последняя новость о ГТ-МГР такая - http://www.okbm.nnov.ru/russian/press/399-grmhr

п.с. а кто конкретно всучивал? (с) АтомИнфо.ру
ответил в личку :-)

Удивляет, что от этого "чуда" никто не отказался. При перспективах его экономичности. Хотя за чужие деньги (американские) можно что угодно делать...
IMHO, быстрее БРЕСТ на смешанном нитриде работающий увидим, чем осмысленный для наших реалий конечный проект ГТ-МГР.

если я ничего не путаю, то система финансирования разработок по направлению газового РБН такова: америкосы выделяют 50% требуемой суммы на такой-то период только при условии, что российская сторона подтвердит выделение оставшихся 50%.

Зачем нашей стране тратить деньги на разработку еще и газового РБНа?
Трех ведущихся направлений ну никак не хватает наверное.
Надо срочно начать еще и жидкосолевой РБН и РБН на жидкометаллическом топливе усиленно финансировать, для полной коллекции возможных проектов БР.
И незвать это все дело МЕГАПРОРЫВ...

это называется так: шагать шире, чем позволяют нам штаны

Искл. благодаря лоббистским усилиям одного конкретного академика. Исключительно.

Про СОУП.

Самое интересное, что он выгоден России, а не США. С точки зрения мобпотенциала, имею в виду. У нас плутония тупо больше, чем у них, а сокращают обе страны одинаково в абс. цифрах. В том числе, и поэтому янки не слишком настаивают на его срочном исполнении.

По ВОУ-НОУ ситуация несколько иная. Но и там своя весёлая история. Янки очень сильно ошиблись, когда согласились всего на 500 тонн.

Вот. Что-то позитивное. Правда со средствами доставки теперь у нас ... Впрочем, это, наверное, будет не по теме. Как и вопрос о том, почему нам пришлось продавать те самые 500 тонн.

Хм... А как связаны "средства доставки" с "теми самыми 500 т."? Вы что, думаете, что их собирались куда-то "доставлять"?

Отвечаю, уважаемый Dozik. Самоцитирование Да, оба-два подчеркнутых предложения, имеют логическую связь. Первое следует из договоров СНВ, второе - следствие проводимой гг. Горбачевым, Ельциным и последователями политики. А по СНВ-1, мощная конспирологическая теория строится, запросто. И 500 тонн ВОУ в СССР лишними не были. Впрочем, это, офф-топик.
Таким образом, доставлять я 500 тонн ВОУ не планировал. Есть более интересные материалы для БЧ.

Получается, формально открыт путь использованию некоторой части этих 34 тонн плутония в экспортных БН-800.

Другое дело что нам это не выгодно, с таким трудом созданный оружейный материал транжирить.
Наилучший вариант обеспечить первые две-три загрузки экспортных БН-800 состоит в предварительной переработке на "Маяке" ОЯТ ВВЭРов, с выдержкой свыше 50 лет и стоимостью выделения из ОЯТ входящей в стоимость контракта поставки реакторов. "Энергетического" невыделенного плутония накопилось почти 100 тонн, его состав приблизительно 60% Pu239, остальные 40% Pu240, Pu242, а также 238-й и 236-й изотопы.
В контракте условием поставки ТВС можно прописать возврат в Россию 239-го из экранов.



Привязка вопроса 34 тонн плутония к выходу США из договора по ПРО от 1974 года - самый простой вариант избавиться от ограничений в развитии быстрых реакторов, а также в вопросах их экспорта.
И не нужно при этом ссориться с американцами, нужно разъяснить им. Что старые договора мешают техническому прогрессу, что сложилась ситуация когда Индии и многим другим de-facto можно а нам нельзя.
Если они считают договор по ПРО устаревшим и приводят ту же самую аргументацию, пусть соглашаются что аналогичная ситуация в вопросах развертывания и экспорта быстрых реакторов.

При этом речь не идёт о том, чтобы разменивать выход США из договора по ПРО на снятие ограничений в развитии программы быстрых реакторов и их экспорте. Такой размен был бы не равноценным, договор по ПРО важнее.
Поэтому в пересмотренных договорах обеим сторонам должно позволяться создавать свою глобальную ПРО и развивать ПРО ТВД на базе модифицированных ЗРК, что сейчас фактически уже имеет место.

IMHO, для цели заправки экспортных вариантов БНов оптимален выбор топливного плутония из ОЯТ первых зон ВВЭР-210. С учетом прошедшего срока выдержки и распада 241Pu в этом ОЯТ (среднее выгорание около 13 МВт-сут/кг), среднее содержание плутония-239 в выделенном плутонии от ВВЭР-210 будет около 84-84.5% при доле плутония-240 в районе 13%. С такими характеристиками плутоний тоже непрофильно использовать можно, но на порядок с меньшей эффективностью.
Вылежавшееся 35-летнее ОЯТ ВВЭР-365 (среднее выгорание около 26-27 МВт-сут/кг) сейчас даст на выходе среднее содержание плутония-239 около 76-77% при доле плутония-240 в районе 20%, при содержании плутония-238 в районе 1%. Вот из этого ядерного материала "злобные пролиферанты" уже ничего нормального особо сделать не смогут, только таблетки топливные с таким материалом сложнее делать.

Эти характеристики соответствуют реакторному плутонию из ОЯТ ВВЭР-1000.

Такова официальная версия.

Вместе с тем сейчас существует и, более того, с каждым годом крепнет среди специалистов в России общее мнение, что преждевременная ликвидация запасов плутония была бы неисправимой ошибкой. Глобальная политическая ситуация неспокойнее, чем была 10 или 15 лет назад, появились и с каждым годом усиливаются новые геополитические вызовы, никуда не исчезли старые.
Баланс сил в мире меняется, надо закрепить своё место в нём, и незачем искусственно ослаблять собственные конкурентные позиции.

Сейчас ещё преждевременно говорить, примут ли и США для себя такую политическую платформу заблаговременно, или подождут пока перестанут быть мировыми лидерами по числу авианосцев, других вооружений. Для России уже сейчас приобрёл практическую актуальность вопрос о том, как после 2041 года удержать 13% мировой площади суши имея менее 1% мирового населения.
Учитывая влияние всех этих факторов, в предыдущее десятилетие не считалось нужным форсировать решение вопроса с утилизацией в ту или иную сторону /выполнение договора или выход из него/. Откладывание вопроса, напротив, имело высокую актуальность, что и видим на практике.



На самом деле БРЕСТ интересен как burner, способный производить плутоний в экране имея АЗ с минорными актинидами. Средняя энергия нейтронов в АЗ БН порядка 200 кэв, и там МА в основном нарабатываются а не делятся. Свинцовый или гелиевый теплоносители позволяют иметь спектр нейтронов со средней энергией уровня 800 кэв, там МА эффективно делятся и их можно конвертировать в плутоний в экранах из обеднённого урана.
Именно это обстоятельство делает осмысленным само создание свинцовых реакторов.

Понятие "избыточный плутоний" искуственное, идеологизированное, жизнеспособное до ближайшего мирового нефтяного кризиса /который точно произойдёт, это вопрос времени/.
Плутоний - ценнейшее сырьё дающее возможность запуска быстрых реакторов, чтобы сделать электрогенерацию независимой от нефти, газа и угля. Учитывая в первую очередь это, а не военные соображения, быстрые реакторы должны работать с максимальным коэффициентом воспроизводства. Иначе они останутся в единичных несерийных экземплярах, экспорт которых для получателя не имеет смысла за исключением освоения технологии натриевого теплоносителя.

И без того МВт установленной мощности БН, по советским оценкам, втрое дороже чем ВВЭР /не учитывая радиохимический завод ЗЯТЦ/ чтобы ещё искуственно занижать коэффициент воспроизводства.
В наших интересах как экспортёров долгосрочное сотрудничество, подразумевающее:
1. Экспорт аппаратов с максимальным КВ в дружественные страны. Стартовые загрузки наши, вопрос с нарабатываемым плутонием должен обсуждаться отдельно на двусторонних переговорах.
2. Совместное создание автоматизированного радиохимического завода. Можно вариант на Сахалине, можно вариант с двумя заводами на территориях обеих стран по одним и тем же чертежам.
3. Гарантии нераспространения заключаются в том, что относительно ЯО дружественная страна продекларирует неприменение первыми, этого достаточно.



Экспортируемые БН-800 и радиохимический завод могут стоять под контролем МАГАТЭ. Нет какой-либо разницы от того, что КВ выше единицы.

По вопросу необходимости иметь максимальный КВ, рассмотрим численный пример.
В Южной Корее сейчас установленная мощность энергетики 48 ГВт, для полного перехода на быстрые реакторы необходимы 30 блоков БН-1600. Пять АЭС по 6 блоков на каждой.
Они должны быть построены за 60 лет, по мере естественной замены действующих электростанций: новый энергоблок каждые 2 года. Строится он 8 лет, значит одновременно в постройке должны быть 4 реактора.
С самого начала программы развёртывания быстрых реакторов, нужно создавать роботизированный радиохимический завод, стремясь к внереакторному времени 1 год.
В таком случае даже при невысоком КВ цикла на уровне 1,2 учитывая время топливной кампании 1,5 года и что «1,2 в четвёртой степени» равно двойке, время удвоения плутония составит 10 лет.
Поскольку это (1/6) планового времени перехода на быстрые реакторы, и два в шестой степени 64, для старта программы необходимы 4 тонны плутония. По её выполнении через 60 лет в 30 БН-1600 будет 120 тонн плутония, ещё столько же в переработке на радиохимическом заводе.

Только в случае максимального КВ реактора и быстрой радиохимической переработки задача перевода электроэнергетики на ядерный первичный энергоноситель решаема в приемлемые сроки.
На практике КВ реактора, на плутонии равновесного состава, может оказаться менее оптимистичным, а выдержка ОЯТ и радиохимическая переработка более длительными. В таком случае, во избежание задержки набора мощности на начальном этапе, стартовая масса плутония должна быть не 4 тонны, а 20 или 30. В способности её предоставить на обсуждаемых условиях последующего возврата /после переработки ОЯТ ВВЭРов на "Маяке"/ последующего возврата, собственно и состоит одно из преимуществ сотрудничества с Россией по быстрым реакторам.

просто чтобы прояснить ситуацию: вы считаете, что никаких особо серьезных проблем с освоением производства МОКС-топлива для РБН в промышленном масштабе в России нет и все наблюдаемые задержки связаны исключительно с целью затянуть время и запутать вероятного противника?


Де-юре вроде бы нет, а де-факто как бы есть. Но пока все равно никто никому в мире не продал ни завод, ни РБН :-)
и потом, когда я говорил про контроль МАГАТЭ, то имел в виду тот факт, что объекты гражданской энергетики должны быть под ним, но это не касается военных установок (РУ для АПЛ).

Очень точно отражена мысль по смыслу свинцового быстрого реактора (СБР) для стран которые его рассматривают на перспективу. Именно свинцовый быстрый реактор как выжигатель-трансмутатор Np, Am и Cm. Причем как промышленную ЯЭУ с приемлемыми характеристиками выработки электроэнергии, окупающими затраты на создание таких реакторов (по сравнению с дорогостоящим долговременным хранением младших актинидов). Т.е. ниша свинцовых реакторов для большинства интересующихся стран - среднемощные промышленные ЯЭУ с удельной энергонапряженностью заметно ниже БНов, без излишнего фанатизма. Например, ни свинец ни нитридное топливо не впечатлило тех же французов и американцев.
Однако у нас перекос очередной наблюдается, дескать свинцовые реакторы должны заменить в перспективе натриевые. С перечислением кучи причин, выставляющих натриевый теплоноситель во всех его неоднозначных сторонах. Причина перекоса такого известна...
Для нашей страны на нынешний момент СБР вроде как и преимуществ особых не имеет по сравнению с БНом. А уж безбланкетный вариант в виде БРЕСТа тем более.
Для БРЕСТа на сегоднящний момент имеем недостатки:
1) малоизученные проблемы свинцового теплоносителя
2) малоизученные проблемы коррозии реакторных конструкционных материалов в свинцовом теплоносителе
3) нитридное топливо слабо изучено во всех аспектах, как и способы его переработки
4) для полного использования потенциала СБР со смешанным Pu-U нитридом необходимо использовать высокообогащенный 15N
5) неэффективно низкий КВ
6) более технически сложные насосы для перекачки свинца
7) сложные парогенераторы
Из плюсов БРЕСТа:
1) химическая инертность свинцового теплоносителя при его утечке
2) лучший нейтронный спектр для утилизации/трансмутации трансуранидов
3) меньшая загрузка топлива при одинаковой мощности с БНом
4) большая длина топливной кампании по сравнению с БНом
5) может работать на реакторном плутонии более худшего качества, чем нужный для БНов
6) достижима большая степень выгорания топлива (оксидного) по сравнению с БНом
Но сейчас у нас нет даже тонны выделеных младших актинидов (они у нас или ВАО или в ОЯТ), как и особого опыта с топливами на них.
Плутония топливного и реакторного у нас сейчас "вагон и маленькая тележка", плюс еще 34 тонны военного надо в угоду соглашений перерабатывать.
С переработкой ОЯТ быстровиков средних выгораний есть проблемы, а для ОЯТ высокого выгорания отечественный пирорепроцессинг еще на уровень опытно-демонстрационного производства не вышел.
Т.е. возникает вопрос, а в чем конкретно для нашей страны состоит прорыв "Прорыва" в плане разработки среднемощного свинцового БР?
Каких то сверхобещающих перспектив СБРов в нынешней и обозримой вперед ситуации пока не видно.
Но СБР беспорно нужно разрабатывать и до ума доводить. Поскольку для того же Маяка пара-тройка БРЕСТов были бы хорошими утилизаторами младших актинидов, с которыми рано или поздно все равно придется возиться.
Да и для флота отечественного малогабаритный интегральный свинцовый БР-самоед с режимами работы на ЕЦ и перезарядкой раз в 25-30 лет мог бы быть очень полезен.
Другое реальное применение СБРов в качестве модудбного компонета АСММ, для дальних мест, которых у нас не мало.
Ну и для наработки урана-233 из тория СБРы могли бы быть полезны.

Золотые слова.
Отцы основатели АЭ это 60 лет назад понимали и идею быстрых бридеров развивать начали.
Только нынешние политики и менеджеры этого в упор понимать не хотят тонкостей таких. Откуда и возникают совершенно дурацкие предложения по иммобилизации избыточного высокоценного энергетического материала, которым является оружейный плутоний. Ну от этого варианта ушли, заменив вариантом сжигания 34 тонн сверхценного материала абсолютно неэффективным способом по СУОП.
Разводят американцы нас в очередной раз, а мы ведемся как туземцы неразумные.
IMHO, переключение наших мыслей, технических усилий и времени на долгую возню с утилизацией 34 тонн высококачественного оружейного плутония не позволит нам нормально отработать научно-технические аспекты развития и оптимизации закрытого ЯТЦ с БНами на имеющемся у нас энергетическом плутонии. Ну а дальше придется, как не раз бывало у нас в разных направлениях, пытаться запрыгнуть в уходящий/ушедший поезд.

Немало путаницы наблюдается в отношении оценки средней энергии спектра нейтронов БНов и СБРов.
По одним данным СБРы имеют средней энергии спектра быстрых нейтронов на 100-150 кэВ выше, чем для БНов.
Американцы, например, пишут что для разных их вариантов проектов СБР средняя энергия спектра быстрых нейтронов составляет 400-450 кэВ (в зависимости от топлива оксидного, нитридного, металлического). На металлическом топливе вроде как спектр жестче.
Однако у вас оценка в 800 кэВ фигурирует. Это оценка для БРЕСТА?

Пространное интервью главного ПРОРЫВателя об организационной стороне проекта.
http://expert.ru/expert/2012/45/kak-v-avgu...yatogo/?n=66995

Заряжает оптимизмом, однако.
Пока идет речь о прогнозируемых затратах около 42-45 млрд. руб. на сей "ацкий прожект"...

а на неатомных грелках такое испытывалось?

http://atominfo.ru/news8/h0984.htm

Про результаты не спрашивайте, пожалуйста. По некоторым причинам отвечать не могу.

о , спасибо.

У нас по нему есть большое интервью с группой товарищей на снимках. Технические детали не прошли согласования в соотв. подразделениях, а печатать текст из одного предложения "Слава КПСС великому и мудрому!" не хотим уже мы.

Поэтому по техническим подробностям стенда, по результатам и т.п. не имею права что-либо раскрывать.

Из интервью В.М. Мурогова. Респект атоинфо.
http://www.atominfo.ru/newsc/l0657.htm

Вообще, ести посмотреть на идею БРЕСТА, то он собой предсталяет ЯЭУ с посредственными характеристиками с индивидуальным и самодостаточным ЯТЦ на уровне самовосполнения первоначально выделенных под это направление запасов ядерного топлива.
Какого прорыва в энергетическом будущем страны можно ожидать от таких реакторов?
Это равносильно установке планки определенного уровня энергообеспеченности страны, выше которого можно только прыгнуть усиленно уничтожая углеводородное сырье. Такая перспектива совсем не радует.
IMHO, только бридеры с КВ не ниже 1,25-1,35 имеют логический потенциал развития в уран-плутониевом цикле. А БРЕСТоподобные устройства это временный палиатив.
Т.е. вместо стратегии перспективного развития ЯТЦ в лице ПРОРЫВа имеем тактический ход сомнительной ценности.
Выше уважаемый товарищ KTN привел понятный и очевидный пример стратегии развития ЯТЦ для большинства идущих вперед стран.

Вот это уже контурно обрисованная стратегия развития будущего атомной энергетики, а не сиюминутные метания от одного вида теплоносителя и ядерного топлива к другим...

Она варьируется в широких пределах в зависимости от компоновки АЗ. Относительно 800 Кэв и Бреста, не в наших с Вами интересах выкладывать на открытый доступ всё что знаем. Как в любом деле, там есть свои ноу-хау.
К тому же, и бетонные работы на месте будущего реактора ещё не начаты.
Может оказаться, что первые загрузки БРЕСТа на обогащённом уране будут: больше запаздывающих нейтронов.

`Кроме того правительство перераспределит средства между инвестиционными проектами, выделив 300 миллионов рублей ФГБУ "НИЦ Курчатовский институт" на закупку оборудования и материалов для реализации инвестиционного проекта "Техническое перевооружение экспериментальной термоядерной установки токамак Т-15" за счёт средств предназначенных на реализацию инвестиционного проекта "Строительство комплекса по производству плотного топлива для реакторов на быстрых нейтронах".`

Таки всё? Прорвались?

Похоже таки да. Конец года близок. И термояд скоро реализуют, с 70-х ждем.

Владиленович вообще на этой неделе в ударе:

"Когда мы ее разрабатывали и утверждали несколько лет назад, мы исходили из того, что за десятилетие до 2020 года мы должны создать отдельные элементы, доказав их работоспособность. А создание демонстрационного комплекса - это уже задача на 2020-2030 годы. Сейчас мы предлагаем поставить даже более амбициозную задачу... Мы ставим задачу к 2020 году выйти не на демонстрацию отдельных элементов, - на создание полного комплекса", - сказал Кириенко на заседании президиума Совета при президенте по модернизации экономики и инновационному развитию РФ.

На прошлой тоже самое.


Росатом
или
http://www.atominfo.ru/newsc/l0725.htm

Дело осталось за малым, построить замещающие мощности на основе БРЕСТов, БНов, СВБРов и необходимое число промышленных реакторов.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...le&sid=4203

Директором Частного учреждения Росатома «Инновационно-технологический центр проекта «ПРОРЫВ» назначен М.В. Поздеев
http://www.rosatom.ru/journalist/news/3420...326b3dbb70a855f

Это сущие мелочи, с точки зрения глобальных планов Росатома по развитию ЯТЦ.

О Прорыве

http://proatom.ru/modules.php?name=News&am...le&sid=4228

Поскольку данный аспект ещё не обсуждался, может быть кто-то прокомментирует фрагмент интервью академика Б.И. Нигматулина:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=New...r=1&thold=0

Нитридное ядерное топливо нигде никогда и никем не использовалось в ядерной энергетике. Авторы утверждают, что радиационное распухание составит 1% на 1% выгорания топлива, воздействие топлива на оболочку твэлов к концу кампании избыточным газовым давлением будет менее 2МПа, аварийное охлаждение реактора предусмотрено с помощью воздушных теплообменников типа трубок фильда, опущенных в периферийные зоны реактора. Однако эти утверждения не обоснованы. Авторами не рассмотрен случай эффективности аварийного расхолаживания реактора, когда еще отключаются насосы. И вообще не рассмотрены все аварийные ситуации при отключении насосов. Авторы говорят о возможном перекрытии проходного сечения ТВС окислами свинца, но не раскрывают последствия этого.

Специалисты утверждают, что у нитрида очень невысокий температурный порог по работоспособности. Если твэл зальется свинцом, то получится массоперенос продуктов деления внутри твэла и газовые пузыри, от которых будут локальные пережоги оболочек с внутренней стороны. В любой ситуации с превышением температурного порога работоспособности этого топлива его "разорвет" внутренним давлением накопленных газообразных продуктов деления.

Высвобождение азота из нитридного топлива в процессе деления, по всей видимости, будет приводить к азотированию оболочки, к образованию нитридов и азидов продуктов деления. Азот через неплотности твэла может попасть в свинец, тогда образуется азид свинца, применяемый в военной промышленности, как взрывчатое вещество.

С химической точки зрения, ерунда написана. Поскольку даже для наиболее активных щелочных металлов взаимодействие с азотом приводит только к нитридам, но не к азидам.
Азиды металлов довольно хитрой комбинацией окислительно-восстановительных реакций получают, а не прокаливанием металлов в среде азота.
Свинец даже нагретый не является высокоактивным металлом.
Если логике БИНа следовать, то нитридное топливо и в БНе нельзя использовать, поскольку там взрывчатый азид натрий может получиться при разгерметизации твэлов.

Могу еще одну более реальную страшилку про потенциальные химические ужасы эксплуатации быстрого свинцового самовара рассказать.
В процессе деления в ОЯТ (хоть оксидном, хоть нитридном) накапливается иод I2 и тритий T2. Также стронций усиленно производится.
Если в твэле появятся трещины, то возможен контакт продуктов деления со свинцом и образование реакций:
1) SrI2 + T2 = Sr + 2TI
2) Pb+2Sr=PbSr2
3) T2+I2=2TI
4) PbSr2+4TI->PbT4+2SrI2
Так вот, при масштабной разгерметизации твэлов тритиевый газообразный плюмбан будет шуровать под крышку реактора, где будет скапливаться и при открытии ее потом для замены ОЯТ при взаимодействии с кислородом самовозгорится и взорвется, уделав все помещение следами радиоактивной НТО.

Ответ на эту статью сначала предлагали нам, мы отказались печатать по соображениям этики, и его опубликовали в Проатоме.

Там должен быть ответ Забудько на эти вопросы. Если к нему нужно что-то добавить, давайте - можем подойти к ней без "посредников" и спросить.

Кстати, Нигматуллин Б.И. - не академик. Он д.т.н. и профессор.

Не знаю, как будет в свинцовом реакторе, но в БН - над натрием газовая полость из аргона (продувается) и никаких контактов с воздухом (все операции - дистанционные). На БН-600 был единственный случай "вскрытия" "крышки" - в 1998, когда раковую опухоль со стенки ЦПК удаляли.

Судя по общей схеме БРЕСТ-ОД-300 - http://www.atomic-energy.ru/technology/36000 - процесс перегрузки будет примерно таким же, как у БН.

А на БОРе так и вообще не вскрывали, если правильно помню

Smith, спасибо за уточнение: действительно, известный академик http://www.nigmatulin.ru/ Нигматулин Р.И. не высказывался на данную тему.

Из присланных комментариев к словам д.т.н. Нигматулина Б.И. относительно азида свинца, остались два неясных момента:
когда осколки деления тормозятся в нитриде урана, в конце их пробега в районе трека температура достигает тысяч градусов.
Могут ли образоваться, эквивалентные азиду свинца по свойствам, азиды осколков деления в нитридном топливе в стенках треков?
Кроме того, рассеяние быстрых нейтронов на азоте даёт ядра отдачи, которые тоже могут образовать химические соединения в конце ионизационного пробега, в том числе со свинцом при разгерметизации ТВЭЛов в БРЕСТе и при использовании свинцовой теплопроводящей оболочки между стальной стенкой ТВЭЛа и UN.

Второй момент: в какой мере справедливо утверждение, что нитрид урана "никогда, нигде и никем не использовался" ?
Экспериментальные ТВЭЛы с ним изучались ещё в 1960-е. Однако без обогащения изотопом N15, которого в природном азоте 3.7 кг/т, нитридное топливо не может использоваться в реакторах на тепловых нейтронах из-за (n,p) реакции идущей с высоким сечением. В быстром реакторе применение N15 не обязательно, может использоваться природная смесь изотопов.

В 1960-е рассматривались несколько перспективных плотных топлив.
UO2: T_пл=2880 Цельсия, теор.плотность=10,97 г/cм3;
UC: T_пл=2370 Цельсия, теор.плотность=13,6 г/cм3;
UN: T_пл=2650 Цельсия, теор.плотность=14,3 г/cм3;
U3Si: T_пл=930 Цельсия, теор.плотность=15,6 г/cм3;
U(alfa): T_max=662 Цельсия, теор.плотность=19,04 г/cм3;
U(beta): T_max=769 Цельсия, теор.плотность=18,1 г/cм3;
U(gamma): T_пл=1129 Цельсия, теор.плотность=18,06 г/cм3;
U(gamma, 0% fissium, 10%Mo) : парциальная плотность урана =16 г/cм3;

Очевидно, что парциальная плотность кислорода в UO2 /1,3 г*см-3/ сопоставима с плотностью реакторного графита, и у быстрого реактора смягчается спектр.
Учитывая что U235 при средней энергии спектра нейтронов менее 200 кэв, имеет коэф-т eta тот же что и на тепловых нейтронах, очевидно стремление снизить разбавление делящегося материала любыми другими атомами.

Парциальная плотность урана в нитриде непринципиально отличается от случая легирования высокотемпературной гамма-фазы металлического урана цирконием или молибденом.
Однако насколько радиационно стойким может быть сделан металлический уран?
Полвека назад, когда металлическое топливо применялось в военных реакторах, достигалось выгорание до 4.000 МВт*суток на тонну тяжелых атомов. Более высокое и не требовалось, т.к. запасы реактивности на природном уране позволяли превышать эту величину только в тяжеловодных реакторах, а не в графитовых. В быстрых реакторах, напротив, желательны выгорания в 20 и более раз выше данной величины, либо конструкция реактора должна допускать непрерывную перегрузку топлива.

На данный момент Индия и Южная Корея делают ставку на металлическое топливо, связывая с ним надежды повысить КВ своих бридеров на 0,3 по сравнению с UO2.
"Прорыв" - официально делает ставку на высокотемпературное нитридное. Есть некие плюсы, запас по эффекту допплера на случай разгона реактора. Однако в целом, насколько она оправданная?

Образование азидов продуктов ядерного деления в нитридном топливе в высокотемпературных условиях кажется маловероятным.
Могли бы образововаться азиды Cs, Sr, Ba, но они обладают положительными величинами энергии образовании Гиббса и положительными величинами энтальпии образования. Все это приводит к тому, что с ростом температуры устойчивость этих азидов снижается, и при Т>280C они необратимо разлагаются.
Азиды многовалентных металлов еще более нестойкие. Даже прокаливание металлов типа Zr, Mo, U c азидами щелочных металлов дает только нитриды, но не азиды Zr, Mo, U.

Другое дело, что принципиально при хранении поврежденных твэлов с нитридным ОЯТ во влажных условиях гипотетически возможен следующий каскад реакций (упрощенно):
1) UN +3H2O -> U(OH)3 + NH3
2) 2Cs + 2NH3 -> 2CsNH2 + H2
В случае обработки азотной кислотой
3) 3CsNH2 + HNO3(разб) -> CsN3 + 2CsOH + H2O + NH3
Однако, цезий в нитридном ОЯТ вряд ли в элементарном виде (скорее в виде иодида или теллурида), и маловероятно чтобы какие-либо безумцы растворяли пирофорное нитридное ОЯТ в азотной кислоте.

В условиях работы свинцового реактора вообще очень сомнительно образование азидов продуктов деления и тем более свинца.

Другое дело, что при повреждении твэлов соединения иода в свинцовый теплоноситель могут выходить и давать PbI2, который кипит при 954°C и может осаждатся при температурах ниже 412°С забивая какое нибудь важное отверстие при отключении реактора на смену топлива или ППР.

Возможные реакции синтеза из-за рассеяния быстрых нейтронов в нитридном топливе:
14N + n -> 14C + p
14N + n -> 15N + γ
14N + p -> 15O + γ и далее 15O -> 15N + e(+) + νe
14N + T -> 16N + p и далее 16N -> 16O + e(-)
14N + α -> 17O + p
15N + n -> 14C + D
15N + p -> 12C + 4He

Вроде никаких особо страшных реакций не наблюдается, только что газообразные водород, дейтерий и гелий генерятся и из-за них более сильно будет распухать топливо.

а связывать их во что-то химически не получается? из-за температуры распадается?

Как минимум, гелий точно химически не свяжешь - инертный газ

гелий да, хотя я бы еще попытался растворить. а водород любопытно.

А литий там никак применить нельзя? Вроде как, он же неплохо с водородом при высокой температуре реагирует?

а с дейтерием в нейтронном поле еще лучше

А это дополнительный бонус. Если что пойдет не так, то с руинами АЭС возиться не придется.

не, это просто в другую ветку про гибриды.

А как обстоят дела с радиолизом нитрида с выделением газообразного азота? И куда уходит азот из выгоревшего нитрида?