Проект "Прорыв" известен многим, как попытка вырваться из тупика, в который зашли быстрые реакторы и замкнутый ядерный цикл. На примере свежей новости по испытаниям опытных топливных сборок в рамках этого проекта хочется показать, как вообще работают разработчики ядерного топлива, а точнее часть их работы.

Вчера появилась новость:Главный технолог проекта «Прорыв» Владимир Троянов сообщил о результатах послереакторных исследований первой комбинированной экспериментальной тепловыделяющей сборки (КЭТВС-1) со смешанным нитридным топливом.



Проектное изображение опытного центра с реактором БРЕСТ-300-ОД. МП — модуль переработки ОЯТ, МФР — модуль фабрикации/рефабрикации нового топлива производительностью 14,7 тонны топлива (по СНУП) в год.

Первые послереакторные исследования, проведенные в Государственном научном центре — НИИ атомных реакторов (ГНЦ-НИИАР), с точки зрения ученых дали феноменальные результаты.«Не обнаружены нарушения в целостности топливного столба, очень порадовала низкая деформация оболочек», — сообщил Владимир Троянов.Совокупность полученных экспериментальных данных показывает, что состояние твэлов с нитридным топливом удовлетворительное и их ресурс далеко не исчерпан.

Три года назад ГНЦ-НИИАР изготовил комбинированную экспериментальную ТВС, в состав которой вошли четыре экспериментальных твэла с нитридным топливом производства АО «ВНИИНМ им. академика А.А.Бочвара».  Сборка была загружена в реактор БН-600 на Белоярской АЭС. После того, как она отработала заданный ресурс, ее извлекли из реактора и на полгода поместили во внутриреакторное хранилище для снижения тепловыделения до допустимого уровня. Затем эта экспериментальная ТВС была возвращена в НИИАР для проведения послереакторных исследований. Первый цикл исследований был завершен в конце октября 2015 года. В целом, программа всех послереакторных исследований первой экспериментальной  тепловыделяющей сборки со смешанным нитридным топливом рассчитана до середины 2016 года. Она предусматривает различные, в том числе разрушающие исследования.

В настоящий момент шесть полностью изготовленных в АО «СХК» экспериментальных тепловыделяющих сборок со смешанным нитридным топливом находятся на испытании в реакторе БН-600. Кроме того, специалисты СХК приняли участие в изготовлении четырех комбинированных экспериментальных сборок.

Полученные результаты исследований лягут в основу лицензирования обоснования работоспособности нитридного топлива в быстрых реакторах. Результаты работ будут использованы при реализации проекта создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и  пристанционных модулей по производству плотного топлива и переработке облученного плотного топлива на площадке АО «СХК».
==================================================================================================

О чем же здесь? Для начала надо напомнить, что одно из ключевых слов здесь — "нитридное": вместо стандартного диоксида урана UO₂ тут планируется использовать нидрид урана UN и плутония PuN. Оксиды известны вдоль и поперек, наработав миллионы ТВС-лет в реакторе. Нитриды известны гораздо хуже, причем со всех сторон — как сделать порошок нитрида, топливную таблетку, как она ведет себя в реакторе, как взаимодействует с конструкционными материалами и теплоносителем и т.п. Почему они используются в "Прорыве"? Нитриды урана-плутония имеют большую плотность, а значит бОльшее удельное содержание делящихся материалов в активной зоне, меньше потери нейтронов и больший коэффициент воспроизводства плутония. С помощью нитридов Кв >1 можно получить для зоны без воспроизводящих экранов, что заметно упрощает эксплуатацию. Злые языки говорят кроме того, что нитриды выбраны потому, что оксиды всплывают в свинцовом теплоносителе, что не айс при разрушении твэла :)Итак, в рамках проекта прорыв планируются обширные исследования поведения нитридного топлива, в том числе путем изучения физико-химических характеристик облученного топлива.



Для чего планируется изготовить множество экспериментальных ТВС, какие-то из них будут нужны для определения поведения топлива "вообще", какие-то — для отличий в поведении топлива в будущих ТВС быстрых реакторов ПРОРЫВа от "вообще".

Верхняя строчка — и есть та ТВС, которая успешно была облучена в реакторе до 6% выгорания, потом "отлежалась" (ВРХ) и прошла послереакторные испытания (ПРИ). За ней следуют еще 4 совсем опытные КЭТВС, а затем и уже более приближенные к рабочим ТВС БРЕСТ-300 и БН-1200 на нитридном топливе ЭТВС-3...15

8% т.а. означает, что 8 процентов плутония в ТВС распадется (при этом из U238 наработается  примерно равное количество свежего плутония). Это весьма немало — вдвое больше, чем в современных реакторах с водой под давлением. В то же время, это всего половина от стартовой загрузки плутония в ТВС (17% тяжелого металла, остальное — U238) — и это одна из важнейших причин, почему быстрые реакторы нежизнеспособны без радиохимической переработки: уж слишком низкое топливоиспользование.

Как мы видим, выгорание на ЭТВС будет набираться постепенно, от ТВС к ТВС. Такие уровни дозовых повреждений достигаются непросто: распухает таблетки, охрупчивается и распухает материал оболочки, в твэле накапливаются газообразные продукты деления. Как исследуют эти воздействия на топливо, что происходит при загадочном ПРИ?

ТВС после облучения очень и очень радиоактивны. Поэтому все исследования ведутся дистанционно, в горячих камерах. Для начала ТВС разбирается или распиливается, что бы можно было достать отдельные твэлы. После этого начинается неразрушающее и разрушающее исследование твэлов.



Смотрим, нет ли деформации и повреждений.
Делаем рентгеновский снимок облученного топлива.


С помощью гамма-спектрометра выясняем распределение продуктов деления плутония вдоль твэла. Почему он имеет такую форму? Потому что интенсивность ядерной реакции неравномерна вдоль твэла:
Теперь нам нужно узнать следующий важный параметр — насколько ядерное топливо подвержено распуханию и растрескиванию. Прокалываем твэл и измеряем газовый состав внутри:
Отлично, всего 5% газообразных продуктов деления вышли в объем твэла, остальное заперто в матрице топлива. Режем твэл, фотографируем и измеряем формоизменение таблеток:
Топливо потрескалось… но насколько оно распухло? Измеряем геометрию
Видим, что изменение объема довольно прилично. Такое распухание не даст получить выгорание выше 4,5-5%. Однако оно имеет две природы — появление газовых пор внутри топлива и распухание кристаллической решетки за счет радиационного повреждения. Первое менее опасно, чем второе. После измерения объема образцов в жидкости, видим
Основной эффект привносит пористость, т.е. газообразные продукты. Что ж, возможно технологические изменения на этапе приготовления топливного порошка, прессования и спекания таблетки дадут лучшие результаты.

Примерно так, а порой и более хитрыми и сложными методами исследуют все новое топливо, сравнивая результаты с моделированием. Сложность, длительность, дороговизна таких исследований во многом определяет длительность и дороговизну любых разработок ядерной энергетики. Поэтому очень радует, когда видишь, что подобная работа в проекте Прорыв выполняется в соотвествии с графиком и результаты радуют создателей.