Abstract
Since the 1970's, global efforts have been going on to replace the high-enriched (>90% 235U), low-density UAlx research reactor fuel with high-density, low enriched (<20% 235U) replacements. This search is driven by the attempt to reduce the civil use of high-enriched material because of proliferation risks and terrorist threats. American initiatives, such as the Global Threat Reduction Initiative (GTRI) and the Reduced Enrichment for Research and Test Reactors program have triggered the development of reliable low-enriched fuel types for these reactors, which can replace the high enriched ones without loss of performance. Most success has presently been obtained with U3Si2 dispersion fuel, which is currently used in many research reactors in the world. However, efforts to search for a replacement with even higher density, which will also allow the conversion of some high flux research reactors that currently cannot change to U3Si2 (eg. BR2 in Belgium), have continued and are for the moment mainly directed towards the U(Mo) alloy fuel (7-10 w% Mo). This paper provides an overview of the past efforts and presents the current status of the U(Mo) development
چکیده
از دهه 1970، تلاش های جهانی برای جایگزینی راکتور تحقیقاتی اورانیوم UAlx کم چگالی با غنای بالا (بیش از 90%235U) با راکتورهای چگالی بالای با غنای کم (بیش از 90% 235U) در حال انجام بوده است. انگیزه این تحقیق، تلاش برای کاهش کاربرد شهری مواد با غنای بالا به دلیل ریسک تکثیر و خطرات تروریستی است. ابتکارات امریکایی نظیر ابتکار عمل کاهش خطرات جهانی (GTRI) و برنامه کاهش غنی سازی برای راکتورهای تحقیقاتی و آزمایشی (RERTR) با هدف ایجاد انواع سوخت های با غنای کم و مطمئن برای این راکتورها بوده است که می توانند جانشین انواع سوخت با غنای بالا و بدون از دست دادن بازدهی شوند. بیشتر موفقیت در حال حاضر با سوخت پخشی (diffusion fuel)U3Si2 به دست آمده است که فعلا در بسیاری از راکتورهای تحقیقاتی جهان استفاده می شود. با این همه تلاش هایی برای یافتن یک جایگزین با چگالی بالاتر که امکان تبدیل برخی راکتورهای تحقیقاتی با شار بالا را که در حال حاضر نمی توانند به U3Si2 تغییر یابند را نیز فراهم نماید، در حال انجام است و عمدتا در حال حاضر به سمت سوخت آلیاژ U(Mo) (7-10 w% Mo) معطوف است. این مقاله مرروی را بر کارهای گذشته ارائه می دهد و وضعیت فعلی پیشرفت U(Mo) را نشان می دهد.
1-مقدمه
وقتی درباره سوخت هسته ای صحبت می کنیم، اغلب مردم در صنعت هسته ای، قرص های سیاه سرامیکی شامل اورانیوم یا مخلوطی از اکسیدهای اورانیوم و پلوتونیوم (MOX) را به یاد می آورند که غنی آنها از مرتبه 5%235U یا 7%Pu است. این در واقع سوخت مورد نظر برای همه راکتورهای قدرتی (LWR) در جهان است. با این حال اغلب راکتورهای تحقیقاتی با نوع سوخت متفاوتی تجهیز می شوند. از نظر تاریخی، راکتورهای تحقیقاتی عمدتا به دو دلیل ایجاد شده اند: تولید نوترون برای استفاده در آزمایشات باریکه پرتو در خارج از راکتور (راکتورهای لوله پرتو مثلا RHF در ILL، گرنوبل فرانسه یا FRM-II در TUM مونیخ آلمان) یا تولید نوترون برای پرتودهی مواد در قلب راکتور (راکتورهای آزمایشی مواد یا MTR مثل BR2 در SCK•CENبلژیک یا ATR در INL, Idaho Falls, USA). در هر دو مورد، هدف اصلی، تولید تا حد ممکن بیشتر نوترون در یک قلب فشرده است. بهترین روش برای انجام این کار، افزایش غنی سازی سوخت است و به همین دلیل تعداد زیادی از راکتورهای تحقیقاتی به غنای بیش از 90%235U در سوخت های خود رسیدند...