Ядерное топливо

Ядерное топливо - вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления.

В большинстве современных реакторов используют уран, обогащённый по изотопу 235U.

Основные формы ядерного топлива:

• природный уран (0,7% 235U);
• обогащённый уран (до 3–5% 235U для энергетических реакторов, до 20% и выше - для исследовательских и судовых реакторов);
• MOX‑топливо (смесь оксидов урана и плутония).

Для поддержания цепной реакции, необходимой для работы ядерного реактора, в уране должна быть достаточно высокая концентрация определенного изотопа - урана-235. Природный уран преобразуют в несколько различных форм, чтобы подготовить его к обогащению. На специальных установках уран обогащают, чтобы его можно было использовать в ядерном реакторе. Крупнейшие коммерческие предприятия по обогащению топлива расположены в США, Франции, Германии, Нидерландах, Великобритании и России.

Фабрикация ядерного топлива

Фабрикация ядерного топлива - заключительный этап преобразования урана в готовые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые загружаются в активную зону реактора.
Основное сырьё - диоксид урана (UO₂), реже — нитрид урана, металлический уран или смешанное оксидное топливо (МОКС, (U,Pu)O₂ ).
Перед фабрикацией уран проходит стадии: добычи - переработки руды в концентрат («жёлтый кек», U3O8); конверсии в гексафторид урана (UF6​); обогащения (повышение доли 235U до 3–5 % для ВВЭР, до 20 % и выше - для исследовательских и судовых реакторов); аффинажа (очистки от примесей с высоким сечением захвата нейтронов — бора, кадмия, гафния).

Этапы фабрикации:

• получение порошка UO₂: восстановление UF₆​ до UO₂​ в восстановительных печах, контроль гранулометрического состава и чистоты порошка;
• изготовление топливных таблеток: прессование порошка в таблетки диаметром 7–13 мм и высотой 10–20 мм, спекание таблеток при температуре 1700–1750^оC в течение 18–24 часов в восстановительной атмосфере (аргон + водород) для достижения плотности 95–97 % теоретической, шлифовка для точного соблюдения размеров, контроль геометрии, плотности, содержания урана и кислорода, микроструктуры;
• подготовка оболочек ТВЭЛов: нарезка циркониевых труб (сплавы Zr‑1 % Nb, Э110, Э635) на заготовки длиной 3–4 м, механическая и химическая очистка внутренней поверхности, нанесение защитных покрытий (при необходимости);
• заполнение оболочек таблетками (пакетирование): укладка таблеток в трубку с зазором 0,1–0,2 мм, установка пружинного фиксатора для удержания таблеток и компенсации термического расширения, заполнение свободного объёма гелием под давлением 1,5-2,5 МПа (улучшает теплопередачу), герметизация концов сваркой в инертной атмосфере.

Отдельные ТВЭЛы объединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые загружают в реактор.

Ядерное топливо делится на 2 вида:

• природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырье 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;
• вторичное топливо, которое не встречается в природе, в т. ч. 239Pu, получаемый из топлива 1^го вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

• металлическим, включая сплавы;
• оксидным (например, UO₂);
• карбидным (например, PuC1-x);
• нитридным;
• смешанным (PuO₂ + UO₂).

Ядерное топливо существенно отличается от других видов топлива:

• гораздо сложнее в применении;
• требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании;
• необходима высокая квалификация персонала.

В среднем 1 ТВС находится в ядерном реакторе около 5 лет, обеспечивая выработку электроэнергии. Как только ТВС перестает эффективно участвовать в выработке электроэнергии, ЯТ переводят в статус отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).
Каждые 18–24 месяца АЭС на короткое время прекращает выработку электроэнергии, чтобы заменить около 30% ТВС с ОЯТ.

Добыча топлива для ядерных реакторов осуществляется 3^мя основными способами:

• открытая разработка - применяется в случае, если залежи ископаемого залегают недалеко от поверхности земли;
• шахтный тип разработки - если залежи находятся на большой глубине;
• скважинно - подземное выщелачивание (СПВ) - химический процесс, который проводится под землей при помощи доставляемых реактивов, с экономической точки зрения он является самым выгодным из номенклатуры промышленных методов:
• бурится 1 скважина, в которую закачивается реактив;
• бурится несколько скважин, из которых откачивается раствор вместе с ураном;
• уран извлекается из раствора, а остаток пополняют новой порцией реагента, после чего снова закачивают в недра: система работает практически в замкнутом цикле. 1
• среди преимуществ СПВ: отсутствие изменения геологического состояния недр, из-за отсутствия выемки горнорудной массы; нет нарушения земной поверхности, радиоактивность рудного тела остается под землей,
• для СПВ не подходят низкопроницаемые коллекторы, поскольку через сланцевые породы сложно прокачивать растворы.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладает дисперсионное топливо, в котором мелкие частицы UC, PuO₂, UO₂ и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др.
Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива.
Например, дисперсионное топливо 1^й АЭС состояло из частиц сплава урана с 9% молибдена, залитых магнием.