Ядерное топливо

Ядерное топливо (далее Я) вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. Существует только одно природное Я - которое содержит делящиеся ядра ²³⁵, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. "сырьевые" ядра ²³⁸, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра ²³⁹Ри, не существующие в природе (вторичное горючее):

Вторичным горючим являются также не встречающиеся в природе ядра ²³³, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами ²³²:

Я используется в ядерных реакторах, тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие Я и герметично заваренные. По составу Я может быть металлическим (включая сплавы), окисным, карбидным, нитридным и др. Основные требования к Я: хорошая совместимость с материалом оболочки ТВЭЛов; высокие температуры плавления и испарения, большая теплопроводность; слабое взаимодействие с теплоносителем; минимальное увеличение объема (распухание) в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и минимальная стоимость; простая технология регенерации (см. ниже) и др. Я, используемое в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, кроме того, должно обеспечить высокий коэффициент воспроизводства.

Я для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики, имеет обычно повышенное содержание изотопа ²³⁵ (2-4% по массе вместо 0,71% в естественном Существенный недостаток реакторов на тепловых нейтронах - низкий коэффициент использования природного Несравнимо более высокий коэффициент использования может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них используется с более высоким содержанием ²³⁵ (до 30%), а в будущем, по мере накопления запасов ²³⁹, будет использоваться смешанное Я с 15-20% . В этом случае вместо обогащенного может быть использован природный и даже обедненный ²³⁵, которого накопилось в мире уже достаточно большое количество. Обедненный (без ) используется также в экранной зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих на Я, количество накапливающегося ²³⁹Ри может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство Я Коэффициент воспроизводства зависит от состава Я По степени его возрастания Я располагается в следующем порядке: окисное (, Ри) О₂, карбидное (, ) , нитридное (, ) и металлическое в виде различных сплавов.

Производство Я (топливный цикл, см. рис.) начинается с переработки руд с целью извлечения из них При предварительной сортировке руды по g-излучению в отвал удаляют 20-30% породы с содержанием £ 0,01% (применяются и обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработка руды состоит в ее дроблении, кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении из осветленных растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси ₃₈. Для руд, бедных и легких для выщелачивания (особенно в трудных для горных работ условиях), применяют подземное выщелачивание а самом месторождении (для пластовых месторождений - через систему скважин, для жильных - в подземных камерах с предварительной отбойкой и дроблением руды взрывными методами).

Далее ₃₈ переводят или в тетрафторид ₄ для последующего получения металлического или в гексафторид ₆ - единственное устойчивое газообразное соединение используемое для обогащения изотопом ²³⁵. Обогащение осуществляется методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение). Далее ₆ переводят в двуокись которая используется для изготовления сердечников ТВЭЛов или для получения других соединений с той же целью.

К сердечникам ТВЭЛов предъявляются высокие требования в отношении стехиометрического состава и содержания посторонних примесей. Так, в сердечниках 113 ₂ соотношение (по массе) и металла должно быть в пределах 2,00-2,02; допустимое содержание и ₂ (по массе) соответственно не более 0,01-0,006% и 0,001%.

как сырьевой материал для получения делящихся ядер ²³⁵ не нашел широкого применения по ряду причин: 1) разведанные запасы в состояния обеспечить ядерную энергетику Я на многие десятилетия; 2) не образует богатых месторождений, и технология его извлечения из руд сложнее; 3) наряду с ²³⁵ образуется ²³², который, распадаясь, образует g-активные ядра (²¹², ²⁰⁸), затрудняющие обращение с таким Я и усложняющие производство ТВЭЛов:

4) переработка облученных ТВЭЛов с целью извлечения из них ²³³ является более трудной и дорогостоящей операцией по сравнению с переработкой ТВЭЛов.

В процессе эксплуатации ТВЭЛов Я выгорает далеко не полностью, в реакторах-размножителях имеет место воспроизводство Я (). Поэтому отработанные ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я для повторного его использования; и очищают от продуктов деления. Затем в виде ₂ направляют для изготовления сердечников, а , в зависимости от его изотопного состава, или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в ₆ с целью обогащения ²³⁵.

Регенерация Я - сложный и дорогостоящий процесс переработки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанционного управления всеми операциями даже после длительной выдержки отработавших ТВЭЛов в специальных хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое количество делящихся веществ, чтобы предупредить возникновение самопроизвольной цепной реакции. Большие трудности связаны с переработкой и захоронением радиоактивных отходов. Разрабатываются методы остекловывания и битумирования отходов, "закачка" слабоактивных растворов в глубокие горизонты Земли. Стоимость процессов регенерации Я и переработки радиоактивных отходов оказывает существенное влияние на экономические показатели атомных электростанций.

Лит.: технология облученного ядерного горючего, М., 1971; Паттон Ф. С., Гуджин Д. М., Гриффитс В. Л., Ядерное горючее па основе обогащенного М., 1966; Высокотемпературное ядерное топливо, М., 1969; Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С., Тепловыделяющие элементы реакторов, М., 1966.

Ф. Г. Решетников, Д. И. Скороваров.

	Copyright © 1999-2023 Oval.ru, All Rights Reserved.