Ядзернае паліва

Зьвесткі зь Вікіпэдыі — вольнай энцыкляпэдыі
Перайсьці да: навігацыі, пошуку
Уранавая руда
Ядзерны рэактар CROCUS

Ядзернае паліва — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў ядзерным рэактары. Ядзернае паліва гэта смесь рэчываў утрымліваючых дзелячыеся ядры і ядры здольныя ў выніку бамбардзіроўкі нэўтронамі ствараць дзелячыеся ядры (якія не існуюць у прыродзе). Існуе толькі адно натуральнае ядзернае паліва — уранавае, якое ўтрымлівае дзелячыеся ядры 235U, забяспечваючыя ўтрыманьне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і г. зв. «сыравінныя» ядры 238U, здольныя, захопліваючы нэўтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядры 239Рu, якія не існуюць у прыродзе (паўторнае гаручае):

Паўторным гаручым зьяўляюцца таксама ядры 233U, якія не сустракаюцца ў прыродзе і ўтвараюцца ў выніку захопу нэўтронаў паліўнымі ядрамі 232Th:

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляючыя элемэнты якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваньня зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элемэнтамі і для даданьня цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасьці, сборка мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках — чахлавую трубу. У залежнасьці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляючыя зборкі маюць розную колькасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпературы плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з цепланосбітам; мінімальнае павелічэньне аб’ёма ў працэссе абпраменьваньня ў рэактары; тэхналагічнасьць вытворчасьці і мінімальны кошт; простая тэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў рэактарах-множніках (брыдэрах) на хуткіх нэўтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для ядзерных рэактараў на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманьне ізатопу 235U (2 — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нэўтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваньня натуральнага урана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў рэактарах-множніках на хуткіх нэўтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманьнем урана 235U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці 239Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны уран, якога назапашана ў сьвеце вялікая колькасьць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне рэактара-множніка (зоне ўтварэньня), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нэўтронах, якія працуюць на уран-плутоніевым ядзерным паліве, колькасьць 239Рu, які назапашваецца, можа істотна перавышаць колькасьць таго, які згарае. Г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэньня залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастаньня ядзернае паліва размяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і металічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыцця урану ці плутонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэньне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зьніжана.

Вытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленьня з іх урана. Пры папярэднім сартаваньні руды па \gamma-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманьнем урану \eta = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэньня). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбненьня, кіслотным вылугаваньні, экстракцыйным здабываньні U з асветленых раствораў і атрыманьні ачышчанага закіса-вокіса урана U3O8. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цажкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэньняў — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных — ў падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэнні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей U_3O_8 пераводзяць у тэтрафтарыд UF_4 для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд UF_6 — адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам 235U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей UF_6 пераўтвараюць у двуокісь урана, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў ці для атрымання іншых злучэнняў урана з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрыманьня старонніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2 адносіны (па масе) кісларода і метала павінна быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманне F і H_2O (па масе) адпаведна не болей 0,01 — 0,006% і 0,001%.

Торый як сыравінны матэрыял для атрыманьня дзелячыхся ядраў 235U не знайшоў шырокага ўжываньня зь некалькіх прычынаў:

  1. Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
  2. Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналёгія яго выняцьця з руды складаней;
  3. Разам з 235U атрымліваецца 232U, які, распадаючыся, утварае \gamma-актыўныя ядра (212Bi, 208Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў;
  4. Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элемэнтаў з мэтай вымання з іх 233U з’яўляецца больш складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элемэнтаў ядзернае паліва выгарае ня цалкам, у рэактарах-множніках мае месца ўзнаўленьне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элемэнты накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе PuO2 накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF6 з мэтай узбагачэння 235U. Рэгенерацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыёактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыёактыўных выпраменьванняў і дыстанцыйнага кіраванняўсімі аперацыямі нават пасля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці звязаныя з пераапрацоўкай і пахаваннем радыёактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца метады ашклянення і бітумавання адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыёактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.