Interested Article - Ядерное топливо

ТВС (тепловыделяющая сборка)
Топливные таблетки.

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.

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 235 U 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: 238 U (99,282 %), 235 U (0,712 %) и 234 U (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 235 U , а также сырьё 238 U , способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239 Pu ;
  • вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U , образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232 Th .

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

Разновидности:

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 UO 2 . 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⋅10 3 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 UO 2 , UC, PuO 2 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, 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.

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 (U 3 O 8 ), диураната натрия (Na 2 U 2 O 7 ) или диураната аммония ((NH 4 ) 2 U 2 O 7 ).
  • Перевод урана из оксида в тетрафторид UF 4 , или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF 6 , который используется для обогащения урана по изотопу 235.
  • Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием.
  • UF 6 , обогащенный по 235 изотопу переводят в диоксид UO 2 , из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Ториевое топливо

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

  1. Запасы урана достаточно велики;
  2. Образование 232 U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра 212 Bi , 208 Tl , 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 415 дней ] .

Регенерация

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 PuO 2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235 U.

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 . — 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. (рус.) . Авторский блог Алексея Зайцева . Дата обращения: 30 июля 2022. 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. от 15 октября 2013 на Wayback Machine // ATOMINFO.RU, 18.06.2012
  10. 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. . Отраслевое издание госкорпорации «Росатом» (25 ноября 2020). Дата обращения: 27 июня 2022. 27 июня 2022 года.
  13. A. B. Melent’ev, A. N. Mashkin, K. E. German. (англ.) // Theoretical Foundations of Chemical Engineering. — 2016-07-01. — Vol. 50 , iss. 4 . — P. 554–561 . — ISSN . — doi : .
Источник —

Same as Ядерное топливо