Ядзернае паліва

Уранавая руда

Ядзерны рэактар CROCUS

Я́дзернае па́ліва — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў ядзерным рэактары. Ядзернае паліва — гэта сумесь рэчываў, якія ўтрымліваюць 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, забясьпечваючыя 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 мэталічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваньня зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элемэнтамі і для даданьня цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасьці, зборка мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хваставік, 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 мэталічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпэратуры плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з цепланосьбітам; мінімальнае павелічэньне аб’ёму ў працэсе абпраменьваньня ў рэактары; тэхналягічнасьць вытворчасьці і мінімальны кошт; простая тэхналёгія рэгенэрацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў рэактарах-множніках (брыдэрах) на хуткіх нэўтронах, акрамя таго, павінна забясьпечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для ядзерных рэактараў на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энэргетыкі, 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 ўрана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў рэактарах-множніках на хуткіх нэўтронах. Тут выкарыстоўваецца ўран з больш высокіх ўтрыманьнем урана ²³⁵U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці ²³⁹Pu, будзе выкарыстоўвацца зьмяшанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана можна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны ўран, якога назапашана ў сьвеце вялікая колькасьць. Зьбяднёны 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 ўран-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 разьмяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і мэталічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыцьця ўрану ці плютонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэньне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зьніжана.

Вытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца зь перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленьня зь іх урану. Пры папярэднім сартаваньні руды па $\gamma$-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманьнем урану $\eta$ = 0,01% (ужываюцца звыклыя мэтады ўзбагачэньня). Гідрамэталюргічная пераапрацоўка руды складаецца зm яе драбненьня, кіслотнfuf вылугаваньнz, экстракцыйнfuf здабываньнz U з асьветленых раствораў і атрыманьнz ачышчанага закіса-вокіса ўрана U₃O₈. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаваньне (для пластавых радовішчаў — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных — у падземных камэрах з папярэдняй адбойкай і зьмяльчэньні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей $U_{3}$$O_{8}$ пераводзяць у тэтрафтарыд $UF_{4}$ для наступнага атрыманьня мэталічнага ўрана ці ў гексафтарыд $UF_{6}$ — адзінае ўстойлівае газавае злучэньне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэньня ўрана ізатопам ²³⁵U. Узбагачэньне ажыцьцяўляецца мэтадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваньнем. Далей $UF_{6}$ пераўтвараюць у двуокісь урану, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў ці для атрыманьня іншых злучэньняў урану з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіамэтрычнага складу і ўтрыманьня староньніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO₂ адносіны (па масе) кісларода і мэталу павінна быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманьне F і $H_{2}O$ (па масе) адпаведна ня 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 забясьпечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодзьдзі;
2. Th не ўтварае вялікіх радовішчаў, і тэхналёгія яго выняцьця з руды складаней;
3. Разам з ²³⁵U атрымліваецца ²³²U, які, распадаючыся, утварае $\gamma$-актыўныя ядра (²¹²Bi, ²⁰⁸Te), абцяжарваючыя абыходжаньне з такім ядзерным палівам і ўскладняючыя вытворчасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў;
4. Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элемэнтаў з мэтай выманьня зь іх ²³³U зьяўляецца больш складанай апэрацыяй у параўнаньні зь 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 рэгенэрацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстаньня; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзяленьня. 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 узбагачэньня ²³⁵U. Рэгенэрацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыяактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыяактыўных выпраменьваньняў і дыстанцыйнага кіраваньня ўсімі апэрацыямі нават пасьля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб прадухіліць узьнікненьне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці зьвязаныя зь пераапрацоўкай і пахаваньнем радыяактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца мэтады ашкляненьня і бітумаваньня адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенэрацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыяактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.