нижнее белье для полных
მედიცინის კვლევები

   Велика Радянська Енциклопедія

Ядерне паливо

   
 

Ядерне паливо, речовина, яка використовується в ядерних реакторах для здійснення ядерної ланцюгової реакції поділу. Існує тільки одне природне Я. т. - уранове, яке містить діляться ядра 235 U, що забезпечують підтримку ланцюгової реакції (ядерне пальне), і т. н. "Сировинні" ядра 238 U, здатні, захоплюючи нейтрони, перетворюватися на нові діляться ядра 239 Рі, що не існують в природі (вторинне пальне):

Вторинним пальним є також не зустрічаються в природі ядра 233 U, що утворюються в результаті захоплення нейтронів сировинними ядрами 232 Th:

Я. т. використовується в ядерних реакторах , тепловиділяючі елементи (ТВЕЛи) яких являють собою звичайно металеві оболонки різної форми і довжини, що містять Я. т. і герметично заварені. За хімічним складом Я. т. може бути металевим (включаючи сплави), окісним, карбідним, нітрідним та ін Основні вимоги до Я. т.: хороша сумісність з матеріалом оболонки ТВЕЛів; високі температури плавлення і випаровування, велика теплопровідність; слабка взаємодія з теплоносієм; мінімальне збільшення об'єму (розпухання) в процесі опромінення в реакторі; технологічність виробництва та мінімальна вартість; проста технологія регенерації (див. нижче) і ін Я. т., використовуване в реакторах на швидких нейтронах, крім того, повинен забезпечити високий коефіцієнт відтворення.

Уранове Я. т. для ядерних реакторів на теплових нейтронах, складових основу ядерної енергетики , має звичайно підвищений вміст ізотопу 235 U (2-4% по масі замість 0, 71% у природному урані ). Істотний недолік реакторів на теплових нейтронах - низький коефіцієнт використання природного урану. Незрівнянно більш високий коефіцієнт використання урану може бути досягнутий в реакторах на швидких нейтронах. У них використовується уран з вищим вмістом урану 235 U (до 30%), а в майбутньому, у міру накопичення запасів 239 Pu, використовуватиметься змішане уран-плутонієве Я. т. з 15-20% Pu. У цьому випадку замість збагаченого урану може бути використаний природний і навіть уран, збіднений 235 U, якого накопичилося в світі вже досить велика кількість. Збіднений уран (без Pu) використовується також в екранній зоні реактора-розмножувача (зоні відтворення), по вазі перевищує в кілька разів активну зону. В реакторах на швидких нейтронах, що працюють на уран-плутонієвому Я. т., кількість накапливающегося 239 Рі може істотно перевищувати кількість сгораемого, тобто має місце відтворення Я. т. Коефіцієнт відтворення залежить від складу Я. т. За ступенем його зростання Я. т. розташовується в наступному порядку: окисное (U, Рі) Про 2, карбідне (V, Pu) C, нітридне (U, Pu) N і металеве у вигляді різних сплавів.

Виробництво уранового Я. т. (паливний цикл, см. рис. ) починається з переробки руд з метою вилучення з них урану. При попередній сортування руди по g-випромінювання у відвал видаляють 20-30% породи з вмістом урану ? 0,01% (застосовуються і звичайні методи збагачення). Гідрометалургійна переробка руди полягає в її дробленні, кислотному вилуговуванні, сорбційному або екстракційному витяганні U з освітлених розчинів або пульп та отриманні очищеної закису-окису урану U 3O8. Для руд, бідних ураном і легенів для вилуговування (особливо у важких для гірських робіт умовах), застосовують підземне вилуговування а самому родовищі (для пластових родовищ - через систему свердловин, для жильних - в підземних камерах з попередньою отбойкой і дробленням руди вибуховими методами).

Далі U 3O8 переводять або в тетрафторид UF 4 для подальшого отримання металевого урану або в гексафторид UF 6 - єдине стійке газоподібне з'єднання урану, що використовується для збагачення урану ізотопом 235 U. Збагачення здійснюється методом газової термодифузії або центрифугуванням (див. Ізотопів розділення ). Далі UF 6 переводять в двоокис урану, яка використовується для виготовлення сердечників ТВЕЛів або для отримання інших сполук урану з тією ж метою.

До сердечникам ТВЕЛів пред'являються високі вимоги щодо стехіометричного складу і змісту сторонніх домішок. Так, в сердечниках 113 UO 2 співвідношення (по масі) кисню і металу повинно бути в межах 2,00-2,02; допустимий вміст F і H 2 O (по масі) відповідно не більше 0,01-0,006% і 0,001%.

Торій як сировинний матеріал для отримання ядер, що діляться 235 U не знайшов широкого застосування з ряду причин: 1) розвідані запаси U в стани забезпечити ядерну енергетику Я. т. на багато десятиліть; 2) Th не утворює багатих родовищ, і технологія його вилучення з руд складніше; 3) поряд з 235 U утворюється 232 U, який, розпадаючись, утворює g-активні ядра ( 212 Bi, 208 Te), що утрудняють звернення з такою Я. т. і ускладнюють виробництво ТВЕЛів:

4) переробка опромінених торієвих ТВЕЛів з метою вилучення з них 233 U є більш важкою і дорогою операцією в порівнянні з переробкою уранових ТВЕЛів.

У процесі експлуатації ТВЕЛів Я. т. вигоряє далеко не повністю, в реакторах має місце відтворення Я. т. (Pu). Тому відпрацьовані ТВЕЛи направляють на переробку з метою регенерації Я. т. для повторного його використання; U і Pu очищають від продуктів поділу. Потім Pu у вигляді PuO 2 направляють для виготовлення сердечників, а U, в залежності від його ізотопного складу, або також направляють для виготовлення сердечників, або переводять в UF 6 с метою збагачення 235 U.

Регенерація Я. т. - складний і дорогий процес переробки високорадіоактивних речовин, що вимагає захисту від радіоактивних випромінювань і дистанційного керування всіма операціями навіть після тривалої витримки відпрацьованих ТВЕЛів у спеціальних сховищах. При цьому в кожному апараті обмежується допустима кількість діляться речовин, щоб попередити виникнення мимовільної ланцюгової реакції. Великі труднощі пов'язані з переробкою та захороненням радіоактивних відходів. Розробляються методи заскловування і бітуміровання відходів, "закачування" слабоактивних розчинів в глибокі горизонти Землі. Вартість процесів регенерації Я. т. і переробки радіоактивних відходів робить істотний вплив на економічні показники атомних електростанцій .

© Літ.: Хімічна технологія опроміненого ядерного пального, М., 1971; Паттон Ф. С., Гуджино Д. М., Гріффітс В. Л., Ядерне пальне па основі збагаченого урану, М., 1966; Високотемпературне ядерне паливо, М., 1969; Займовскій А. С., Калашников В. В., Головнін І. С., Тепловиділяючі елементи атомних реакторів, М., 1966.

© Ф. Г. Решетников, Д. І. Скороваров.





Виберіть першу букву в назві статті:

а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я

Повний політерний каталог статей


 

Алфавітний каталог статей

  а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я
 


 
енциклопедія  біляші  морс  шашлик  качка