут в реактор. Есть два варианта конструкции реактора. Первый похож на РБМК: цилиндрические компакты помещаются в ТВС, в графитовых блоках пустые каналы для теплоносителя соседствуют с каналами, заполненными компактами.
При втором варианте реактор представляет собой герметично закрытую воронку, в которую сверху засыпаются шарики со свежим топливом. Они выделяют тепло, греют гелий. Внизу с определенной периодичностью открывается кран, и шарики скатываются вниз. Там с них снимает показания дозиметрический прибор: он регистрирует глубину выгорания топлива в шарике и фиксирует, не повредилась ли оболочка. Если все в порядке, шарик отправляется обратно в реактор. В перспективе выгорание этого топлива может достигать 90%: там используется уран с обогащением до 20% (среднеобогащенный).
Как и в любом реакторе, в ВТГР есть допустимые пороги прочности: остаточный запас прочности оболочек составляет 10-5 по количеству микротвэлов. Если этот порог превышается, реактор останавливается.
Реакторы ВТГР обоих типов отличаются высокой безопасностью — в основном потому, что топливо имеет многослойную сферическую оболочку: нет такой анизотропности воздействия на нее, как у классических твэлов.
На какой стадии находятся сейчас разработки ВТГР в России? А в мире?
Лидирует в этом направлении Китай. В сентябре этого года первый в мире демонстрационный реактор HTR-PM с газообразным гелием в качестве теплоносителя вышел на МКУ. Этот реактор сконструирован по принципу воронки. Всего на АЭС «Шидаовань» планируется построить 18 таких реакторов.
В России решили остановиться на первом варианте —реакторе канального типа. Наши специалисты считают, что у реактора-«воронки» есть ряд технологических проблем: в частности, неравномерность облучения топлива и отдачи полезного запаса. А в случае с канальным реактором можно точно предсказать поведение топлива, так как заранее известны характеристики активной зоны.
Сейчас идут работы по экспериментальному обоснованию такого топлива, в ближайшие несколько лет планируется создать энергоблок на 200 МВт.
ВНИИНМ — конструктор-технолог микротвэлов, НПО «Луч» — конструктор-технолог компактов, ОКБМ — разработчик реакторной установки ВТГР. То есть цепочка выглядит так: ВНИИНМ изготавливает экспериментальные микротвэлы из обогащенного оксида урана. Из этих твэлов на НПО «Луч» изготавливаются топливные компакты.
В конце этого года начнется реакторное облучение экспериментального топлива в реакторах СМ‑3 в ГНЦ «НИИАР» и ИВВ‑2М — в АО «ИРМ». Облучение будет осуществляться различными нейтронными потоками при разных температурах в разных частях активной зоны, для того чтобы получить максимально полные данные о реакторном поведении топлива.
Также в НПО «Луч» создается опытно-промышленный участок для производства компактов с целью обеспечения создаваемого энергоблока ВТГР.
Как будет решаться вопрос с РАО в случае нового реактора?
Окончательное решение будет принято после окончания работ по экспериментальному обоснованию топлива. Но уже сейчас можно зафиксировать положительный момент: если классические твэлы нельзя просто взять и закопать — они нуждаются в серьезной переработке, так как их оболочки довольно хрупкие, — то у микротвэлов запас прочности оболочек очень большой. Предварительно принята такая схема: из отработавших топливных компактов выжигается графитовая матрица, в результате получается очень маленький объем отходов относительно исходного — только отработавшие микротвэлы. Их можно захоранивать.
В случае более глубокой переработки ОЯТ ВТГР, вероятно, может послужить источником обогащенного урана — одним из компонентов для РЕМИКС‑топлива. Выделенные при переработке продукты деления после предварительного остекловывания также можно захоранивать.
РЕМИКС‑топливо — это смесь оксидов урана и плутония. Оно схоже с МОХ‑топливом, в основе которого тоже оксид. Однако в РЕМИКС‑топливе уран обогащен по изотопу 235U. Это его ключевое отличие от МОХ‑топлива — смеси обедненного урана (так называемых урановых хвостов, или отвального урана) и плутония. При этом в РЕМИКС‑топливе содержание плутония ниже, чем в МОХ: до 5% (в МОХ — до 30%). МОХ‑топливо предназначено для реакторов на быстрых нейтронах, РЕМИКС — на тепловых.
СНУП — «родственник» МОХ‑топлива: его основой также служит смесь обедненного урана и плутония, однако не в оксидной, а в нитридной форме. СНУП считается более перспективным, чем МОХ, потому что его теплопроводность выше; благодаря этому есть шанс увеличить топливную кампанию и таким образом повысить эффективность работы реактора.
Для СНУП ставится амбициозная задача — достигнуть среднего выгорания 12% тяжелых атомов. Сейчас на одной экспериментальной ТВС, облучаемой в реакторе БН‑600, достигнуто выгорание 9%.
С другой стороны, МОХ гораздо проще в изготовлении, чем СНУП: из оксидов делаются таблетки, спекаются и снаряжаются в твэлы. А для СНУП оксиды сначала нужно перевести в нитридную форму — то есть технология удлиняется в два раза.
На каких стадиях находятся работы по всем этим видам топлива?
Впереди всех — МОХ: оно уже производится на ФГУП «ГХК», хотя это, конечно, начальная стадия промышленного производства. ВНИИНМ осуществляет авторский надзор, периодически наши специалисты выезжают на завод для наладки оборудования и оптимизации технологии.
СНУП находится в разработке. Напомню, во ВНИИНМе разработана лабораторная технология производства этого топлива, успешно внедренная на СХК.
Сейчас ВНИИНМ занимается разработкой и изготовлением СНУП для экспериментальных твэлов, которые облучаются в маленьких исследовательских реакторах. Например, в прошлом году начались ампульные испытания топлива в реакторе ИВВ‑2М, они позволят исследовать микропроцессы в новом топливе.
На опытно-промышленном участке СХК изготавливаются экспериментальные, но полномасштабные ТВС со СНУП; они проходят реакторные испытания в БН‑600: часть ТВС — в типоразмере БРЕСТа, часть — БН‑1200, часть — БР‑1200.
Также на СХК осуществляются запуск и пуско-наладка промышленного завода по изготовлению ТВС со СНУП‑топливом в рамках создания опытно-демонстрационного энергокомплекса с реактором БРЕСТ-ОД‑300.
Кроме того, во ВНИИНМе идут работы по совершенствованию микроструктуры таблеточного СНУП‑топлива. Если сама топливная таблетка может работать очень долго, практически до стопроцентного выгорания, то у металлических оболочек твэлов ресурс работы значительно скромнее. Причина в том, что таблетки распухают в результате выгорания, происходит контакт топливо — оболочка, плюс на оболочку воздействуют нейтронное облучение и снаружи — теплоноситель. Поэтому работоспособность твэлов — это, по сути, ресурс оболочки. Мы модифицируем структуру топлива, для того чтобы снизить жесткость взаимодействия, повысить пластичность топлива.
РЕМИКС‑топливо находится на лабораторной стадии. В 2016 году в реактор третьего энергоблока Балаковской АЭС поместили три так называемые комбинированные ТВС, в которых часть твэлов была с РЕМИКС-топливом. Эти ТВС успешно прошли три топливные кампании (около пяти лет) — никаких отклонений от нормальной работы специалисты не выявили. В сентябре этого года сборки выгрузили и погрузили в бассейн выдержки для снятия активности и остаточных тепловыделений. В 2023 году они будут отправлены в Научно-исследовательский институт атомных реакторов для послереакторных исследований. Если все пройдет успешно, то в ближайшие несколько лет либо на ГХК, либо на СХК, либо на обоих предприятиях будет создана опытно-промышленная цепочка для изготовления РЕМИКС‑топлива: планируется производство порядка 10 тонн в год.
Как все эти виды топлива будут работать вместе?
Связка планируется такая. ОЯТ из реакторов на тепловых нейтронах перерабатывают, оттуда удаляются продукты деления. Уран-плутониевую смесь, не разделяя, переводят в оксидную форму. Этот материал является исходным для изготовления топливных таблеток РЕМИКС‑топлива, которое опять идет в тепловые реакторы. А извлеченные минорные актиноиды подмешиваются в топливо для быстрых реакторов — СНУП или МОХ, где они будут выжигаться.
Относительно СНУП и МОХ стоит упомянуть еще один хитрый момент: реакторы на тепловых нейтронах нужно подпитывать обогащенным ураном, потому что основной «топливный» изотоп 235U выгорает. А реакторы со СНУП- и МОХ‑топливом (в частности БРЕСТ) в процессе работы нарабатывают столько же плутония, сколько его сгорает. Получается, что топливо выгорает и одновременно нарабатывается. На самом деле в быстром реакторе выгорает только 238U, из которого нарабатывается плутоний. В идеале при изготовлении СНУП- и МОХ‑топлива не нужно будет обогащать уран — достаточно просто подпитывать новое топливо имеющимся в значительных количествах обедненным ураном. Таким образом, плутоний, по сути, необходим только при первой загрузке вводимого в эксплуатацию быстрого реактора. Где взять новый плутоний? Либо из экранных зон реакторов БН, либо со склада (это предпочтительный вариант, поскольку хранение подобных материалов — процесс сложный и затратный).
Напомню, что во Франции цикл уже частично замкнут: плутоний из ОЯТ добавляют в топливо, которое снова идет в реактор. Но проблема в том, что в процессе облучения изотопный состав плутония ухудшается: он получается более радиационно опасным, и циклов с таким добавленным плутонием может быть от силы два-три. После этого плутоний все равно нужно захоранивать.
В реакторах типа БРЕСТ изотопный состав плутония тоже ухудшается, но незначительно: после двух-трех циклов работы получается плутоний равновесного изотопного состава, и он не изменяется при дальнейшем увеличении числа циклов использования.
В связи с этим Росатом осваивает новые рынки: проводит с французской стороной переговоры о возможности использования в российских реакторах на быстрых нейтронах рециклированного во французских реакторах плутония с одновременной утилизацией наработанных минорных актиноидов.
Помимо топлива для традиционных и быстрых реакторов ВНИИНМ разрабатывает топливо для высокотемпературного газового реактора (ВТГР). Расскажите, пожалуйста, об этом направлении вашей работы.
Основная задача тепловых и быстрых реакторов — получение электричества: топливо выгорает, тепло выделяется, энергоноситель греется, через несколько контуров теплообмена кипит вода и крутит турбину.
В высокотемпературном газовом реакторе теплоноситель нагревается до очень высокой температуры — 900 °C и выше (для сравнения, в быстрых реакторах — максимум 650 °C), теплоносителем выступает гелий. Получить электричество при таких параметрах сложно, зато это тепло можно использовать для проведения различных химических реакций, требующих затрат тепла. Одно из перспективных направлений — получение водорода с помощью высокотемпературной конверсии метана или природного газа. Также такие реакторы будут полезны для нефтяной промышленности, ведь при переработке нефти значительная ее часть сжигается с целью получения тепла, необходимого для химических реакций.
Все традиционные реакторы работают на «таблеточном» топливе. Топливо для газовых реакторов совсем другое — микросферическое. Это шарики из диоксида урана, покрытые защитными оболочками, изготовленными из пироуглерода и карбида кремния. Задача оболочек такая же, как в классических твэлах: не допустить выхода продуктов деления и компонентов топлива в активную зону.
Такой микротвэльчик имеет очень маленький диаметр — всего 0,8 мм. С этими «зернышками» работать неудобно, поэтому шарики объединяют в более крупные «детали» — так называемые топливные компакты. Топливный компакт — это смесь микротвэлов и графита. Графитовая матрица прессуется, спекается, и получаются цилиндрики — примерно с палец (15 на 50 мм) либо шарики размером с теннисный мяч.
Полученные компакты идут в реактор. Есть два варианта конструкции реактора. Первый похож на РБМК: цилиндрические компакты помещаются в ТВС, в графитовых блоках пустые каналы для теплоносителя соседствуют с каналами, заполненными компактами.
При втором варианте реактор представляет собой герметично закрытую воронку, в которую сверху засыпаются шарики со свежим топливом. Они выделяют тепло, греют гелий. Внизу с определенной периодичностью открывается кран, и шарики скатываются вниз. Там с них снимает показания дозиметрический прибор: он регистрирует глубину выгорания топлива в шарике и фиксирует, не повредилась ли оболочка. Если все в порядке, шарик отправляется обратно в реактор. В перспективе выгорание этого топлива может достигать 90%: там используется уран с обогащением до 20% (среднеобогащенный).
Как и в любом реакторе, в ВТГР есть допустимые пороги прочности: остаточный запас прочности оболочек составляет 10-5 по количеству микротвэлов. Если этот порог превышается, реактор останавливается.
Реакторы ВТГР обоих типов отличаются высокой безопасностью — в основном потому, что топливо имеет многослойную сферическую оболочку: нет такой анизотропности воздействия на нее, как у классических твэлов.
На какой стадии находятся сейчас разработки ВТГР в России? А в мире?
Лидирует в этом направлении Китай. В сентябре этого года первый в мире демонстрационный реактор HTR-PM с газообразным гелием в качестве теплоносителя вышел на МКУ. Этот реактор сконструирован по принципу воронки. Всего на АЭС «Шидаовань» планируется построить 18 таких реакторов.
В России решили остановиться на первом варианте —реакторе канального типа. Наши специалисты считают, что у реактора-«воронки» есть ряд технологических проблем: в частности, неравномерность облучения топлива и отдачи полезного запаса. А в случае с канальным реактором можно точно предсказать поведение топлива, так как заранее известны характеристики активной зоны.
Сейчас идут работы по экспериментальному обоснованию такого топлива, в ближайшие несколько лет планируется создать энергоблок на 200 МВт.
ВНИИНМ — конструктор-технолог микротвэлов, НПО «Луч» — конструктор-технолог компактов, ОКБМ — разработчик реакторной установки ВТГР. То есть цепочка выглядит так: ВНИИНМ изготавливает экспериментальные микротвэлы из обогащенного оксида урана. Из этих твэлов на НПО «Луч» изготавливаются топливные компакты.
В конце этого года начнется реакторное облучение экспериментального топлива в реакторах СМ‑3 в ГНЦ «НИИАР» и ИВВ‑2М — в АО «ИРМ». Облучение будет осуществляться различными нейтронными потоками при разных температурах в разных частях активной зоны, для того чтобы получить максимально полные данные о реакторном поведении топлива.
Также в НПО «Луч» создается опытно-промышленный участок для производства компактов с целью обеспечения создаваемого энергоблока ВТГР.
Как будет решаться вопрос с РАО в случае нового реактора?
Окончательное решение будет принято после окончания работ по экспериментальному обоснованию топлива. Но уже сейчас можно зафиксировать положительный момент: если классические твэлы нельзя просто взять и закопать — они нуждаются в серьезной переработке, так как их оболочки довольно хрупкие, — то у микротвэлов запас прочности оболочек очень большой. Предварительно принята такая схема: из отработавших топливных компактов выжигается графитовая матрица, в результате получается очень маленький объем отходов относительно исходного — только отработавшие микротвэлы. Их можно захоранивать.
В случае более глубокой переработки ОЯТ ВТГР, вероятно, может послужить источником обогащенного урана — одним из компонентов для РЕМИКС‑топлива. Выделенные при переработке продукты деления после предварительного остекловывания также можно захоранивать.
ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ #8_2021