Ученые
Инженерной школы ядерных технологий Томского политехнического университета
разрабатывают научные основы технологии плазмохимического синтеза наноразмерных
сложных оксидных композиций для перспективных типов ядерного топлива.
Политехники предлагают способ быстро и экономично получать большое количество
качественного ядерного топлива для создаваемых ядерных реакторов на быстрых
нейтронах. Сегодня проект реализуется в рамках гранта Российского научного
фонда.
Значительную часть ядерной энергетики в 21 веке еще будут
составлять атомные электростанции, использующие керамическое ядерное топливо
(ЯТ) из диоксида урана, обогащенного по изотопу уран-235. Помимо неоспоримых
достоинств у такого топлива есть и существенные недостатки. К примеру, низкая
теплопроводность, которая ограничивает удельную мощность реактора по
температуре плавления; хрупкость и склонность к растрескиванию — это может
вывести топливо из строя; короткий цикл использования — до трех-пяти лет;
невозможность создания энергетических установок сверхмалой (до 10МВт) и малой
(10–100 МВт) мощности; большие расходы на утилизацию отработавшего топлива и, что
немаловажно, — ограниченный ресурс изотопа уран-235. Все это в последние годы
стало причиной замедления развития атомной энергетики, а некоторые страны и
вовсе от нее отказались.
Поэтому ученые ТПУ — под научным руководством заведующего
лаборатории изотопного анализа и технологий отделения ядерно-топливного цикла,
профессора Игоря
Шаманина — предлагают использовать в составе
ЯТ изотопы уран-238, торий-232 и плутоний-239. Благодаря им отпадает
необходимость в дорогостоящем изотопном обогащении, а цикл использования такого
топлива может быть доведен до 10–15 лет. При этом прогнозных запасов тория в
земной коре в три-пять раз больше, чем урана, а использование керамического ЯТ
из оксидных композиций на основе тория даст возможность создания сверхмалых и малых
энергетических установок для использования в удаленных и труднодоступных
регионах, на рудниках и карьерах. Но это далеко не все, что придумали
политехники.
«Коэффициент
использования урана очень низкий — в процессе работы реактора только
незначительная его часть в виде изотопа уран-235 выгорает, а остальное — в виде
урана-238 и продуктов деления — уходит на хранение. Но поскольку в России
месторождений урана очень мало, возникла идея, что остатки из отработавшего
топлива (уран-238) можно использовать для создания нового.
Кроме того, в реакторе всегда нарабатывается плутоний-239,
который также можно извлекать и использовать вместо урана-235. Тем не менее это
все равно останется керамическим ядерным топливом со всеми его недостатками, но
его можно усовершенствовать», — рассказывает доцент отделения ядерно-топливного
цикла ТПУ Александр
Каренгин.
По его словам, одним из перспективных направлений
дальнейшего развития ядерной энергетики является использование дисперсионного
ЯТ, в котором включения из делящихся материалов (уран, торий, плутоний) в виде
оксидных композиций размещают в матрице, имеющей высокий коэффициент
теплопроводности и низкое сечение резонансного поглощения нейтронов.
Применение матрицы из порошков металлов (алюминий,
молибден, вольфрам и другие) увеличивает коэффициент теплопроводности, но
приводит к ухудшению нейтронного баланса из-за резонансного поглощения
нейтронов. К тому же использование металлов в качестве матрицы чрезвычайно
дорого, поэтому политехники предложили использовать в качестве нее оксиды
тугоплавких металлов, например оксид магния, который широко используется в
теплонагревательных элементах.
Однако применение внешнего гелеобразования (золь-гель
процесса) для получения из смешанных водных нитратных растворов (ВНР) оксидных
композиций сопряжено со следующими недостатками: многостадийность,
продолжительность, низкая производительность, необходимость использования
химических реагентов, дополнительное водородное восстановление, высокая
себестоимость. К несомненным преимуществам применения плазмы для
плазмохимического синтеза оксидных композиций из диспергированных смешанных
растворов ВНР по сравнению с золь-гель процессом и технологией, основанной на
раздельном получении и механическом смешении оксидов металлов, следует отнести:
одностадийность, высокую скорость, возможность активно влиять на размер и
морфологию частиц, компактность технологического оборудования. Однако
плазменная переработка только смешанных растворов ВНР требует огромных
энергозатрат (до 4 МВт·ч/т) и не позволяет получать в одну стадию оксидные
композиции требуемого стехиометрического состава без дополнительного
водородного восстановления.
Впервые предложен прямой плазмохимический синтез в
воздушно-плазменном потоке оксидных композиций из диспергированных горючих
водно-органических нитратных растворов (ВОНР), включающих органический
компонент (спирты, кетоны и другие) и имеющих низшую теплотворную способность
не менее 8,4 МДж/кг.
Плазменная
обработка таких растворов приведет к существенному снижению удельных
энергозатрат на их переработку (с 4,0 до 0,1 МВт·ч/т), позволит значительно
увеличить производительность плазменных установок, а также обеспечит условия в
плазмохимическом реакторе установки для прямого синтеза в воздушной плазме
наноразмерных сложных оксидных композиций, имеющих гомогенное распределение
фаз, высокую теплопроводность, а также требуемый стехиометрический состав без
дополнительного водородного восстановления.
«Также впервые мы предлагаем применить после
плазмохимического реактора охлаждение — закалку — в центробежно-барботажных
аппаратах продуктов плазмохимического синтеза. Таким образом, можно будет
управлять физико-химическими и технологическими свойствами получаемых порошков
сложных оксидных композиций, — подчеркивает политехник. — Установка
потребляет от сети 100 кВт электрической мощности и выдает через
высокочастотный факельный плазмотрон 60 кВт в виде воздушно-плазменной струи.
Этой мощности достаточно для переработки 1000 л/ч раствора ВОНР вместо 10 л/ч
раствора ВНР. Получается, что при той же самой потребляемой электрической
мощности можем поднять производительность установки в 10 раз, — отмечает
Александр Каренгин. — Кроме того, когда мы перерабатываем растворы ВОНР, в
реакторе установки с каждой тонны вырабатывается много тепловой энергии,
которую мы можем использовать для технологических и бытовых нужд.
Допустим что
мы тратим 100 кВт электрической мощности на тонну раствора ВОНР — это условно
300 рублей по затратам электроэнергии, — и получаем примерно 2,0 МВт ч/т (1,7
Гкал/т) тепловой энергии. Исходя из стоимости 500 рублей за 1 Гкал мы на выходе
получаем около 800 рублей, то есть остаемся в плюсе — 500 рублей с каждой тонны
— это фантастика! Безусловно, наш подход очень перспективный».
По словам Александра Каренгина, результаты проведенных
исследований в ТПУ на модельных растворах ВОНР будут использованы для создания
и промышленного освоения энергоэффективной технологии крупнотоннажного
плазмохимического синтеза наноразмерных оксидных композиций для перспективных
типов ядерного топлива, например дисперсионного, REMIX, MOX и др. Это позволит
развернуть промышленное производство конкурентоспособного ядерного топлива и
его поставку на действующие в России и за рубежом атомные электростанции.
Сайт Томского
политехнического института