Ядзернае паліва

З пляцоўкі Вікіпедыя
Перайсці да: рух, знайсці
Ядзерны рэактар CROCUS

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

Паўторным гаручым з'яўляюцца так сама не сустракаючыяся ў прыродзе ядра 233U, якія ўтвараюцца ў выніку захопу нейтронаў паліўнымі ядрамі 232Th:

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляючыя элементы якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўвання зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элементамі і для дадання цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасці, сборка мае некалькі канструктыўных элементаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках — чахлавую трубу. У залежнасці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляючыя зборкі маюць розную колькасць цеплавыдзяляючых элементаў. Па хімічнаму складу ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаванні да ядзернага паліва: добрая сумеснасць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элементаў; высокія тэмпературы плаўлення і выпарэння, вялікая цеплаправоднасць; слабое ўзаемадзеянне з цяплоносбітам; мінімальнае павелічэнне аб'ёма ў працэссе абпраменьвання ў рэактары; тэхналагічнасць вытворчасці і мінімальная вартасць; простая тэхналогія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў рэактарах-множніках(брыдэрах) на хуткіх нейтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасці. Уранавае ядзернае паліва для ядзерных рэактараў на цеплавых нейтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа 235U (2 — 4 % па масе замест 0,71 % у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нейтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўвання натуральнага урана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўвання ўрана можа быць дасягнуты ў рэактарах-множніках на хуткіх нейтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманнем урана 235U (да 30 %), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці 239Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20 % Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават уран, збяднённы 235U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне рэактара-множніка (зоне утварэння), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нейтронах, працуючых на уран-плутоніевам ядзерным паліве, колькасць назапашваючагася 239Рu можа істотна перавышаць колькасць сгараемага, г. зн. мае месца ўтварэнне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэння залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастання 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 дзесяцігоддзі павялічылася верагоднасць набыцця урану ці плутонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэнне будаўніцтва рэактараў-множнікаў хутчэй за ўсё будзе зніжана. Вытворчасць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзялення з іх урана. Пры папярэднім сартаванні руды па \gamma-апраменьванню ў адвал выдаляюць 20 — 30 % пароды з утрыманнем урана \eta = 0,01 % (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэння). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбнення, кіслотным вылугаванні, экстракцыйным здабыванні U з асветленых раствораў і атрыманні ачышчанага закіса-вокіса урана U_3O_8. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугавання (асабліва ў цажкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэнняў — праз сістэму скважын, для жыльных — ў падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэннм 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 элементаў ці для атрымання іншых злучэнняў урана з той жа мэтай. Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элементаў прад'яўляюць высокія патрабаванні ў адносінах стэхіаметрычнага склада і ўтрымання 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 атрымання дзелячыхся ядраў 235U не знайшоў шырокага ўжывання па некальніх прычынах:

  1. Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
  2. Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналогія яго выняцця 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 вытворчасць цеплавыдзяляючых элементаў;
  4. Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элементаў з мэтай выймання з іх 233U з'яўляецца болей складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элементаў.

У працэсе карыстання цеплавыдзяляючых элементаў ядзернае паліва выгарае не поўнасцю, у рэактарах-множніках мае месца ўзнаўленне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элементы накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu чысцяць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе PuO_2 накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF_6 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 элементаў. Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасці звязаны 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 пакажчыкі атамных электрастанцый.

Шаблон:Энергетыка