Ядерное горючее. РЕАЛЬНАЯ ФИЗИКА. Глоссарий по физике

К ядерному горючему 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 ядерному горючему, удовлетворяют четно-нечётные ядра актиноидов (с чётным числом протонов и нечётным числом нейтронов), в т. ч. природный изотоп ²³⁵U, искусств. изотопы ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴³Рu, 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 воспроизводства ядерного горючего и возвращения его в топливный цикл (замкнутый топливный цикл).

Цепочки превращений ядерного горючего

Наиб. значение для воспроиз-ва ядерного горючего имеют природные изотопы ²³⁸U и ²³²Th (рис. 1), к-рые при поглощении нейтронов образуют несуществующие в природе изотопы ²³⁹Рu и ²³³U (оборотное ядерное горючее). 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 ядерного горючего изотопы ²³⁸U и ²³²Th получили назв. "топливного сырья". Эффективность воспроиз-ва ядерного горючего определяется коэф. воспроиз-ва К_в, равным отношению кол-ва воспроизведённого ядерного горючего 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 ядерного горючего 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 г²³⁵U 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 ядерного горючего (рис. 2).

Ядерное топливо

Ядерное горючее в чистом виде в ядерном реакторе использоваться не может из-за низкой температуры 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. ядерным топливом. Оно представляет собой радиационно и химически устойчивую композицию. Горючая компонента в топливе составляет сравнительно небольшую часть.

По химическому 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 температуре.

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" ядерного горючего, соответствующее массовому накоплению осколков в топливе.

"Выгорание" ядерного горючего 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 температура 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 О₂, С, N₂, ³/₄ из к-рых, соединяясь с осколочными элементами, могут переходить в твёрдый раствор топливной матрицы с последующим выделением избыточных фаз. Особую 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., ⁹⁹Тс, 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.

Литература по ядерному горючему

Знаете ли Вы, что релятивистское объяснение феномену CMB (космическому микроволновому излучению) придумал человек выдающейся фантазии Иосиф Шкловский (помните книжку миллионного тиража "Вселенная, жизнь, разум"?). Он выдвинул совершенно абсурдную идею, заключавшуюся в том, что это есть "реликтовое" излучение, оставшееся после "Большого Взрыва", то есть от момента "рождения" Вселенной. Хотя из простой логики следует, что Вселенная есть всё, а значит, у нее нет ни начала, ни конца... Подробнее читайте в FAQ по эфирной физике.