Ядзернае паліва

**Я́дзернае па́ліва** — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў ядзерным рэактары. Ядзернае паліва — гэта сумесь рэчываў, якія ўтрымліваюць дзелячыеся ядры і ядры здольныя ў выніку бамбардзіроўкі нэўтронамі ствараць дзелячыеся ядры (якія не існуюць у прыродзе). Існуе толькі адно натуральнае ядзернае паліва — уранавае, якое ўтрымлівае дзелячыеся ядры 235U, забясьпечваючыя ўтрыманьне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і г. зв. «сыравінныя» ядры 238U, здольныя, захопліваючы нэўтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядры 239Рu, якія не існуюць у прыродзе (паўторнае гаручае):
 
Паўторным гаручым зьяўляюцца таксама ядры 233U, якія не сустракаюцца ў прыродзе і ўтвараюцца ў выніку захопу нэўтронаў паліўнымі ядрамі 232Th:
 
Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляючыя элемэнты якіх уяўляюць сабой звычайна мэталічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваньня зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элемэнтамі і для даданьня цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасьці, зборка мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хваставік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках — чахлавую трубу. У залежнасьці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляючыя зборкі маюць розную колькасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць мэталічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпэратуры плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з цепланосьбітам; мінімальнае павелічэньне аб’ёму ў працэсе абпраменьваньня ў рэактары; тэхналягічнасьць вытворчасьці і мінімальны кошт; простая тэхналёгія рэгенэрацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў рэактарах-множніках (брыдэрах) на хуткіх нэўтронах, акрамя таго, павінна забясьпечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для ядзерных рэактараў на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энэргетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманьне ізатопу 235U (2 — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нэўтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваньня натуральнага ўрана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў рэактарах-множніках на хуткіх нэўтронах. Тут выкарыстоўваецца ўран з больш высокіх ўтрыманьнем урана 235U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці 239Pu, будзе выкарыстоўвацца зьмяшанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана можна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны ўран, якога назапашана ў сьвеце вялікая колькасьць. Зьбяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне рэактара-множніка (зоне ўтварэньня), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нэўтронах, якія працуюць на ўран-плутоніевым ядзерным паліве, колькасьць 239Рu, які назапашваецца, можа істотна перавышаць колькасьць таго, які згарае. Г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэньня залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастаньня ядзернае паліва разьмяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і мэталічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыцьця ўрану ці плютонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэньне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зьніжана.

Вытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца зь перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленьня зь іх урану. Пры папярэднім сартаваньні руды па \gamma-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманьнем урану \eta = 0,01% (ужываюцца звыклыя мэтады ўзбагачэньня). Гідрамэталюргічная пераапрацоўка руды складаецца зm яе драбненьня, кіслотнfuf вылугаваньнz, экстракцыйнfuf здабываньнz U з асьветленых раствораў і атрыманьнz ачышчанага закіса-вокіса ўрана U3O8. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаваньне (для пластавых радовішчаў — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных — у падземных камэрах з папярэдняй адбойкай і зьмяльчэньні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей U_3O_8 пераводзяць у тэтрафтарыд UF_4 для наступнага атрыманьня мэталічнага ўрана ці ў гексафтарыд UF_6 — адзінае ўстойлівае газавае злучэньне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэньня ўрана ізатопам 235U. Узбагачэньне ажыцьцяўляецца мэтадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваньнем. Далей UF_6 пераўтвараюць у двуокісь урану, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў ці для атрыманьня іншых злучэньняў урану з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіамэтрычнага складу і ўтрыманьня староньніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2 адносіны (па масе) кісларода і мэталу павінна быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманьне F і H_2O (па масе) адпаведна ня болей 0,01 — 0,006% і 0,001%.

Торый як сыравінны матэрыял для атрыманьня дзелячыхся ядраў 235U не знайшоў шырокага ўжываньня зь некалькіх прычынаў:

# Вядомыя запасы U у стане забясьпечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодзьдзі;
# Th не ўтварае вялікіх радовішчаў, і тэхналёгія яго выняцьця з руды складаней;
# Разам з 235U атрымліваецца 232U, які, распадаючыся, утварае \gamma-актыўныя ядра (212Bi, 208Te), абцяжарваючыя абыходжаньне з такім ядзерным палівам і ўскладняючыя вытворчасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў;
# Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элемэнтаў з мэтай выманьня зь іх 233U зьяўляецца больш складанай апэрацыяй у параўнаньні зь пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элемэнтаў ядзернае паліва выгарае ня цалкам, у рэактарах-множніках мае месца ўзнаўленьне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элемэнты накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенэрацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстаньня; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзяленьня. Потым Pu у выглядзе PuO2 накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF6 з мэтай узбагачэньня 235U.
Рэгенэрацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыяактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыяактыўных выпраменьваньняў і дыстанцыйнага кіраваньня ўсімі апэрацыямі нават пасьля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб прадухіліць узьнікненьне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці зьвязаныя зь пераапрацоўкай і пахаваньнем радыяактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца мэтады ашкляненьня і бітумаваньня адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенэрацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыяактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.

Катэгорыя:Фізыка