Ядерне паливо

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук

Я́дерне па́ливо — речовина, яка використовується в ядерних реакторах для здійснення ланцюгової ядерної реакції поділу.

Загальна інформація[ред.ред. код]

Серед непоновлюваних джерел енергії ядерна є «наймолодшою». Її використання було почато в 50-ті роки XX століття, однак уже зараз вона відіграє істотну роль у забезпеченні електроенергією провідних країн світу. В електроенергетиці України генеруюча потужність атомних електростанцій (АЕС) становить 24,5%. В критичні зимові періоди на частку АЕС припадає понад 40% електроенергії, яка виробляється в Україні. Частка виробленої електроенергії АЕС у загальному обсязі отриманої енергії склала в Україні: 1990 р. – 24,5%; 1991 р. – 27,1%; 1992 р. – 28,4%; 1993 р. – 32,9%; 1994 р. – 34,2%. У 1997 році загальне споживання первинних ресурсів в Україні, включаючи атомну і гідроенергетику, а також моторне паливо, склало 209,6 млн т у.п., в тому числі котельно-грубного палива (вугілля, газ, мазут) 161,5 млн т у.п. У Франції понад 75% електроенергії виробляється на АЕС, у США – 20%, в Англії і Бельгії – близько 60%, Фінляндії – 27%. Запаси порівняно дешевого урану для АЕС на планеті дорівнюють приблизно 4 млн т, і вони можуть бути вичерпані, як і нафта, за 25-30 років. В США працює 103 АЕС, розробляються плани будівництва принаймні 2 АЕС до кінця цього десятиріччя.

У кінці першого десятиріччя XXI ст. світова атомна енергія, яку виробляють понад 30 країн, має добрі перспективи – планується її широкомасштабний розвиток, зокрема побудова від 300 до 600 нових атомних реакторів вже до 2025 р.

Продовжуються дослідження термоядерного синтезу. У 2006 р. країни Євросо-юзу, Росії, США, Японії, Південної Кореї узгодили будівництво експериментального міжнародного термоядерного реактора (ТЯР) на півдні Франції із закінченням робіт до 2037-2040 рр.


Ланцюгова ядерна реакція є реакцією поділу ядра на дві частини, які називаються осколками поділу, з одночасним виділенням декількох (2—3) нейтронів, які, у свою чергу, можуть викликати поділ наступних ядер. Такий поділ відбувається при попаданні нейтрона в ядро атома. Уламки поділу, що утворюються при поділі ядра, мають велику кінетичну енергію. Гальмування уламків поділу в речовині супроводжується виділенням великої кількості тепла. Уламки поділу — це ядра, що утворилися безпосередньо в результаті поділу. Уламки поділу і продукти їх радіоактивного розпаду зазвичай називають продуктами поділу. Ядра, що діляться при поглинанні нейтронів будь-яких енергій, називають ядерним пальним (як правило, це речовини з непарним атомним числом). Існують ядра, які діляться тільки при поглинанні нейтронів з енергією, вищою за деяке порогове значення (як правило, це елементи з парним атомним числом). Такі ядра називають сировинним матеріалом, оскільки при захопленні нейтрона пороговим ядром утворюються ядра ядерного пального. Комбінація ядерного пального і сировинного матеріалу називається ядерним паливом. Нижче приведений розподіл енергії поділу ядра 235U між різними продуктами поділу (у МеВ):

Кінетична енергія уламків поділу 162
Кінетична енергія нейтронів, що виділяються при поділі 5
Енергія γ-випромінювання, що супроводжує захоплення нейтронів 10
Енергія γ-випромінення продуктів поділу 6
Енергія β-випромінювання продуктів поділу 5
Енергія, що відноситься нейтрино 11
Повна енергія поділу ~200

Природний уран складається з трьох ізотопів: 238U (99,282 %), 235U (0,712 %) і 234U (0,006 %). Він не завжди придатний як ядерне паливо, особливо якщо конструкційні матеріали і сповільнювач інтенсивно поглинають нейтрони. В цьому випадку ядерне паливо готують на основі збагаченого урану. У енергетичних реакторах на теплових нейтронах використовують уран із збагаченням меншим, ніж 10 %, а в реакторах на швидких і проміжних нейтронах збагачення урану перевищує 20 %. Збагачений уран отримують на спеціальних збагачувальних заводах.

Класифікація[ред.ред. код]

Ядерне пальне ділиться на два види:

  1. природне ядерне пальне: ізотоп урану-235;
  2. вторинне ядерне пальне, штучно отримувані в ядерному реакторі ізотоп плутонію-239 і ізотоп урану-233.

За хімічним складом ядерне пальне може бути:

  • Металевим, включаючи сплави;
  • Оксидним (наприклад, UO2);
  • Карбідом (наприклад, PuC1-x)
  • Нітрідним;
  • Змішаним (PuO2 + UO2)

Застосування[ред.ред. код]

Ядерне пальне використовується в ядерних реакторах, де воно зазвичай розташовується в герметично закритих тепловиділяючих елементах (ТВЕЛах) у вигляді пігулок розміром в декілька сантиметрів.

До ядерного пального застосовуються високі вимоги по хімічній сумісності з оболонками ТВЕЛів, у нього мають бути достатня температура плавлення і випаровування, хороша теплопровідність, невелике збільшення об'єму при нейтронному опромінюванні, технологічність виробництва.

Металевий уран порівняно рідко використовують як ядерне пальне. Його максимальна температура обмежена 660 °C. При цій температурі відбувається фазовий перехід, в якому змінюється кристалічна структура урану. Фазовий перехід супроводжується збільшенням об'єму урану, що може привести до руйнування оболонки ТВЕЛів. При тривалому опромінюванні в температурному інтервалі 200—500°С уран схильний до радіаційного зростання. Це явище полягає в тому, що опромінений урановий стрижень подовжується. Експериментально спостерігалося збільшення довжини уранового стрижня в півтора рази.

Використання металевого урану, особливо при температурі більше 500 °C, утруднено через його розпухання. Після ділення ядра утворюються два уламки ділення, сумарний об'єм яких більше об'єму атома урану (плутонію). Частина атомів — уламків поділу є атомами газів (криптону, ксенону і ін.). Атоми газів накопичуються в порах урану і створюють внутрішній тиск, який збільшується з підвищенням температури. За рахунок зміни об'єму атомів в процесі ділення і підвищення внутрішнього тиску газів уран і інші ядерні палива починають розпухати. Під розпуханням розуміють відносну зміну об'єму ядерного палива, пов'язану з діленням ядер.

Розпухання залежить від вигорання і температури ТВЕЛів. Кількість уламків поділу зростає із збільшенням вигорання, а внутрішній тиск газу — із збільшенням вигорання і температури. Розпухання ядерного палива може привести до руйнування оболонки ТВЕЛа. Ядерне пальне менш схильне до розпухання, якщо воно володіє високими механічними властивостями. Металевий уран якраз не відноситься до таких матеріалів. Тому застосування металевого урану як ядерного пального обмежує вигорання, яке є однією з головних оцінок економіки атомної енергетики.

Радіаційна стійкість і механічні властивості пального поліпшуються після легування урану, в процесі якого в уран додають невелику кількість молібдену, алюмінію і інших металів. Легуючі добавки знижують число нейтронів ділення на одне захоплення нейтрона ядерним пальним. Тому легуючі добавки до урану прагнуть вибрати з матеріалів, що слабо поглинають нейтрони.

До доброго ядерного пального відносяться деякі тугоплавкі сполуки урану: оксиди, карбіди і інтерметалічні з'єднання. Найширше застосування отримала кераміка — двоокис урану UO2. Її температура плавлення рівна 2800 °C, щільність — 10,2 т/м³. У двоокису урану немає фазових переходів, вона менш схильна до розпухання, чим сплави урану. Це дозволяє підвищити вигорання до декількох відсотків. Двоокис урану не взаємодіє з цирконієм, ніобієм, неіржавіючою сталлю і іншими матеріалами при високих температурах. Основний недолік кераміки — низька теплопровідність — 4,5 кДж/(м·К), яка обмежує питому потужність реактора по температурі плавлення. Так, максимальна щільність теплового потоку в реакторах ВВЕР на двоокисі урану не перевищує 1,4·103 кВт/м², при цьому максимальна температура в стрижньових ТВЕЛах досягає 2200 °C. Крім того, гаряча кераміка дуже крихка і може розтріскуватися.

Плутоній відноситься до низкоплавких металів. Його температура плавлення дорівнює 640 °C. У плутонію погані пластичні властивості, тому він майже не піддається механічній обробці. Технологія виготовлення ТВЕЛів ускладнюється ще токсичністю плутонію. Для приготування ядерного палива зазвичай йдуть двоокис плутонію, суміш карбідів плутонію з карбідами урану, сплави плутонію з металами.

Високими теплопровідністю і механічними властивостями володіють дисперсійні палива, в яких дрібні частинки UO2, UC, PuO2 і інших сполук урану і плутонію розміщують гетерогенно в металевій матриці з алюмінію, молібдену, неіржавіючої сталі і ін. Матеріал матриці і визначає радіаційну стійкість і теплопровідність дисперсійного палива. Наприклад, дисперсійне паливо Першої АЕС складалося з частинок сплаву урану з 9 % молібдену, залитих магнієм.

Отримання[ред.ред. код]

Уранове паливо[ред.ред. код]

Уранове ядерне паливо отримують переробкою руди. Процес відбувається у декілька етапів:

  • Для бідних родовищ: У сучасній промисловості через відсутність багатих уранових руд (винятки становлять канадські родовища незгоди, де концентрація урану доходить до 30 % і австралійських з вмістом урану до 3 %) використовується спосіб підземного вилуження руди. Це виключає дорогий видобуток руди. Попередня підготовка йде безпосередньо під землею. Через закачні труби під землю над родовищем закачується сірчана кислота, іноді з додаванням солей тривалентного заліза (для окислення урану U(IV) до U(VI)), хоча руди часто містять залізо і пиролюзит, які полегшують окислення. Через відкачні труби спеціальними насосами розчин сірчаної кислоти з ураном піднімається на поверхню. Далі він безпосередньо поступає на сорбційне, гідрометалургійне витягання і одночасна концентрування урану.
  • Для рудних родовищ: використовують збагачення руди і радіометричне збагачення руди.
  • Гідрометалургійна переробка — дроблення, вилуговування, сорбційне або екстракційне витягання урану з отриманням очищеного закису-окислу урану U3O8 або діураната натрію Na2U2O7 або діураната амонія.
  • Перевод урану з оксиду в тетрафторид UF4, або з оксидів безпосередньо для отримання гексафторида UF6, який використовується для збагачення урану по ізотопу 235.
  • Збагачення методами газової термодифузії або центрифугуванням (Розділення ізотопів) UF6, збагачений по 235 ізотопу переводять в двоокис UO2, з якого виготовляють «пігулки» ТВЕЛів або отримують інші сполуки урану з цією ж метою.

Торієве паливо[ред.ред. код]

Торій в наш час[Коли?] як сировина для виробництва ядерного палива не застосовується через такі причини:

  1. Запаси урану досить великі;
  2. Витягання торія складніше і дорожче через відсутність багатих родовищ;
  3. Утворення 232U, який, у свою чергу, утворює γ-активні ядра 212Bi, 208Te, що утрудняють виробництво ТВЕЛів;
  4. Переробка опромінених торієвих ТВЕЛів складніша і дорожча за переробку уранових.

Плутонієве паливо[ред.ред. код]

Плутонієве ядерне паливо в наш час[Коли?] також не застосовується, що пов'язане з його украй складною хімією. За багаторічну історію атомної промисловості неодноразово робилися спроби використання плутонію як у вигляді чистих з'єднань, так і в суміші із сполуками урану, проте успіхом вони не увінчалися. Паливо для АЕС, що містить плутоній, називається MOX-паливо. Застосування його в реакторах ВВЕР недоцільно через зменшення приблизно в 2 рази періоду розгону[1], на що не розраховані штатні системи управління реактором.

  1. Період розгону реактора — час, за який потужність ядерного реактора змінюється в E (2,7.) разів.

Регенерація[ред.ред. код]

При роботі ядерного реактора, паливо вигоряє не повністю, має місце процес відтворення окремих ізотопів (Pu). У зв'язку з цим, відпрацьовані ТВЕЛи направляють на переробку для регенерації палива і повторного його використання.

В даний час для цих цілей найширше застосовується пюрекс-процес (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction), суть якого полягає в наступному: ТВЕЛи розрізають на частини і розчиняють в азотній кислоті, далі розчин очищають від продуктів ділення і елементів оболонки, виділяють чисті з'єднання U і Pu. Потім, отриманий діоксид плутонію PuO2 направляють на виготовлення нових сердечників, а уран або на виготовлення сердечників, або на збагачення 235U.

Переробка і регенерація високорадіоактивних речовин — складний і дорогий процес. ТВЕЛи після витягання з реакторів проходять витримку протягом декількох років (зазвичай 3—6) в спеціальних сховищах. Труднощі викликає також переробка і поховання відходів, непридатних до регенерації. Вартість всіх цих заходів надає істотний вплив на економічну ефективність атомних електростанцій.

Література[ред.ред. код]

  • Велика радянська енциклопедія
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.