Ядерное топливо - NiNa.Az

Я́дерное то́пливо — материалы, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоёмко, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело.

ТВС (тепловыделяющая сборка)

Топливные таблетки.

Общая информация

Цепная ядерная реакция представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления, с одновременным выделением нескольких (2—3) нейтронов, которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией. Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления — это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления. Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечётным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с чётным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра ²³⁵U между различными продуктами деления (в МэВ):

Кинетическая энергия осколков деления	162	81 %
Кинетическая энергия нейтронов деления	5	2,5 %
Энергия γ-излучения, сопровождающего захват нейтронов	10	5 %
Энергия γ-излучения продуктов деления	6	3 %
Энергия β-излучения продуктов деления	5	2,5 %
Энергия, уносимая нейтрино	11	5,5 %
Полная энергия деления	~200	100 %

Так как энергия нейтрино уносится безвозвратно, доступно для использования только 188 МэВ/атом = 30 пДж/атом = 18 ТДж/моль = 76,6 ТДж/кг (по другим данным (см. ссылку) 205,2 — 8,6 = 196,6 МэВ/атом).

Природный уран состоит из трёх изотопов: ²³⁸U (99,282 %), ²³⁵U (0,712 %) и ²³⁴U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.

Одна «таблетка» топлива для АЭС, весом 4,5 грамм дает 10¹⁰ Дж тепловой энергии.

Классификация

Ядерное топливо делится на два вида:

• природное урановое, содержащее делящиеся ядра ²³⁵U, а также сырьё ²³⁸U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний ²³⁹Pu;
• вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе ²³⁹Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы ²³³U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория ²³²Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

• металлическим, включая сплавы;
• оксидным (например, UO₂);
• карбидным (например, PuC_1-x)
• нитридным
• смешанным (PuO₂ + UO₂)

Разновидности: ^[англ.]

Теоретические аспекты применения

На выделенном фрагменте этого муляжа ТВС с вырезанными для удобства обзора секторами ТВЭЛов видны топливные таблетки

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза.

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: оксиды, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — диоксид урана UO₂. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У диоксида урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на диоксида урана не превышает 1,4⋅10³ кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низко плавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются диоксид плутония, смесь карбидов плутония с , сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO₂, UC, PuO₂ и других соединений урана и плутония размещают гетерогенный в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием.

Практическое применение

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевого выгорающего поглотителя непосредственно в топливную матрицу; этот способ имеет много важных преимуществ.

В отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, распад которых приводит к саморазогреву до значительных температур (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе до 300 °C) и созданию опасных уровней ионизирующих излучений. Поэтому выгрузку отработавшего топлива из активной зоны реактора ведут под слоем воды, помещая его в специальный бассейн выдержки в непосредственной близости от реактора. Вода защищает персонал от ионизирующего излучения, а сами сборки от перегрева. По мере выдержки в бассейне уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточного энерговыделения. Через несколько лет, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают из бассейна и отправляют на сухое длительное хранение или переработку. Также изучаются возможности окончательного захоронения ОЯТ без переработки, однако подобные решения еще не нашли практического воплощения в силу огромных сроков радиационной опасности непереработанного ОЯТ, исчисляемых сотнями тысяч лет.

См. также: Кампания ядерного реактора

См. также: Ядерный топливный цикл

Получение

Урановое топливо

Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:

• Для бедных месторождений: В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские и австралийские месторождения типа несогласия, в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные скважины под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U (IV) до U (VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит, которые облегчают окисление. Через откачные скважины специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное обогащение урана.
• Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды.
• Гидрометаллургическая переработка — дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U₃O₈), диураната натрия (Na₂U₂O₇) или диураната аммония ((NH₄)₂U₂O₇).
• Перевод урана из оксида в тетрафторид UF₄, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF₆, который используется для обогащения урана по изотопу 235.
• Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием.
• UF₆, обогащенный по 235 изотопу переводят в диоксид UO₂, из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

• Урановая руда, природное состояние
• Концентрат закиси-окиси урана (U₃O₈)
• Гексафторид урана (UF₆)
• Оксид урана (UO₂) в виде топливной таблетки

Ториевое топливо

Основная статья: Ториевая ядерная программа

Торий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин:

1. Запасы урана достаточно велики;
2. Образование ²³²U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра ²¹²Bi, ²⁰⁸Tl, затрудняющие производство ТВЭЛов;
3. Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

Плутониевое топливо

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо (оксиды урана и плутония) и СНУП-топливо (нитриды урана и плутония). Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором^{[источник не указан 911 дней]}.

Регенерация

Основная статья: Отработавшее ядерное топливо

При работе ядерного реактора топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим отработавшие ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования .

В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем полученный диоксид плутония PuO₂ направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение ²³⁵U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3—6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций.

Литература

• БСЭ
• Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
• Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Примечания

Комментарии

1. Нитриды обладают очень высокой плотностью, что является преимуществом при использовании топлива и обеспечивает высокую теплопроводность. С 2010-х «ТВЭЛ» разрабатывают принципиально новый вид ядерного топлива — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП-топливо) для энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 ; сейчас его экспериментальная партия проходит испытания в действующем энергетическом реакторе БН-600 на Белоярской АЭС. — Вечный двигатель рядом Архивная копия от 29 июня 2021 на Wayback Machine // 2021
2. Например в России БИПР-7А (разработки Курчатовского института) для ВВЭР и DINA-РБМК для РБМК (разработки НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля) или программа WIMS-D/4, использующаяся для расчёта некоторых европейских реакторов
3. Промышленная эксплуатация такого топлива в России насчитывает примерно 10 лет
4. Формирование урановых месторождений «типа несогласия» с богатыми рудами связывается, прежде всего, с древними (протерозойскими) рудообразующими процессами, проявленными в зонах структурно-стратиграфических несогласий (ССН). Соответственно, перспективными для обнаружения месторождений данного типа являются районы широкого развития докембрийских формаций — щиты, срединные массивы и выступы кристаллического фундамента. К таким тектоническим структурам в России относятся Балтийский щит, Воронежский кристаллический массив, Восточно-Саянский, Патомский и Алданский районы южного обрамления Сибирской платформы, Анабарский щит и Омолонский массив, примыкающая к Северному Ледовитому океану часть полуострова Таймыр и северо-восточное окончание Чукотки.
5. Период разгона реактора — время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз.

Источники

1. Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Т. 2/ Под ред. В. Ю. Баранова. — М.: Физматлит, 2005, с. 115.
2. В каких единицах измеряется ядерная энергия и энергетические характеристики урана и ядерного топлива  (рус.). Авторский блог Алексея Зайцева. Дата обращения: 30 июля 2022. Архивировано 30 июля 2022 года.
3. Харьковский физико-технический институт, Наукова думка, Киев, 1978, стр. 45.
4. Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982.
5. Т.Х.Маргулова. Атомные электрические станции. — М.: ИздАТ, 1994.
6. Б.А.Дементьев. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1986.
7. Пособие по физике реактора ВВЭР-1000.—БАЭС, ЦПП, 2003
8. англ. Yellowcake
9. МАГАТЭ выпустило документ по торию Архивная копия от 15 октября 2013 на Wayback Machine // ATOMINFO.RU, 18.06.2012
10. Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles of Future Nuclear Energy Systems Архивная копия от 12 ноября 2013 на Wayback Machine // IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-2.4, 2012, ISBN 978-92-0-125910-3
11. вопрос от нормальной редакции: укажите источники где, когда и кем были приняты попытки?
12. Ольга Ганжур. Почему нитрид лучше оксида для быстрых реакторов  (неопр.). Отраслевое издание госкорпорации «Росатом» (25 ноября 2020). Дата обращения: 27 июня 2022. Архивировано 27 июня 2022 года.
13. S. V. Gutorova, M. V. Logunov, Yu. A. Voroshilov, V. A. Babain, A. Yu. Shadrin, S. V. Podoynitsyn, O. V. Kharitonov, L. A. Firsova, E. A. Kozlitin, Yu. A. Ustynyuk, P. S. Lemport, V. G. Nenajdenko, A. V. Voronina, V. A. Volkovich, I. B. Polovov, K. N. Dvoeglazov, Yu. S. Mochalov, V. L. Vidanov, V. A. Kascheev, Yu. P. Zaikov, V. A. Kovrov, A. S. Holkina, D. Yu. Suntsov, E. D. Filimonova, O. V. Shmidt, V. I. Volk, A. B. Melentev, K. K. Korchenkin, K. E. German, Yu. A. Pokhitonov, I. G. Tananaev, E. Yu. Pavlyukevich, O. A. Bagautdinova, V. N. Alekseenko, L. N. Podrezova, V. V. Milyutin, N. A. Nekrasova, V. O. Kaptakov, L. I. Tkachenko, S. N. Kalmykov. Modern Trends in Spent Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Fractionation (англ.) // Russian Journal of General Chemistry. — 2024-12-01. — Vol. 94, iss. 2. — P. S243–S430. — ISSN 1608-3350. — doi:10.1134/S1070363224150015.
14. A. B. Melent’ev, A. N. Mashkin, K. E. German. The influence of deviations in process parameters on the purification of uranium from different radionuclides (англ.) // Theoretical Foundations of Chemical Engineering. — 2016-07-01. — Vol. 50, iss. 4. — P. 554–561. — ISSN 1608-3431. — doi:10.1134/S0040579516040205.