Ядерное горючее - делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной
цепной реакции деления.
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).
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 Кв, 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
Кв 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 Кв>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 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.
Рис. 2. Цепочка радиоактивного распада 232U.
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.
* 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" 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.
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.
И. С. Головнин