Ядзернае паліва

З Вікіпедыя.

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 γ-апраменьванню ў адвал выдаляюць 20 — 30 % пароды з утрыманнем урана η = 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 U₃O₈. 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 U₃O₈ пераводзяць у тэтрафтарыд UF₄ для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд UF₆ – адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам ²³⁵U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей UF₆ 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 H₂O (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 γ-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 PuO₂ накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасці 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 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.