Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.
Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:
1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.
Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).
Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников
В силу того, что ядерное топливо эффективнее всех остальных видов топлива, которым мы располагаем сегодня, огромное предпочтение отдается всему тому, что способно работать с помощью атомных установок (АЭС, подводные лодки, корабли и прочее). О том, как производят ядерное топливо для реакторов, мы поговорим далее.
Добывают уран двумя основными способами:
1) Прямая добыча в карьерах или шахтах, если позволяет глубина залегания урана. С этим методом, надеюсь, всё понятно.
2) Подземное выщелачивание. Это когда на том месте, где найден уран, бурятся скважины, в них закачивается слабый раствор серной кислоты, а уже раствор взаимодействует с ураном, соединяясь с ним. Затем получившаяся смесь откачивается наверх, на поверхность, и из неё химическими методами выделяется уран.
Представим, будто мы уже добыли на руднике уран и подготовили его для дальнейших преобразований. На фото ниже - так называемый "желтый кек", U3O8. В бочке для дальнейшей перевозки.
Всё бы хорошо, и этот уран в теории можно было бы сразу использовать для производства топлива для АЭС, но увы. Природа, как всегда, подкинула нам работы. Дело в том что природный уран состоит из смеси трех изотопов. Это U238 (99.2745%), U235 (0.72%) и U234(0.0055%). Нас интересует здесь лишь U235 - так как он отлично делится тепловыми нейтронами в реакторе, именно он позволяет нам пользоваться всеми благами цепной реакции деления. К сожалению, его природной концентрации не хватит для стабильной и долгой работы современного реактора АЭС. Хотя, насколько я знаю, аппарат РБМК спроектирован так, что запуститься на топливе из природного урана сможет, но вот стабильность, долговременность и безопасность работы на таком топливе совершенно не гарантируется.
Уран нам надо обогатить. То есть повысить концентрацию U235 от природной до той, которая используется в реакторе.
Для примера, реактор РБМК работает на уране обогащения 2.8%, ВВЭР-1000 - обогащение от 1.6 до 5.0%. Судовые и корабельные ядерные энергетические установки кушают топливо с обогащением до 20%. А некоторые исследовательские реакторы работают на топливе аж с 90% обогащением (пример - ИРТ-Т в Томске).
В России обогащение урана проводится на газовых центрифугах. Т. е. тот желтый порошок, что был на фото ранее, превращают в газ, гексафторид урана UF6. Затем этот газ поступает на целый каскад центрифуг. На выходе из каждой центрифуги, из-за разности веса ядер U235 и U238, мы получаем гексафторид урана с чуть повышенным содержанием U235. Процесс повторяется многократно и в итоге мы получаем гексафторид урана с нужным нам обогащением. На фото ниже как раз можно увидеть масштаб каскада центрифуг - их очень много и простираются они в далекие дали.
Затем газ UF6 превращают обратно в UO2, в виде порошка. Химия, всё-таки, очень полезная наука и позволяет нам творить такие чудеса.
Однако этот порошок в реактор так просто не засыпать. Вернее, засыпать-то можно, но ничего хорошего из этого не выйдет. Его (порошок) надо привести к такому виду, чтобы мы могли надолго, на годы, опустить его в реактор. При этом само горючее не должно контактировать с теплоносителем и выходить за пределы активной зоны. И еще ко всему этому топливо должно выдерживать очень и очень суровые давления и температуры, которые возникнут в нём при работе внутри реактора.
Забыл, кстати, сказать что порошок тоже не абы какой - он должен быть определенных размеров, чтобы при спрессовывании и спекании не образовывалось ненужных пустот и трещин. Сначала из порошка делают таблетки, путем спрессовывания и долгого выпекания (технология действительно непростая, если её нарушить - топливные таблетки не будут годны к использованию). Вариации таблеток покажу на фото ниже.
Отверстия и выемки на таблетках нужны для компенсации теплового расширения и радиационных формоизменений. В реакторе со временем таблетки пухнут, выгибаются, изменяют размеры, и если ничего не предусмотреть - могут разрушиться, а это плохо.
Готовые таблетки затем упаковывают в металлические трубки (из стали, циркония и его сплавов и других металлов). Трубки закрывают с обоих концов и герметизируют. Готовая трубка с топливом называется твэл - тепловыделяющий элемент.
Для разных реакторов требуются твэлы разной конструкции и обогащения. Твэл РБМК, например, длиной 3.5 метра. Твэлы, кстати, бывают не только стержневые. как на фото. Они бывают пластинчатые, кольцевые, море различных видов и модификаций.
Твэлы затем объединяют в тепловыделяющие сборки - ТВС. ТВС реактора РБМК состоит из 18 твэлов и выглядит примерно вот так:
ТВС реактора ВВЭР выглядит вот так:
Как видно, ТВС реактора ВВЭР состоит из гораздо большего количества твэлов, чем у РБМК.
Готовое специзделие (ТВС) затем с соблюдением мер предосторожности доставляется на АЭС. Зачем предосторожности? Ядерное горючее, хоть пока и нерадиоактивно, очень ценное, дорогое, и при очень неаккуратном обращении способно вызвать много проблем. Затем проводится финальный контроль состояния ТВС и - загрузка в реактор. Всё, уран прошел долгий путь от руды под землей к высокотехнологичному устройству внутри ядерного реактора. Теперь у него другая судьба - несколько лет тужиться внутри реактора и выделять драгоценное тепло, которое у него будет забирать вода (или любой другой теплоноситель).
Cтраница 3
После периода старения вагонетки с урановыми стержнями под водой передвигают в крытую часть водоема. Здесь рабочие длинными алюминиевыми щипцами извлекают урановые стержни из воды и подают их на машину, которая снимает с них алюминиевые оболочки.
Для добывания атомной энергии пользуются специальным аппаратом, который часто называют урановым котлом. Он представляет собой довольно большое сооружение, в котором урановые стержни чередуются с прослойками замедлителя. Быстрые нейтроны, вырывающиеся при делении ядер урана-235, попадают в прослойку замедлителя и, проталкиваясь между его атомами, теряют большую часть своей скорости.
Отношение & N1 / N, выражающее эффективное сечение процесса деления, зависит от энергии нейтронов. Этот процесс (названный замедлением нейтронов) осуществляется помещением в объем реактора, где находятся урановые стержни некоторых веществ (тяжелая вода, графит и др.); при упругих столкновениях с ядрами этих веществ нейтрон постепенно теряет кинетическую энергию до значений, соответствующих температуре реактора.
Две стальные профилированные балки расположены вблизи центрального отделения. Поперек этих балок проложен ряд параллельных брусьев, которые перекрывают верхнее отверстие бака и поддерживают урановые стержни. Стальные брусья покрыты медью, никелем и хромом для предотвращения коррозии. Расположение урановых стержней в квадратной решетке можно менять, изменяя расстояние между соответствующими брусьями. Металлический уран в форме коротких стержней может быть помещен на желаемой высоте в алюминиевых трубах, в нижний конец которых вварены пробки.
При делении ядер урана-235 быстрые нейтроны, вылетая из урановых стержней, попадают в графит. Здесь они сталкиваются с ядрами углерода, из которых состоит графит, быстро теряют скорость и вновь попадают в другие урановые стержни уже замедленными.
Использование азотной кислоты предпочтительно для растворения любых твэ-лов, так как получаемые при этом растворы можно направлять на переработку по стандартной экстракционной системе. Урановые стержни после удаления алюминиевых оболочек растворяются быстро и нацело без выделения водорода. Процесс протекает удовлетворительно при наивысших уровнях радиации.
Наконец, энергетические реакторы предназначаются для производства и утилизации ядерной энергии. На рис. 21 приведена типовая схема энергетического ядерного реактора. Урановые стержни составляют активную зону реактора. В этой же зоне находятся стержни, замедляющие нейтроны.
Крупную роль в атомной технике играют тугоплавкие металлы. В центре внимания ученых стоят исследования ряда карбидов, особенно карбида силиция, карбида хрома, карбида гафния. Важным конструкционным материалом является алюминий высокой степени чистоты, которым покрывают урановые стержни реакторов с целью защиты их от коррозии.
Реакторы, в которых горючее и замедлитель разделены друг от друга, называются гетерогенными. Примером может служить уран-графитовый реактор. При применении его в качестве источника ядерной энергии реактор (например, сами урановые стержни) пронизывается трубками, по которым циркулирует вещество, отводящее тепло. Это вещество - теплоноситель-должно, по возможности, мало поглощать нейтроны.
Однако при работе ядерного реактора в результате деления ядер урана-235 в урановых стержнях начинают накапливаться продукты радиоактивного распада, или, как их называют, осколки деления. Некоторые из этих ядер жадно поглощают нейтроны. Поэтому по мере накопления в урановых стержнях осколков деления все большее и большее количество выделяющихся в результате цепной реакции нейтронов начинает пропадать впустую, их захватывают ядра осколков деления. Поэтому через некоторое время урановые стержни вынимают из реактора, а на их место вставляют новые, свежие урановые стержни. Чтобы работа реактора протекала непрерывно, замену урановых стержней производят по секциям. Поэтому в атомном реакторе всегда наряду со старыми, уже кончающими свой срок службы, имеются и молодые стержни, которые лишь недавно попали в реактор.
Заводы по химическому отделению плутония обслуживают по нескольку атомных реакторов. Оборудование на этих заводах размещено в помещениях с толстыми бетонными стенами, расположенных почти целиком под землей. Сюда поступают урановые стержни, обработанные в атомных реакторах и выдержанные некоторое время в специальных хранилищах. Однако и после периода старения урановые стержни содержат большое количество радиоактивных продуктов деления и чрезвычайно опасны для людей. Поэтому управление всеми операциями по их транспортировке и обработке осуществляют на расстоянии с помощью специальных приборов.
Газ, предположительно Не, С02, S02 или другой с малым ас при тепловых энергиях, использован в качестве теплоносителя гетерогенной установки. Этот газ протекает в цилиндрических зазорах вокруг урановых стержней, один из которых (служит управляющим) показан частично вытянутым. Толщина защиты вокруг бойлера составляет только около одной трети защиты, окружающей непосредственно реактор. Для извлечения продуктов деления необходимо вынимать урановые стержни и обрабатывать их химически, а не так, как это упрощенно показано на эскизе.
ТВС (тепловыделяющая сборка)
Я́дерное то́пливо - материалы, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива , используемых человечеством, оно чрезвычайно энергоемко, но и весьма опасно для человека, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала , имеющего с ним дело.
Общая информация
Цепная ядерная реакция представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления , с одновременным выделением нескольких (2-3) нейтронов , которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией . Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления - это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления . Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечётным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с чётным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235 U между различными продуктами деления (в МэВ):
| Кинетическая энергия осколков деления | 162 | 81% |
| Кинетическая энергия нейтронов деления | 5 | 2,5% |
| Энергия γ-излучения , сопровождающего захват нейтронов | 10 | 5% |
| Энергия γ-излучения продуктов деления | 6 | 3% |
| Энергия β-излучения продуктов деления | 5 | 2,5% |
| Энергия, уносимая нейтрино | 11 | 5,5% |
| Полная энергия деления | ~200 | 100% |
|---|
Так как энергия нейтрино уносится безвозвратно, доступно для использования только 188 МэВ/атом = 30 пДж/атом = 18 ТДж/моль = 76,6 ТДж/кг (по другим данным (см. ссылку) 205,2 - 8,6 = 196,6 МэВ/атом) .
Природный уран состоит из трёх изотопов: 238 U (99,282 %), 235 U (0,712 %) и 234 U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны . В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.
Классификация
Ядерное топливо делится на два вида:
- Природное урановое , содержащее делящиеся ядра 235 U , а также сырьё 238 U , способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239 Pu ;
- Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U , образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232 Th .
По химическому составу, ядерное топливо может быть:
- Металлическим , включая сплавы ;
- Оксидным (например, UO 2);
- Карбидным (например, PuC 1-x)
- Смешанным (PuO 2 + UO 2)
Теоретические аспекты применения
Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).
К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность , небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.
Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов - осколков деления являются атомами газов (криптона , ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.
Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов . Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа - с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа . Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.
Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена , алюминия и других металлов . Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.
К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы , карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика - диоксид урана UO 2 . Её температура плавления равна 2800 °C, плотность - 10,2 г/см³. У диоксида урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием , ниобием , нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики - низкая теплопроводность - 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на диоксида урана не превышает 1,4⋅10 3 кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.
Практическое применение
Получение
Урановое топливо
Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:
- Для бедных месторождений : В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские и австралийские месторождения типа несогласия , в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные скважины под землю над месторождением закачивается серная кислота , иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U (IV) до U (VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит , которые облегчают окисление. Через откачные скважины специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное обогащение урана.
- Для рудных месторождений : используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды .
- Гидрометаллургическая переработка - дробление, выщелачивание , сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U 3 O 8), диураната натрия (Na 2 U 2 O 7) или диураната аммония ((NH 4) 2 U 2 O 7).
- Перевод урана из оксида в тетрафторид UF 4 , или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF 6 , который используется для обогащения урана по изотопу 235.
- Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием.
- UF 6 , обогащенный по 235 изотопу переводят в диоксид UO 2 , из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.
Которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой . Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления - это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления . Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечетным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с четным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, т. к. при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235 U между различными продуктами деления (в МэВ):
Природный уран состоит из трех изотопов: 238 U (99,282%), 235 U (0,712%) и 234 U (0,006%). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и интенсивно поглощают . В этом случае ядерное топливо приготовляют на основе обогащённого урана. В энергетических используют уран с обогащением менее 10%, а в реакторах на и нейтронах обогащение урана превышает 20%. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.
Классификация
Ядерное топливо делится на два вида:
- Природное , содержащее делящиеся ядра 235 U, а также сырьё 238 U, способное при захвате нейтрона образовывать 239 Pu;
- Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами 232 Th.
По химическому составу, ядерное топливо может быть:
- , включая ;
- (например, );
- (например, )
- Смешанным (PuO 2 + UO 2)
Применение
Ядерное топливо используется в , где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах () в виде таблеток размером в несколько сантиметров.
К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая , небольшое увеличение объёма при облучении, технологичность производства.
Получение
Урановое топливо
Ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:
- Для бедных месторождений : В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские месторождения несогласия, где концентрация урана доходит до 30% и австралийских с содержанеим урана до 3%) используется способ подземного вышелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные трубы под землю над месторождением закачивается , иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содеражат железо и пиролюзит, которые облегчают окисение. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.
- Для рудных месторождений : используют и .
- Гидрометаллургическая переработка - дробление, выщелачивание, или извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана U 3 O 8 или диураната натрия Na 2 U 2 O 7 или диураната аммония.
- Перевод урана из оксида в тетрафторид , или из оксидов непосредственно для получения гексафторида , который используется для обогащения урана по изотопу 235.
- Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием (См. )
- UF 6 , обогащенный по 235