Нитридное топливо.
Ядерные технологии
Оксидное топливо, используемое практически во всех реакторах, имеет относительно низкую плотность делящегося материала, снижающую коэффициент воспроизводства, слабую теплопроводность, ограничивающую тепловую нагрузку. Поэтому для разработки новых типов реакторов на быстрых нейтронах, а также ядерно-энергетических установок специального назначения требуется переход к более плотным, обладающим… Читать ещё >
Нитридное топливо. Ядерные технологии (реферат, курсовая, диплом, контрольная)
Оксидное топливо, используемое практически во всех реакторах, имеет относительно низкую плотность делящегося материала, снижающую коэффициент воспроизводства, слабую теплопроводность, ограничивающую тепловую нагрузку. Поэтому для разработки новых типов реакторов на быстрых нейтронах, а также ядерно-энергетических установок специального назначения требуется переход к более плотным, обладающим хорошими теплофизическими свойствами, видам ядерного топлива.
Некоторые трудности, возникающие при использовании оксидного уран-плутониевого топлива в реакторах на быстрых нейтронах, можно исключить при использовании карбидного — (U, Ри) С или нитридного — (U, Pu) N топлива. В отличие от оксидного топлива содержание делящегося изотопа и теплопроводность карбидного и нитридного топлива значительно выше (табл. 1.5). При одной и той же скорости деления и геометрии твэлов температура в центре карбидного и нитридного твэла будет много меньше, чем у оксидного.
Таблица 1.5
Некоторые характеристики различных видов ядерного топлива [9]
Характеристики. | UO,. | W-U02 (кермет). | UN. | (U, Zr) С, N. |
Содержание урана, г/см3 | 9,7. | 7,5. | 13,5. | 12,8. |
Коэффициент теплопроводности, Вт/(м-К). | 8,0. | |||
Теплоемкость, Дж/(г-К). |
| 9,25. | 0,23. | 0,8−0,3. |
Исследование поведения карбидного топлива проводили в реакторах DFR, БР-5, БОР-60. Наибольший опыт эксплуатации нитридного топлива (высокообогащенный UN) был получен в реакторе БР-10, две активные зоны которого успешно эксплуатировались в течение 18 лет.
В новом реакторе на быстрых нейтронах БРЕСТ со свинцовым теплоносителем в качестве топлива планируется использование уранплутониевого мононитрида, а теплоноситель — свинец.
Стратегия развития ядерной энергетики России предусматривает применение реакторов на быстрых нейтронах, использующих плотное нитридное топливо.
В настоящее время нитридное топливо не имеет широкого применения, но широко исследуется как перспективное высокотемпературное плотное топливо реакторов на быстрых нейтронах и ядерных установок космического назначения.
По сравнению с оксидным и карбидным топливом нитридное топливо имеет наибольшее среди высокотемпературных топливных материалов удельное содержание делящегося изотопа, высокую теплопроводность, совместимо с конструкционными материалами и теплоносителем. Оно более устойчиво в условиях радиационного облучения.
Уран-циркониевый карбонитрид (U, Zr) C, N практически по всем теплофизическим параметрам превосходит диоксид урана. К достоинствам этого топлива можно отнести: высокую допустимую температуру эксплуатации (более 2500 К); высокую устойчивость при аварийных перегревах — запас времени до плавления в 3 раза выше, чем для UN и в 4 раза выше, чем для U02. К недостаткам — на 10% меньшую плотность ядер урана по сравнению с UN, недостаточную степень изученности поведения в реакторных установках [9].
Жидкое ящерное топливо.
Помимо твердофазных соединений урана возможно использование жидкого топлива. Наиболее удачной химической формой считается тетрафторид урана (UF4), растворенный в смеси фторидов других металлов, например, лития, бериллия, циркония, рубидия, натрия и др. Особенностью использования такого топлива является то, что оно одновременно является теплоносителем. Реакторы с жидким ядерным топливом имеют определенные перспективы развития в будущем.