Труды КНЦ (Технические науки вып.4/2025(16))

Введение Дисперсионное ядерное топливо, обладающее повышенной теплопроводностью и радиационной стойкостью, рассматривается в качестве перспективного варианта топливной композиции атомных станций малой мощности (АСММ), а также находит широкое применение в активных зонах реакторов различных типов: транспортных, материаловедческих и исследовательских [1]. В частности, такой вид топлива используется в исследовательских реакторах типа ИРТ-М — гетерогенных водо-водяных реакторах на тепловых нейтронах бассейного типа со стационарным потоком нейтронов. Тепловыделяющие сборки (ТВС) ИРТ-2М, ИРТ-3М, ИРТ-4М, разработанные для эксплуатации в исследовательских реакторах типа ИРТ [2], состоят из коаксиальных трубчатых твэлов квадратного сечения с закругленными углами. Поперечное сечение четырехтрубной ТВС ИРТ-2М, восьмитрубных ТВС ИРТ-3М и ИРТ-4М показано на рис. 1 [3]. Твэлы реакторов такого типа имеют трехслойное строение и состоят из оболочки и сердечника, представляющего собой крупку топливной композиции (оксиды или силициды урана), диспергированной в алюминиевой матрице. Оболочки твэлов выполняются из алюминиевого сплава САВ-1, относящегося к группе авиалей (системы Al - Mg - Si с содержанием кремния до 1,2 мас. %). Стандартный состав данного сплава приведен в табл. 1 [4]. Труды Кольского научного центра РАН. Серия: Технические науки. 2025. Т. 16, № 4. С. 22-28. Transactions of the Kola Science Centre of r A s . Series: Engineering Sciences. 2025. Vol. 16, No. 4. P. 22-28. Рис. 1. Поперечное сечение конструкционных элементов ТВС исследовательских реакторов типа ИРТ: а — трехтрубной ТВС ИРТ-2М; б — восьмитрубной ТВС ИРТ-3М; в — ИРТ-4М; 1 — оболочка твэла; 2 — труба-вытеснитель [3] Таблица 1 Состав сплава САВ-1 Элемент Al Si Mg Zn Fe Ni Мас. доля, % Основа 0,87 0,6 < 0,05 0,2 < 0,05 В настоящее время на заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк» реализован процесс растворения дисперсионного ОЯТ в алюминиевой матрице с применением азотной кислоты, основным недостатком которого можно считать образование большого объема потоков из-за высокой плотности и вязкости алюминийсодержащих растворов. Кроме того, в литературе отмечается достаточно низкая эффективность азотнокислого растворения A l-содержащих компонентов твэлов, в связи с чем рекомендуется катализировать процесс, вводя в систему ^ 2+-ионы [5]. Обращение с такими потоками, образующимися после стадии растворения твэлов, существенно усложняет стандартную гидрометаллургическую схему переработки ОЯТ. В качестве альтернативного варианта предлагается процесс щелочного растворения, при котором достигается практически полное удаление дисперсионной матрицы (алюминия или его сплавов). Предполагается, что потери ядерных материалов (ЯМ) при использовании данного подхода будут минимальными по причине низкой растворимости оксидов U, Pu и Np [6 -9 ]; тем не менее имеющиеся данные являются противоречивыми и требуют уточнения. ЯМ и продукты деления (ПД) после © Коптяева А. Г., Артоболевский С. В., Подрезова Л. Н., Баркова А. В., Линник К. И., 2025 23