Ядзернае паліва

Уранавая руда

Ядзерны рэактар CROCUS

Ядзернае паліва — рэчыва, якое выкарыстоўваецца ў ядзерным рэактары для атрымання энергіі чынам ажыццяўлення ланцуговай ядзернай рэакцыі. У ядзерным паліве пад дзеяннем нейтронаў адбываецца дзяленне атамных ядзер, вылучаючы энергію.

Як ядзернае паліва выкарыстоўваюць уран і плутоній; у прыродзе існуе толькі ўранавае з ядрамі ²³⁵U (першаснае ядзернае паліва). Другаснае ядзернае паліва вырабляюць у атамным рэактары чынам радыяцыйнага захопу нейтронаў т. зв. сыравіннымі ядрамі ўрану ²³⁸U (пераўтвараецца ў плутоній ²³⁹Рu) і торыю ²³²Th (пераўтвараецца ва ўран ²³³U).

Класіфікацыя

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш.

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляльныя элементы якіх уяўляюць сабой звычайна герметычна завараныя металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, якія ўтрымліваюць стрыжань з ядзернага паліва. У залежнасці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляльныя зборкі маюць розную колькасць цеплавыдзяляльных элементаў.

Патрабаванні і выкарыстанне

Асноўныя патрабаванні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасць з матэрыялам абалонкі цеплавыдзяляльных элементаў, высокія тэмпературы плаўлення і выпарэння, вялікая цеплаправоднасць; слабое ўзаемадзеянне з цепланосьбітам; мінімальнае павелічэнне аб’ёму ў працэсе апраменьвання ў рэактары; тэхналагічнасць вытворчасці і мінімальная вартасць; простая тэхналогія рэгенерацыі і інш.

Ядзернае паліва, якое выкарыстоўваюць у рэактарах-размнажальніках (брыдэрах) на хуткіх нейтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасці. Уранавае ядзернае паліва для асноўных у энергетыцы ядзерных рэактараў на цеплавых нейтронах мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа ²³⁵U (2 — 4 % па масе замест 0,71 % у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нейтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстання натуральнага ўрану. Значна вышэйшы каэфіцыент выкарыстання ўрану можа быць дасягнуты ў рэактарах-размнажальніках на хуткіх нейтронах. У іх выкарыстоўваецца уран з большым ўтрыманнем ²³⁵U (да 30 %), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці ²³⁹Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўранава-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20 % Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрану магчыма выкарыстоўваць натуральны і нават збяднённы уран ²³⁵U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасць.

Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца таксама ў экраннай зоне рэактара-размнажальніка (зоне утварэння), якая па вазе перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нейтронах, якія працуюць на уранава-плутоніевым ядзерным паліве, назапашванне ²³⁹Рu можа істотна перавышаць згаранне, што прыводзіць да ўтварэння ядзернага паліва.

Каэфіцыент утварэння залежыць ад складу ядзернага паліва. Па ступені ўзрастання яно размяшчаецца ў наступным парадку: вокіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і металічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, праз верагоднасць набыцця ўрану ці плутонію тэрарыстычнымі групоўкамі пашырэнне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зніжана.

Вытворчасць

Вытворчасць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды для выдзялення з яе ўрану. Пры папярэднім сартаванні руды па $\gamma$-апраменьванні ў адвал выдаляюць 20 — 30 % пароды з утрыманнем урана $\eta$ = 0,01 % (ужываюцца звыклыя метады ўзбагачэння). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды адбываецца яе драбненнем, кіслотным вылугоўваннем, экстракцыйным здабываннем урану з асветленых раствораў і атрыманнем ачышчанага закісу-вокісу ўрану
$U_{3}$$O_{8}$. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугоўвання (асабліва ў цяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугоўванне (для пластавых радовішчаў — праз сістэму свідравін, для жыльных — у падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэннем руды выбуховымі мэтадамі). Далей $U_{3}$$O_{8}$ пераводзяць у тэтрафтарыд U$F_{4}$ для наступнага атрымання металічнага ўрану ці ў гексафтарыд U$F_{6}$ — адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, якое выкарыстоўваюць для ўзбагачэння ўрану ізатопам ²³⁵U. Узбагачэнне ажыццяўляюць метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей U$F_{6}$ пераўтвараюць у двухвокіс урану, які выкарыстоўваюць для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляльных элементаў ці для атрымання іншых злучэнняў урану з той жа мэтай. Да стрыжняў цеплавыдзяляльных элементаў прад’яўляюць высокія патрабаванні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрымання пабочных дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2 суадносіны (па масе) кіслароду і металу павінны быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманне F і $H_{2}$O (па масе) адпаведна не болей 0,01 — 0,006 % і 0,001 %.

Торый як сыравінны матэрыял для атрымання ²³⁵U не знайшоў шырокага ўжывання па некалькіх прычынах:

1. Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энергетыку палівам на многія дзесяцігоддзі;
2. Th не ўтварае вялікіх радовішчаў, тэхналогія яго выняцця з руды складаная;
3. Разам з ²³⁵U атрымліваецца ²³²U, які, распадаючыся, утварае $\gamma$-актыўныя ядры (²¹²Bi, ²⁰⁸Te), што ўскладняе абыходжанне з такім ядзерным палівам і вытворчасць цеплавыдзяляльных элементаў;
4. Пераапрацоўка апрамененых торыевых цеплавыдзяляльных элементаў з мэтай вымання з іх ²³³U з’яўляецца болей складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляльных элементаў.

Рэгенерацыя

У працэсе карыстання цеплавыдзяляльных элементаў ядзернае паліва выгарае не поўнасцю, у рэактарах-размнажальніках яно ўзнаўляецца (Pu). З гэтай прычыны адпрацаваныя цеплавыдзяляльныя элементы накіроўваюць на пераапрацоўку каб рэгенераваць паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu чысцяць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе Pu$O_{2}$ накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага складу, ці таксама накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, ці пераўтвараюць у U$F_{6}$ для ўзбагачэння ²³⁵U.

Рэгенерацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыеактыўных рэчываў, які патрабуе абароны ад радыеактыўнага выпраменьвання і дыстанцыйнага кіравання ўсімі аперацыямі нават пасля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элементаў. Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дзяленне рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцуговай рэакцыі. Вялікія цяжкасці звязаны з пераапрацоўкай і пахаваннем радыеактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца метады ашклянення і бітумавання адыходаў, «запампоўванне» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыеактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.

Літаратура

• Беларуская энцыклапедыя: У 18 т. Т.18-1: Шчытнікі — Яя, с. 234