ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
вещество, к-рое
используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции
деления.
Существует только одно природное Я. т. - урановое, к-рое содержит делящиеся
ядра 235U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное
горючее), и т. н. "сырьевые" ядра 23"U, способные, захватывая
нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра 23)Ри, 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,
тепловыделяющие
элементы (ТВЭЛы) к-рых представляют собой обычно металлич. оболочки различной
формы и длины, содержащие Я. т. и герметично заваренные. По химич. 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; миним. увеличение объёма (распухание)
в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и миним.
стоимость; простая технология регенерации (см. ниже) и др. Я. т., используемое
в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, кроме того, должно
обеспечить высокий коэфф. воспроизводства.
Урановое Я. т. для ядерных реакторов
Производство уранового Я. т. (топливный
Далее UaO К сердечникам ТВЭЛов предъявляются
Торий как сырьевой материал для получения
4) переработка облучённых ториевых
В процессе эксплуатации ТВЭЛов Я. т.
Регенерация Я. т. - сложный и дорогостоящий
Лит.: Химическая технология
Ф. Г. Решетников, Д. И. Скороваров.
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
Ъ
Ы
Ь
Э
Ю
Я
на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики,
имеет
обычно повышенное содержание изотопа 235U (2-4% по массе вместо
0,71% в естественном уране). Существенный недостаток реакторов на
тепловых нейтронах - низкий коэфф. использования природного урана. Несравнимо
более высокий коэфф. 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
239Ри,
будет использоваться смешанное уран-плутониевое Я. т. с 15-20% Ри. В этом
случае вместо обогащённого урана может быть использован природный и даже
уран, обеднённый 235U, к-рого накопилось в мире уже достаточно
большое количество. Обеднённый уран (без Ри) используется также в экранной
зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей
в неск. раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих
на уран-плутониевом Я. т., количество накапливающегося 23BPu
может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство
Я. т. Коэфф. воспроизводства зависит от состава Я. т. По степени его возрастания
Я. т. располагается в след. порядке: окисное (U, Ри)О
цикл, см. рис.) начинается с переработки руд с целью извлечения из них
урана. При предварительной сортировке руды по у-излучению в отвал удаляют
20-30% породы с содержанием урана =S 0,01% (применяются и обычные методы
обогащения). Гидрометаллургич. переработка руды состоит в её дроблении,
кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении U из
осветлённых растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси урана
U
в самом месторождении (для пластовых месторождений - через систему скважин,
для жильных - в подземных камерах с предварительной отбойкой и дроблением
руды взрывными методами).
UF
методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение).
Далее
UF
высокие требования в отношении сте-хиометрич. состава и содержания посторонних
примесей. Так, в сердечниках из UOj соотношение (по массе) кислорода и
металла должно быть в пределах 2,00-2,02; допустимое содержание F и Н
делящихся ядер 233и не нашёл широкого применения по ряду причин:
1) разведанные запасы U в состоянии обеспечить ядерную энергетику Я. т.
на многие десятилетия; 2) Th не образует богатых месторождений, и технология
его извлечения из руд сложнее; 3) наряду с 233U образуется 232U,
к-рый, распадаясь, образует y-активные ядра (212Bi, 208Te),
затрудняющие обращение с таким Я. т. и усложняющие производство ТВЭЛов:
ТВЭЛов с целью извлечения из них 233U является более трудной
и дорогостоящей операцией по сравнению с переработкой урановых ТВЭЛов.
выгорает далеко не полностью, в реакторах-размножителях имеет место воепроизводство
Я. т. (Ри). Поэтому отработанные ТВЭЛы направляют на переработку с целью
регенерации Я. т. для повторного его использования; U и Ри очищают от продуктов
деления. Затем Ри в виде РиО
изготовления сердечников, или переводят в UF
процесс переработки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоактивных
излучений и дистанционного управления всеми операциями даже после длительной
выдержки отработавших ТВЭЛов в спец. 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 экономич. показатели
атомных
электростанций.
облученного ядерного горючего, М., 1971; П а т т о н Ф. С., Гу джин Д.
М., Гриффите В. Л., Ядерное горючее на основе обогащенного урана, М., 1966;
Высокотемпературное ядерное топливо, М., 1969; Займовский А. С., Калашников
В. В., Головвин И. С., Тепловыделяющие элементы атомных реакторов, М.,
1966.