Ядерное топливо

вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции (См. Ядерные цепные реакции) деления. Существует только одно природное Я. т. — урановое, которое содержит делящиеся ядра ²³⁵U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра ²³⁸U, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра ²³⁹Ри, не существующие в природе (вторичное горючее):

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

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

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

Производство уранового Я. т. (топливный цикл, см. рис.) начинается с переработки руд с целью извлечения из них урана. При предварительной сортировке руды по γ-излучению в отвал удаляют 20—30% породы с содержанием урана ≤ 0,01% (применяются и обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработка руды состоит в её дроблении, кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении U из осветлённых растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси урана U₃O₈. Для руд, бедных ураном и лёгких 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 U₃O₈ переводят или в тетрафторид UF₄ для последующего получения металлического урана или в гексафторид UF₆ — единственное устойчивое газообразное соединение урана, используемое для обогащения урана изотопом ²³⁵U. Обогащение осуществляется методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение). Далее UF₆ переводят в двуокись урана, которая используется для изготовления сердечников ТВЭЛов или для получения других соединений урана с той же целью.

К сердечникам ТВЭЛов предъявляются высокие требования в отношении стехиометрического состава и содержания посторонних примесей. Так, в сердечниках 113 UO₂ соотношение (по массе) кислорода и металла должно быть в пределах 2,00—2,02; допустимое содержание F и H₂O (по массе) соответственно не более 0,01—0,006% и 0,001%.

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

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

В процессе эксплуатации ТВЭЛов Я. т. выгорает далеко не полностью, в реакторах-размножителях имеет место воспроизводство Я. т. (Pu). Поэтому отработанные ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я. т. для повторного его использования; U и Pu очищают от продуктов деления. Затем Pu в виде PuO₂ направляют для изготовления сердечников, а U, в зависимости от его изотопного состава, или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF₆ с целью обогащения ²³⁵U.

Регенерация Я. т. — 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. т. и переработки радиоактивных отходов оказывает существенное влияние на экономические показатели атомных электростанций (См. Атомная электростанция).

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

Ф. Г. Решетников, Д. И. Скороваров.

Рис. к ст. Ядерное топливо.

Рис. к ст. Ядерное топливо.

ЯДЕРНОЕ топливо - служит для получения энергии в ядерном реакторе. Обычно представляет собой смесь веществ (материалов), содержащих делящиеся ядра (напр., 239Рu, 233U). Иногда ядерное топливо называют ядерным горючим.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО, служит для получения энергии в ядерном реакторе в результате ядерной цепной реакции. Обычно представляет собой смесь, содержащую как делящиеся ядра, например 235U, так и ядра 238U или (и) 232Th, способные в результате захвата нейтронов образовывать делящиеся ядра 233U и 239Pu, не существующие в природе. Иногда ядерное топливо называется "ядерным горючим", хотя этот термин чаще применяют для обозначения только делящихся ядер.

atomic fuel, nuclear fuel, fissile material, fission(able) material, fuel material, nuclear material

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

вещество, к-рое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления.

.

Схема уранового топливного цикла для ат. электростанции (АЭС) электрич. мощностью 1 ГВт (легководный реактор).

Существует только одно природное Я. т.— урановое, к-роесодержит делящиеся ядра 235U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра 838U, способные захватывать нейтроны и превращаться в новые делящиеся ядра 239Pu, не существующие в природе (вторичное горючее):

.

Вторичным горючим явл. также но встречающиеся в природе ядра 233U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами 232Th:

.

Я. т. размещено в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) яд. реактора. По химич. составу Я. т. может быть металлическим (включая сплавы), карбидным, окисным, нитридным и др.

Урановое Я. т. для яд. реакторов на тепловых нейтронах имеет обычно повышенное содержание изотопа 235U (2—4% по массе вместо 0,71% в естеств. уране) и характеризуется низким коэфф. использования урана. Несравнимо более высокий коэфф. использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них пока применяется уран с высоким содержанием 235U (до 30%), но в будущем, по мере накопления запасов 239Pu, Я. т. будет служить смесь урана с плутонием, в к-рой будут использоваться природный уран и даже уран, обеднённый 235U (к-рого накопилось в мире уже большое кол-во). По степени возрастания коэфф. воспроизводства Я. т. располагается в след. порядке: (U, Pu)O2, (U, Pu)C, (U, Pu)N и металлическое Я. т. (сплавы).

Произ-во уранового Я. т. (топливный цикл; рис.) начинается с добычи и переработки урановых руд с целью получения очищенной закиси-окиси урана U3O8. Далее U3O8 переводят или в тетрафторид UF4 для последующего получения металлич. урана, или в гексафторид UF6— единств. устойчивое газообразное соединение U, используемое для обогащения урана изотопом 235U. Обогащение осуществляется методом газовой диффузии или центрифугированием (см. ИЗОТОПОВ РАЗДЕЛЕНИЕ). Далее UF6 переводят в двуокись или в др. соединения, к-рые используются для изготовления сердечников ТВЭЛов. К последним предъявляются жёсткие требования в отношении стехиометрич. состава и содержания посторонних примесей.

Торий 232Th как сырьевой материал для получения делящихся ядер 233U пока не нашёл применения по ряду причин: 1) Th не образует богатых месторождений, и технология его извлечения из руд сложнее; 2) наряду с 233U образуется 232U, к-рый, распадаясь, даёт g-активные ядра (212Bi, 208Тl), усложняющие произ-во ТВЭЛов:

.

Отработавшие ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я. т. для повторного его использования. U и Pu очищают от продуктов деления, затем Pu в виде PuO2 направляют для изготовления сердечников, a U в зависимости от изотопного состава или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF6 с целью обогащения изотопом 235U. Регенерация Я. т.— сложный процесс переработки высокорадиоактивных в-в, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанц. управления всеми операциями даже после длит. выдержки отработавших ТВЭЛов в спец. хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое кол-во делящихся в-в, чтобы предупредить возникновение спонтанной цепной реакции. Сложную проблему представляет переработка и обезвреживание радиоактивных отходов. Разработаны методы остекловывания и битумирования отходов и их захоронения в отвержденном виде в глубокие геологические формации.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО, различные химические и физические формы УРАНА и ПЛУТОНА, используемые в ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ. Жидкие виды топлива применяются в гомогенных реакторах; в гетерогенных реакторах используются различные формы топлива - чистые металлы и сплавы, а также оксиды и карбиды. Ядерное топливо обязательно должно иметь высокую теплопроводность, быть устойчивым к радиационному повреждению и доступным для производства.

я́дерное то́пливо

служит для получения энергии в ядерном реакторе. Обычно представляет собой смесь веществ (материалов), содержащих делящиеся ядра (например, ²³⁹Pu, ²³⁵U). Иногда ядерное топливо называют также ядерным горючим.

* * *

Я́ДЕРНОЕ ТО́ПЛИВО, служит для получения энергии в ядерном реакторе. Обычно представляет собой смесь веществ (материалов), содержащих делящиеся ядра (напр., ²³⁹Рu, ²³³U). Иногда ядерное топливо называют ядерным горючим.

используется для осуществления цепной ядерной реакции деления ядер в ядерном реакторе. Я. т., как правило, представляет собой смесь в-в (материалов), содержащих как делящиеся ядра (напр., ²³⁵U), так и ядра ²³⁵U или (и) ²³²Th, способные в результате нейтронной бомбардировки в активной зоне реактора образовывать делящиеся ядра ²³³U и ²⁸⁹Ри. не существующие в природе. Иногда Я. т. наз. ядерным горючим, хотя термин "ядерное горючее" используют также для обозначения делящихся ядер.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО — вещества, ядра которых делятся в ядерном реакторе под действием нейтронов с выделением огромного количества энергии. Для осуществления цепной реакции деления используют природный изотоп уран-235, искусственные изотопы урана-233 и плутония-239. К Я. т. будущего могут быть отнесены водород и литий. Помимо делящихся веществ оно содержит и сырьевые материалы для воспроизводства вторичного ядерного горючего. Иногда и весь состав Я. т. называют ядерным горючим.