Ядерное горючее

делящееся вещество, нуклиды, которые входят в состав ядерного топлива (См. Ядерное топливо) и обеспечивают цепную реакцию деления ядер.

nuclear fuel

ЯДЕРНОЕ ГОРЮЧЕЕ

-делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления.

К Я. г. относятся такие нуклиды, к-рые при взаимодействии с нейтронами делятся с испусканием не менее двух нейтронов и, кроме того, обладают ядерно-физ. свойствами, обеспечивающими создание критической массы в реальных геом. размерах активной зоны реактора. Требованиям, предъявляемым к Я. г., удовлетворяют четно-нечётные ядра актиноидов (с чётным числом протонов и нечётным числом нейтронов), в т. ч. природный изотоп ²³⁵U, искусств. изотопы ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴³ Рu, к-рые делятся во всём спектре энергий нейтронов, начиная с тепловых, и способны создавать цепные реакции деления. Четно-чётные ядра актиноидов (природные изотопы ²³⁸U, ²³² Th, искусств. изотопы ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu и др.) могут делиться только на нейтронах с энергией 1 МэВ и более. Используя эти изотопы, невозможно создать цепную реакцию вследствие низких вероятности деления и ср. выхода нейтронов. Однако в процессе ней-. тронного захвата эти ядра способны превращаться в делящиеся изотопы. Т. о., открывается реальная возможность в о с п р о и з в о д с т в а Я. г. и возвращения его в топливный цикл (замкнутый топливный цикл).

Наиб. значение для воспроиз-ва Я. г. имеют природные изотопы ²³⁸U и ²³²Th (рис. 1), к-рые при поглощении нейтронов образуют несуществующие в природе изотопы ²³⁹ Рu и ²³³U (о б о р о т н о е Я. г.). Природный уран в осн. состоит из ²³⁸U и лишь на 0,714 % по массе из изотопа ²³⁵ U. Природный торий состоит практически полностью из ²³²Th. Как исходный материал для воспроиз-ва Я. г. изотопы ²³⁸U и ²³²Th получили назв. "топливного сырья". Эффективность воспроиз-ва Я. г. определяется коэф. воспроиз-ва К _в, равным отношению кол-ва воспроизведённого Я. г. к кол-ву "выгоревшего" за то же время и существенно зависящим от нейтронного энергетич. спектра реактора. В реакторах на тепловых нейтронах К _в не превышает 0,5-0,8. Повысить кол-во использованного природного урана за счёт воспроиз-ва в тепловых реакторах возможно не более чем на 2 % по массе. В реакторах на быстрых нейтронах К _в>1, что обеспечивает расширенное воспро-из-во Я. г. и практически полное использование всего добываемого урана, а в будущем и тория (см. Реактор-размножитель).

Рис. 1. Цепочки превращений ²³⁸U - ²³⁹Pu и ²³²Th - ²³³U.

При делении ядер актиноидов выделяется энергия 200 МэВ на один акт деления. Эта энергия распределяется между разлетающимися осколками ядра и возникающими частицами. Ок. 90% энергии (кинетич. энергия осколков и частиц) превращается в тепловую. В результате деления 1 г ²³⁵U выделяется 1 МВт ^. сутки энергии. Энергетич. эквивалент 1 г плутония соответствует 1 т нефти.

В земной коре содержится до 10¹⁴ т урана. Разведанные запасы урановых руд во всём мире, разработка месторождений к-рых экономически оправдана, составляют более 5 млн. т, что по энергетич. эквиваленту в десятки раз превышает запасы угля. Тория в земной коре в 4-5 раз больше, чем урана, однако разведанных запасов его руд не более 2 млн. т. Добыча и переработка урановых и в особенности ториевых руд - трудоёмкий и дорогостоящий процесс в связи с низким содержанием извлекаемых компонентов. Богатой считается руда, содержащая неск. процентов урана, а рентабельность добычи бедных руд при совр. уровне технологий ограничивается содержанием урана 0,02% по массе.

Торий (²³²Th) как сырьевой материал для получения делящихся ядер ²³³U пока не нашёл применения по неск. причинам: ²³²Th не образует богатых месторождений, технология его извлечения из руд сложнее; кроме того, ²³²Th наряду с ²³³U даёт изотоп ²³²U, к-рый при распаде образует g-активные ядра (²¹²Bi, ²⁰⁸Tl), ухудшающие радиац. свойства Я. г. (рис. 2).

Ядерное топливо. Я. г. в чистом виде в ядерном реакторе использоваться не может из-за низкой темп-ры плавления, хим. активности, коррозионной неустойчивости, высокого уд. энерговыделения и др. причин. Вещество, содержащее делящиеся нуклиды и размещаемое в виде сердечников тепловыделяющих элементов ( ТВЭЛов )в активной зоне реактора, наз. я д е р н ы м т о п л и в о м. Оно представляет собой радиационно и химически устойчивую композицию. Горючая компонента в топливе составляет сравнительно небольшую часть.

Рис. 2. Цепочка радиоактивного распада ²³²U.

По хим. составу топливо может быть металлическим (U, Pu, сплавы) либо керамическим, с использованием стойких в реакторных условиях хим. соединений (оксиды, карбиды, нитриды и др.). По степени возрастания коэф. воспроиз-ва ядерное топливо располагается в след. порядке: (U, Pu)O₂, (U, Pu)C, (U, Pu)N, сплавы. Преимущества керамич. топлива: высокая темп-pa плавления, совместимость с материалами оболочек ТВЭЛов и теплоносителем. К недостаткам относятся более низкая теплопроводность по сравнению со сплавами, повышенное поглощение нейтронов, низкая прочность и др. В табл. приведены нек-рые свойства топливных материалов при комнатной темп-ре.

* Не определена.

Наиб. широкое применение получило диоксидное топливо. В реакторах с жидкометаллич. охлаждением представляется оптимальным использование нитридного уранового и уран-плутониевого топлива. Изучается также возможность использования металлич. топлива в виде сплава U-Pu-Zr и др. Топливо в ТВЭЛах, как правило, гомогенное. Иногда применяется т. н. дисперсионное, или матричное, топливо, когда крупицы топлива (чаще в виде керамики) включаются в матрицу из инертного (неделящегося) разбавителя, обладающего хорошими ядерными и механическими свойствами и приемлемой теплопроводностью.

Существенное влияние на ресурс работы топлива и ТВЭЛов оказывают неравномерность энерговыделения в активной зоне, определяющаяся искажением нейтронных полей, вносимым регулирующими стержнями (переходные мощностные режимы) и утечкой нейтронов из объёма активной зоны реактора, а также "выгорание" Я. г., соответствующее массовому накоплению осколков в топливе.

"Выгорание" Я. г. достигает 2-6 % по массе в реакторах на тепловых нейтронах и более 10% - в реакторах на быстрых нейтронах. Оно приводит к существенному изменению свойств топлива: возникает зашлаковывание высокопоглощающими нейтроны нуклидами, носящее нестационарный характер, изменяется кристаллич. структура топлива, снижается темп-ра плавления, изменяются теплофиз. и прочностные характеристики и т. д. Накопление и выход из топлива хим. активных легколетучих элементов приводят к деградации свойств материалов ТВЭЛов. В металлич. топливных композициях накапливающиеся осколки входят в кристаллич. решётку по типу замещения или внедрения с последующим выделением избыточных фаз. При делении ядер элементов, связанных в хим. соединения, освобождаются соответственно О ₂, С, N₂, ³/₄ из к-рых, соединяясь с осколочными элементами, могут переходить в твёрдый раствор топливной матрицы с последующим выделением избыточных фаз. Осoбую роль играют газовые осколочные элементы - ксенон и криптон, создающие по мере накопления значит. избыточное давление в порах топливного материала и под оболочкой ТВЭЛа. В результате этих процессов происходит общее "распухание" топливного материала примерно от 0,4 до 2,5 % на 1 % выгоревших актиноидов в зависимости от условий облучения и типа топливной композиции.

Неравномерность энерговыделения, нестационар. мощностные режимы, формоизменение и деградация свойств топливных материалов - осн. явления, определяющие допустимый уровень напряжений в оболочках и ресурс работы топлива и ТВЭЛов. Дисперсионные металлокерамич. и керметные топливные композиции позволяют повысить ресурс "работоспособности" ТВЭЛов.

Замкнутый ядерный топливный цикл. К числу осн. предприятий ядерного топливного цикла помимо специализир. транспорта относятся рудники и рудоперерабатывающие заводы, произ-ва разделения изотопов урана, произ-ва ТВЭЛов и тепловыделяющих сборок (ТВС) из природного и оборотного горючего, ядерные энергетич. реакторные установки, радиохим. заводы по переработке отработавших ТВЭЛов и топлива и фракционированию радиоизотопов в отходах радиохим. произ-в, установки отверждения отходов временного контролируемого хранения, могильники (рис. 3).

Рис. 3. Урановый и уран-плутониевый замкнутые ядерные топливные циклы.

Отработанное ядерное топливо после извлечения из реактора обладает наведённой активностью в неск. млн. Ки на тонну, обусловленной содержанием 3-10 % и более осколочных элементов, в осн. короткоживущих. При хранении в течение 2-4 месяцев его активность падает на два-три порядка, затем спад замедляется. Осн. масса дол-гоживущих радиоизотопов распадается до уровня естеств. фона за 300-400 лет, после чего может быть захоронена. Относительно небольшая доля радионуклидов (~1 %)- малые актиноиды и нек-рые осколки, напр., ⁹⁹ Тс, ¹²⁹I, ¹⁵⁰Gd с периодами полураспада от десятков до сотен тыс. лет и более - длительно сохраняют высокую радиоактивность и не могут быть захоронены в геол. формации Земли. Такие радионуклиды подлежат извлечению при фракционировании отходов и превращению (трансмутации) в делящиеся или короткоживущие изотопы путём облучения в спец. ядерных реакторах. Использование реакторов на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно "выжигать" все актиноиды, а также уничтожать актиноиды, накапливающиеся в реакторах на тепловых нейтронах, вследствие эфф. превращения их в делящиеся нук-лиды.

Регенерируемый в замкнутом топливном цикле уран при многократном использовании накапливает в заметных кол-вах изотопы ²³⁴U, ²³⁶U (балласт), снижающие ядерные характеристики топлива, и ²³²U, ухудшающий его радиац. свойства. Восстановление эксплуатац. характеристик регенерируемого урана возможно путём разделения изотопов с последующей трансмутацией балластных.

Лит.: Уолтер А., Рейнольдc А., Реакторы-размножители на быстрых нейтронах, пер. с англ., М., 1986; Физические величины. Справочник, под ред. И. С. Григорьева, Е. 3. Мейлихова, М., 1991; Разработка, производство и эксплуатация ТВЭЛов энергетических реакторов, под ред. Ф. Г. Решетникова, М., 1995. И. С. Головнин.