Соединённые Штаты планируют построить быстрый исследовательский реактор VTR с натриевым теплоносителем. Облик нового реактора пока неизвестен, но в качестве поддерживающей технологии выбрана технология PRISM.
С большой вероятностью можно предполагать, что в качестве топлива для нового реактора будет выбрано металлическое топливо. В этой связи стоит вспомнить, какие работы по металлическому топливу проводились в США в последние годы.
Обзор американской программы по топливу для быстрых реакторов был сделан в статье, подготовленной Джоном Кармаком и др. для конференции FR17 в Екатеринбурге.
В нём отмечается, что металлическое топливо привлекло внимание разработчиков практически с самого начала истории развития быстрой программы.
Исходно в пользу металла говорили такие соображения, как лёгкость изготовления и высокая плотность делящихся материалов (это позволяет достигать высоких показателей воспроизводства ядерного горючего).
В последующие десятилетия технология металлического топлива продолжала разрабатываться. По мере её развития становится возможным говорить о таких преимуществах металла, как высокая надёжность и глубокие выгорания топлива, устойчивая к распространению переработка, дистанционное изготовление, достижение пассивной безопасности реакторов.
По мнению авторов, эти и другие характеристики делают металлическое топливо привлекательной технологией для будущих быстрых натриевых реакторов.
Как известно, в США до последнего времени не было конкретных планов по строительству быстрых реакторов (проект VTR получил финансирование после екатеринбургской конференции). Поэтому исследования в области металлического топлива в США проводились под флагом изучения трансмутации младших актинидов.
Попытки гомогенно добавлять нептуний и америций в традиционные сплавы U-Pu-Zr в США предпринимались в ранние 90-ые годы в рамках программы по реактору IFR.
Оказалось, что при изготовлении топливного стержня стандартным методом литья в вакууме (counter gravity injection casting method), применявшимся ещё на производстве металлического топлива для EBR-II, возникают большие потери америция из-за его высокой летучести - не удалось внедрить в сплав до 40% америция.
Выявились и другие проблемы - например, большие потери металла при производстве. Так, в тигле после литья оставалось до 30-40% расплавленной шихты.
По этим причинам американские исследователи занимались поиском более подходящих методов литья - например, литья под избыточным давлением аргона для предотвращения улетучивания америция.
После опытов со сплавом U-10Zr на следующем этапе (в конце 2013 года) в США была введена в строй экспериментальная печь GACS (Glovebox Advanced Casting System), на которой стартовали экспериментальные работы с реальными композициями.
Первые итоги, по мнению авторов, обнадёживают - удалось продемонстрировать возможность сведения практически к нулю потерей америция при изготовления: "Путь к (массовому) производству металлического топлива с нулевыми потерями (в том числе младщих актинидов) представляется возможным".
Облучательные эксперименты с металлическим топливом проводились, в виду отсутствия в США быстрых исследовательских реакторов, в реакторе ATR в национальной лаборатории Айдахо. Соответствующая программа стартовала в 2003 году.
Облучение тестовых материалов в ATR производилось внутри покрытых кадмием каналов. Это позволило устранить более чем на 99% тепловые нейтроны, сформировать эпитепловой спектр нейтронов и подходящий температурный профиль по облучаемым образцам (миниатюрным топливным стержням).
До конференции FR17 были завершены две серии облучательных экспериментов - AFC-1 и AFC-2.
Были изучены около 20 различных сплавов. Выгорание варьировалось до 30%, содержание плутония - до 30%, америция - до 12%, нептуния - до 10%, циркония - от 10% до 60%. В целом поведение топлива соответствовало известному поведению металлического топлива без младших актинидов и с меньшим содержанием плутония и циркония.
Эксперименты в ATR не референтны условиям в быстрых реакторах с точки зрения набора повреждающей дозы. Это означает, что в подобных экспериментах не выйдет получить корректные данные по поведению оболочек. Более того, вопросы вызывает референтность даже для топливных материалов.
Поэтому на реакторе "Phenix", когда он ещё работал, в рамках эксперимента FUTURIX-FTA в течение 235 эффективных суток (выгорание до 12%) были облучены две композиции металлического топлива - Pu-12Am-40Zr и U-29Pu-4Am-2Np-30Zr. Постреакторные исследования облучённых композиций к дате конференции FR17 ещё продолжались. Результаты будут использованы при анализе применимости экспериментов в ATR.
Имеющаяся ферритно-мартенситная сталь HT-9 обеспечивает работу оболочек при температурах до 500°C и повреждающих дозах до 200 с.н.а.
Для выхода за названные пределы необходимы иные материалы. Это могут быть другие ферритно-мартенситные стали, дисперсноупрочнённые (ODS) стали или перспективные сплавы.
Среди направлений дальнейших исследований в области топлива для быстрых реакторов авторы доклада выделили, в частности, такое направление как замена циркония в металлическом топливе на другие материалы.
Проблема металлического топлива с цирконием заключается в том, что с увеличением в нём содержания трансурановых элементов снижается его температура плавления (солидус). Компенсировать это явление можно путём увеличения весовой доли циркония в сплаве выше 10%.
С точки зрения поведения в реакторе к топливу с повышенным содержанием циркония существенных вопросов нет, но его очевидный недостаток - меньшее содержание топлива и младших актинидов.
Альтернативный вариант - использование других матриц. В качестве таковых, авторы доклада называют сплав Mo-Ti-Zr или тантал.
Хотя уран и тантал не смешиваются, американским исследователям удалось получить сплав U-Zr-Ta (в статье в качестве примера приводится сплав U-10Zr-5Ta). Небольшие добавки тантала способны значительно увеличить солидус, а также стабилизировать гамма-фазу урана при температурах меньших, чем для случая сплава U-Zr без тантала.