Большая Советская энциклопедия - ядерное топливо

вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции (См. Ядерные цепные реакции) деления. Существует только одно природное Я. т. — урановое, которое содержит делящиеся ядра ²³⁵U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра ²³⁸U, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра ²³⁹Ри, не существующие в природе (вторичное горючее):

Вторичным горючим являются также не встречающиеся в природе ядра ²³³U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами ²³²Th:

Я. т. используется в ядерных реакторах (См. Ядерный реактор), тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие Я. т. и герметично заваренные. По химическому составу Я. т. может быть металлическим (включая сплавы), окисным, карбидным, нитридным и др. Основные требования к Я. т.: хорошая совместимость с материалом оболочки ТВЭЛов; высокие температуры плавления и испарения, большая теплопроводность; слабое взаимодействие с теплоносителем; минимальное увеличение объёма (распухание) в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и минимальная стоимость; простая технология регенерации (см. ниже) и др. Я. т., используемое в реакторах-размножителях (См. Реактор-размножитель) на быстрых нейтронах, кроме того, должно обеспечить высокий коэффициент воспроизводства.

Урановое Я. т. для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики (См. Ядерная энергетика), имеет обычно повышенное содержание изотопа ²³⁵U (2—4% по массе вместо 0,71% в естественном уране). Существенный недостаток реакторов на тепловых нейтронах — низкий коэффициент использования природного урана. Несравнимо более высокий коэффициент использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них используется уран с более высоким содержанием урана ²³⁵U (до 30%), а в будущем, по мере накопления запасов ²³⁹Pu, будет использоваться смешанное уран-плутониевое Я. т. с 15—20% Pu. В этом случае вместо обогащенного урана может быть использован природный и даже уран, обеднённый ²³⁵U, которого накопилось в мире уже достаточно большое количество. Обеднённый уран (без Pu) используется также в экранной зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих на уран-плутониевом Я. т., количество накапливающегося ²³⁹Ри может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство Я. т. Коэффициент воспроизводства зависит от состава Я. т. По степени его возрастания Я. т. располагается в следующем порядке: окисное (U, Ри) О2, карбидное (V, Pu) C, нитридное (U, Pu) N и металлическое в виде различных сплавов.

Производство уранового Я. т. (топливный цикл, см. рис.) начинается с переработки руд с целью извлечения из них урана. При предварительной сортировке руды по γ-излучению в отвал удаляют 20—30% породы с содержанием урана ≤ 0,01% (применяются и обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработка руды состоит в её дроблении, кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении U из осветлённых растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси урана U3O8. Для руд, бедных ураном и лёгких для выщелачивания (особенно в трудных для горных работ условиях), применяют подземное выщелачивание а самом месторождении (для пластовых месторождений — через систему скважин, для жильных — в подземных камерах с предварительной отбойкой и дроблением руды взрывными методами).

Далее U3O8 переводят или в тетрафторид UF4 для последующего получения металлического урана или в гексафторид UF6 — единственное устойчивое газообразное соединение урана, используемое для обогащения урана изотопом ²³⁵U. Обогащение осуществляется методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение). Далее UF6 переводят в двуокись урана, которая используется для изготовления сердечников ТВЭЛов или для получения других соединений урана с той же целью.

К сердечникам ТВЭЛов предъявляются высокие требования в отношении стехиометрического состава и содержания посторонних примесей. Так, в сердечниках 113 UO2 соотношение (по массе) кислорода и металла должно быть в пределах 2,00—2,02; допустимое содержание F и H2O (по массе) соответственно не более 0,01—0,006% и 0,001%.

Торий как сырьевой материал для получения делящихся ядер ²³⁵U не нашёл широкого применения по ряду причин: 1) разведанные запасы U в состояния обеспечить ядерную энергетику Я. т. на многие десятилетия; 2) Th не образует богатых месторождений, и технология его извлечения из руд сложнее; 3) наряду с ²³⁵U образуется ²³²U, который, распадаясь, образует γ-активные ядра (²¹²Bi, ²⁰⁸Te), затрудняющие обращение с таким Я. т. и усложняющие производство ТВЭЛов:

4) переработка облученных ториевых ТВЭЛов с целью извлечения из них ²³³U является более трудной и дорогостоящей операцией по сравнению с переработкой урановых ТВЭЛов.

В процессе эксплуатации ТВЭЛов Я. т. выгорает далеко не полностью, в реакторах-размножителях имеет место воспроизводство Я. т. (Pu). Поэтому отработанные ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я. т. для повторного его использования; U и Pu очищают от продуктов деления. Затем Pu в виде PuO2 направляют для изготовления сердечников, а U, в зависимости от его изотопного состава, или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF6 с целью обогащения ²³⁵U.

Регенерация Я. т. — сложный и дорогостоящий процесс переработки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанционного управления всеми операциями даже после длительной выдержки отработавших ТВЭЛов в специальных хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое количество делящихся веществ, чтобы предупредить возникновение самопроизвольной цепной реакции. Большие трудности связаны с переработкой и захоронением радиоактивных отходов. Разрабатываются методы остекловывания и битумирования отходов, «закачка» слабоактивных растворов в глубокие горизонты Земли. Стоимость процессов регенерации Я. т. и переработки радиоактивных отходов оказывает существенное влияние на экономические показатели атомных электростанций (См. Атомная электростанция).

Лит.: Химическая технология облученного ядерного горючего, М., 1971; Паттон Ф. С., Гуджин Д. М., Гриффитс В. Л., Ядерное горючее па основе обогащенного урана, М., 1966; Высокотемпературное ядерное топливо, М., 1969; Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С., Тепловыделяющие элементы атомных реакторов, М., 1966.

Ф. Г. Решетников, Д. И. Скороваров.

Рис. к ст. Ядерное топливо.

Рис. к ст. Ядерное топливо.

Большая советская энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

1969—1978