Ядерное топливо

Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство используемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуатации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЯР в любой момент кампании следует считать, как минимум, совокупность трёх делящихся компонентов: ²³⁵U, ²³⁸U и ²³⁹Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а ²³⁸U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.

Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x),под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - ²³⁵U и ²³⁸U, то величина обогащения:

.

В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.714% ядер ²³⁵U, а более 99.286% составляет ²³⁸U (прочие изотопы урана: ²³³U, ²³⁴U, ²³⁶U и ²³⁷U - присутствуют в природном уране в настолько незначительных количествах, что могут не приниматься во внимание).

Если топливо не свежее (облученное – ОЯТ), то его характеризуют еще одним параметром – глубиной выгорания.

Ядерное топливо - штука дорогостоящая. Добыча урановой руды, получение природного металлического урана, обогащение его изотопом ²³⁵U, изготовление топливной композиции, спечение её в таблетки и их чистовая обработка, изготовление твэлов и тепловыделяющих сборок - всё это очень сложные технологические процессы, требующие больших материальных и энергетических затрат. Понятно, что выбрасывать довольно большое количество невыгоревшего ядерного топлива на кладбище радиоактивных отходов было бы делом весьма неумным.

Отработанное (ОБЛУЧЕННОЕ) топливо направляется на регенерацию, где топливные компоненты по цепочке сложных технологических операций отделяются от накопившихся за время работы продуктов деления, заново обогащаются изотопом ²³⁵U и вновь включаются в топливный цикл. Заметим, что регенерация ядерного топлива не менее сложна и дорога, чем изготовление “свежего” топлива.

Вот почему очень важно, чтобы в процессе кампании выгорала как можно большая часть загруженного топлива, а для регенерации оставалась бы как можно меньшая его часть. Мерой оценки эффективности использования топлива в энергетических реакторах служат две основные характеристики.

а) Степень выгорания топлива - это доля (или процент) выгоревшего основного топлива (²³⁵U) от начального его количества.

Степень выгорания обозначается буквой z и в соответствии с определением равна:

.

Путём элементарных подстановок несложно показать, что степень выгорания в любой момент кампании t - величина, прямо пропорциональная величине энерговыработки W(t), если не брать в расчёт ту часть выработанной энергии, которая получена в результате делений ядер плутония.

Из (15.3.1) следует, что

то есть

Об эффективности использования основного топлива в реакторе за время кампании активной зоны можно судить по цифрам максимальной степени выгорания (то есть степени выгорания в конце кампании).

Для реакторов типа РБМК-1000 z_max = 0.35 ¸ 0.37, а для реакторов водо-водяного типа (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) z_max = 0.30 ¸ 0.33.

На практике степень выгорания может измеряться и в %.

б) Глубина выгорания - это энерговыработка на данный момент кампании, приходящаяся на единицу массы первоначально загруженного урана.

Здесь речь идёт обо всём уране (²³⁵U + ²³⁸U), загружаемом в активную зону перед началом кампании. Если обозначить величину глубины выгорания через b, то в соответствии с определением

.

Глубину выгорания принято измерять в МВт сутки / т, МВт сутки /кг

или ГВт сутки/ т.

Представление о величинах глубины выгорания топлива дают такие цифры:

* для реакторов типа РБМК-1000 b_max => 20 МВт ^. сут /кг;

* для реакторов типа ВВЭР- 1000 b_max => 40 ¸ 50 МВт ^. сут /кг.

В реакторах АЭС используется уран низкого обогащения (обогащённый до 1.8 ¸ 5.2%), в ре­акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обогащение ядерного топлива составляет 21 ¸ 45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами используется ядерное топливо с обогащением до 90%. Использование топлива с низким обогащением на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому и является дорогой технологией.

Металлический уран термически не стоек, подвержен фазовым превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами.Эти соединения называются топливными композициями.

Наиболее распространенные в реакторной технике топливные композиции:

UO₂, U₃O₈, UC, UC₂, UN, U₃Si, (UAl₃)Si, UBe₁₃. (Cu-UO₂)

Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных композиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в последующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.

Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в реакторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз­можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.

Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO₂), и его разжижитель - кислород - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.

Температура плавления диоксида (2800 ^o С) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200^оС.