Моделирование и исследование процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций для дисперсионного уран-ториевого ядерного топлива

Abstract

Керамическое ядерное топливо из диоксида урана, обогащенное по изотопу уран-235, наряду с несомненными достоинствами имеет и существенные недостатки: хрупкость, низкая теплопроводность, которая по температуре плавления ограничивает удельную мощность реактора, короткий период использования (до 3-5 лет), невозможность создания энергетических установок сверхмалой и малой мощности, ограниченный ресурс изотопа уран-235, большие расходы на переработку отработавшего ЯТ. Одним из перспективных направлений дальнейшего развития атомной энергетики является использование дисперсионного ЯТ, в котором включения из делящихся металлов (уран, торий, плутоний) в виде гранулированных оксидных композиций размещают в матрице, имеющей высокий коэффициент теплопроводности.

Ceramic nuclear fuel from uranium dioxide enriched in the uranium-235 isotope, along with the undoubted advantages, also has significant disadvantages: fragility, low thermal conductivity, which in terms of melting limits the specific power of the reactor, a short period of use (up to 3-5 years), the impossibility of creating power plants with low and ultralow, limited resource of the uranium-235 isotope, high costs of reprocessing spent nuclear fuel. Promising line of development of atomic energetics is usage of dispersion nuclear fuel. In such case, inclusion of fissile material (uranium, thorium, plutonium) in form of granulated oxide compositions (microspheres) is placed inside the matrix of material with high thermal conductivity coefficient.