Ядерное топливо

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
ТВС (тепловыделяющая сборка)
Топливные таблетки.

Я́дерное то́пливо— материалы, которые используются вядерных реакторахдля осуществления управляемойцепной ядерной реакцииделения. Ядерное топливо принципиально отличается от других видовтоплива,используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоёмко, но и весьмаопаснодля 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 квалификациюперсонала,имеющего с ним дело.

Общая информация

[править|править код]

Цепная ядерная реакцияпредставляет собой деление ядра на две части, называемыеосколками 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 большойкинетической 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 называютпродуктами 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 ядра235Uмежду различными продуктами деления (вМэВ):

Кинетическая энергия осколков деления 162 81 %
Кинетическая энергиянейтроновделения 5 2,5 %
Энергияγ-излучения,сопровождающего захват нейтронов 10 5 %
Энергия γ-излучения продуктов деления 6 3 %
Энергияβ-излученияпродуктов деления 5 2,5 %
Энергия, уносимаянейтрино 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)[1].

Природный уран состоит из трёх изотопов:238U(99,282 %),235U(0,712 %) и234U(0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы изамедлительинтенсивно поглощаютнейтроны.В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. Вэнергетическихреакторах на тепловых нейтронахиспользуют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах набыстрыхипромежуточныхнейтронах 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[2].

Классификация

[править|править код]

Ядерное топливо делится на два вида:

  • природноеурановое,содержащее делящиеся ядра235U,а также сырьё238U,способное при захвате нейтрона образовыватьплутоний239Pu;
  • вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы233U,образующиеся при захвате нейтронов ядрамитория232Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

Разновидности:TRISO[англ.]

Теоретические аспекты применения

[править|править код]
На выделенном фрагменте этого муляжа ТВС с вырезанными для удобства обзора секторами ТВЭЛов видны топливные таблетки

Ядерное топливо используется вядерных реакторахв виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытыхтепловыделяющих элементах(ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен втепловыделяющие сборки(ТВС).

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

Металлическийурансравнительно 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 оболочкиТВЭЛов.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[3].

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,ксенонаи 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 температурыТВЭЛов.Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочкиТВЭЛа.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 послелегированияурана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количествомолибдена,алюминияи другихметаллов.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,карбидыи интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика —диоксид уранаUO2.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 сцирконием,ниобием,нержавеющей стальюи другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкаятеплопроводность— 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторахВВЭРна диоксида урана не превышает 1,4⋅103кВт/м², при этом максимальная температура в стержневыхТВЭЛахдостигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутонийотносится 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 применяютсядиоксид плутония,смеськарбидов плутонияскарбидами урана,сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2,UC, PuO2и других соединений урана и плутония размещают гетерогенный в металлической матрице изалюминия,молибдена,нержавеющей сталии др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливоПервой АЭСсостояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитыхмагнием.

Практическое применение

[править|править код]

НаАЭСи 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 типаРБМКвРоссии) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во времяремонтнойкампании (как на российских реакторахВВЭРили их аналогах в других странах,PWRи других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка вактивной зонереактора, 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 докризиса теплообмена водына 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[~ 2],которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, напримерКИУМа.Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различныекоэффициенты неравномерности энерговыделенияв 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 избыточнуюреактивностьсвежего 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 сборнымпоглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ[~ 3]— внесение с теми же целямигадолиниевоговыгорающего 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 300000Кюрирадиоактивных веществ, распад которых приводит к саморазогреву до значительныхтемператур(недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе до 300°C) и созданию опасных уровнейионизирующих излучений.Поэтому выгрузкуотработавшего топливаиз активной зоны реактора ведут под слоем воды, помещая его в специальныйбассейн выдержкив непосредственной близости от реактора. Вода защищаетперсоналот ионизирующего излучения, а сами сборки от перегрева. По мере выдержки в бассейне уменьшается радиоактивность топлива и мощность егоостаточного энерговыделения.Через несколько лет, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают из бассейна и отправляют насухое длительное хранениеили переработку[4][5][6][7].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

[править|править код]

Урановое топливо

[править|править код]

Урановоеядерное 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[~ 4],в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способподземного выщелачиванияруд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Череззакачные скважиныпод землю над месторождением закачиваетсясерная кислота,иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U (IV) до U (VI)), хотя руды часто содержат железо ипиролюзит,которые облегчают окисление. Черезоткачные скважиныспециальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное обогащение урана.
  • Для рудных месторождений:используютобогащение рудыирадиометрическое обогащение руды.
  • Гидрометаллургическая переработка — дробление,выщелачивание,сорбционноеилиэкстракционноеизвлечение урана с получением очищеннойзакиси-окиси урана(U3O8),диураната натрия(Na2U2O7) илидиураната аммония((NH4)2U2O7).
  • Перевод урана из оксида в тетрафторидUF4,или из оксидов непосредственно для получения гексафторидаUF6,который используется для обогащения урана по изотопу 235.
  • Обогащениеметодами газовой термодиффузии или центрифугированием.
  • UF6,обогащенный по 235изотопупереводят в диоксид UO2,из которой изготавливают «таблетки»ТВЭЛовили получают другие соединения урана с этой же целью.

Ториевое топливо

[править|править код]
Основная статья:Ториевая ядерная программа

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

  1. Запасы урана достаточно велики;
  2. Образование232U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра212Bi,208Tl,затрудняющие производствоТВЭЛов[9][10];
  3. Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дорожепереработки урановых.

Плутониевое топливо

[править|править код]

Плутониевоеядерное 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.[11]Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называетсяMOX-топливо(оксиды урана и плутония) иСНУП-топливо(нитриды урана и плутония)[12].Применение его в реакторахВВЭРнецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона[~ 5],на что не рассчитаны штатные системыуправления реактором[источник не указан 551 день].

Регенерация

[править|править код]
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 применяетсяпьюрекс-процесс,суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют вазотной кислоте,далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем полученный диоксид плутония PuO2направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение235U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный[13]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

[править|править код]
  • 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

[править|править код]
Комментарии
  1. ↑Нитридыобладают очень высокойплотностью,что является преимуществом при использовании топлива и обеспечивает высокуютеплопроводность.С 2010-х «ТВЭЛ» разрабатывают принципиально новый вид ядерного топлива — смешанное нитридное уран-плутониевое (СНУП-топливо) для энергоблока с реактором на быстрых нейтронахБРЕСТ-ОД-300;сейчас его экспериментальная партия проходит испытания в действующем энергетическом реактореБН-600наБелоярской АЭС.—Вечный двигатель рядомАрхивная копияот 29 июня 2021 наWayback Machine// 2021
  2. ↑Например в РоссииБИПР-7А(разработкиКурчатовского института) для ВВЭР иDINA-РБМКдля РБМК (разработкиНИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля) или программаWIMS-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 вeраз.
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.Архивировано30 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 ториюАрхивная копияот 15 октября 2013 наWayback Machine// ATOMINFO.RU, 18.06.2012
  10. ↑Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles of Future Nuclear Energy SystemsАрхивная копияот 12 ноября 2013 наWayback 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.Отраслевое издание госкорпорации «Росатом» (25 ноября 2020). Дата обращения: 27 июня 2022.Архивировано27 июня 2022 года.
  13. ↑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.—ISSN1608-3431.—doi:10.1134/S0040579516040205.
Источник —https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Ядерное_топливо&oldid=136638791