Ядзернае паліва

Уранавая руда

Ядзерны рэактар CROCUS

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

Паўторным гаручым зьяўляюцца таксама ядры ²³³U, якія не сустракаюцца ў прыродзе і ўтвараюцца ў выніку захопу нэўтронаў паліўнымі ядрамі ²³²Th:

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляючыя элемэнты якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваньня зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элемэнтамі і для даданьня цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасьці, сборка мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках — чахлавую трубу. У залежнасьці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляючыя зборкі маюць розную колькасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпературы плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з цепланосбітам; мінімальнае павелічэньне аб’ёма ў працэссе абпраменьваньня ў рэактары; тэхналагічнасьць вытворчасьці і мінімальны кошт; простая тэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў рэактарах-множніках (брыдэрах) на хуткіх нэўтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для ядзерных рэактараў на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманьне ізатопу ²³⁵U (2 — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нэўтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваньня натуральнага урана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў рэактарах-множніках на хуткіх нэўтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманьнем урана ²³⁵U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці ²³⁹Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны уран, якога назапашана ў сьвеце вялікая колькасьць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне рэактара-множніка (зоне ўтварэньня), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нэўтронах, якія працуюць на уран-плутоніевым ядзерным паліве, колькасьць ²³⁹Рu, які назапашваецца, можа істотна перавышаць колькасьць таго, які згарае. Г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэньня залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастаньня 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 дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыцця урану ці плутонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэньне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зьніжана.

Вытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленьня з іх урана. Пры папярэднім сартаваньні руды па $\gamma$-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманьнем урану $\eta$ = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэньня). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбненьня, кіслотным вылугаваньні, экстракцыйным здабываньні U з асветленых раствораў і атрыманьні ачышчанага закіса-вокіса урана U₃O₈. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цажкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэньняў — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных — ў падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэнні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей $U_{3}$$O_{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 элемэнтаў ці для атрымання іншых злучэнняў урана з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрыманьня 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 $H_{2}O$ (па масе) адпаведна не болей 0,01 — 0,006% і 0,001%.

Торый як сыравінны матэрыял для атрыманьня дзелячыхся ядраў ²³⁵U не знайшоў шырокага ўжываньня зь некалькіх прычынаў:

1. Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
2. Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналёгія яго выняцьця 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 вытворчасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў;
4. Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элемэнтаў з мэтай вымання з іх ²³³U з’яўляецца больш складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элемэнтаў ядзернае паліва выгарае ня цалкам, у рэактарах-множніках мае месца ўзнаўленьне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элемэнты накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе PuO₂ накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасьці 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 элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці звязаныя 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 паказчыкі атамных электрастанцый.