Ядерное топливо — это материал, используемый на атомных электростанциях для производства тепла для питания турбин . Тепло выделяется, когда ядерное топливо подвергается ядерному делению .
Большинство ядерного топлива содержат тяжелые делящиеся актинидные элементы, которые способны подвергаться и поддерживать ядерное деление . Тремя наиболее важными делящимися изотопами являются уран-233 , уран-235 и плутоний-239 . Когда в нестабильные ядра этих атомов попадает медленно движущийся нейтрон, они часто расщепляются, образуя два дочерних ядра и еще два или три нейтрона . В этом случае высвободившиеся нейтроны расщепляют еще больше ядер. Это создает самоподдерживающуюся цепную реакцию , которая контролируется в ядерном реакторе или неконтролируется в ядерном оружии . Альтернативно, если ядро поглощает нейтрон без расщепления, оно создает более тяжелое ядро с одним дополнительным нейтроном.
Процессы, связанные с добычей, переработкой, очисткой, использованием и утилизацией ядерного топлива, известны под общим названием ядерный топливный цикл .
Не все виды ядерного топлива создают энергию в результате ядерного деления; плутоний-238 и некоторые другие изотопы используются для производства небольших количеств ядерной энергии путем радиоактивного распада в радиоизотопных термоэлектрических генераторах и других типах атомных батарей .
Ядерное топливо имеет самую высокую плотность энергии из всех практических источников топлива.
Для реакторов деления топливо (обычно на основе урана) обычно основано на оксиде металла; используются оксиды, а не сами металлы, потому что температура плавления оксида значительно выше, чем у металла, и потому, что он не может гореть, находясь уже в окисленном состоянии.
Диоксид урана представляет собой черное полупроводниковое твердое вещество. Его можно получить путем нагревания нитрата уранила с образованием UO.
2.
Затем его преобразуют путем нагревания с водородом с образованием UO 2 . Его можно получить из обогащенного гексафторида урана путем реакции с аммиаком с образованием твердого вещества, называемого диуранатом аммония , (NH 4 ) 2 U 2 O 7 . Затем его нагревают (прокаливают) с образованием UO .
3и U 3 O 8 , который затем преобразуется путем нагревания с водородом или аммиаком с образованием UO 2 . [1]
UO 2 смешивается с органическим связующим и прессуется в гранулы, которые затем обжигаются при гораздо более высокой температуре (в H 2 /Ar) для спекания твердого вещества. Цель состоит в том, чтобы сформировать плотное твердое вещество с небольшим количеством пор.
Теплопроводность диоксида урана очень мала по сравнению с металлическим цирконием и снижается с повышением температуры.
Коррозия диоксида урана в воде контролируется электрохимическими процессами, аналогичными гальванической коррозии поверхности металла.
Под воздействием нейтронного потока во время нормальной работы в активной зоне небольшой процент 238 U в топливе поглощает избыточные нейтроны и трансмутируется в 239 U. 239 U быстро распадается на 239 Np , который, в свою очередь, быстро распадается на 239 Pu . Небольшой процент 239 Pu имеет более высокое нейтронное сечение, чем 235 U. По мере накопления 239 Pu цепная реакция смещается от чистого 235 U в начале использования топлива к соотношению примерно 70% 235 U и 30% 239 Pu в конце периода воздействия топлива продолжительностью от 18 до 24 месяцев. [2]
Смешанное оксидное топливо , или МОКС-топливо , представляет собой смесь плутония и природного или обедненного урана , которая ведет себя аналогично (хотя и не идентично) обогащенному урановому сырью, для которого было спроектировано большинство ядерных реакторов. МОХ-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому (НОУ) топливу, используемому в легководных реакторах , которые преобладают в атомной энергетике .
Была выражена некоторая обеспокоенность тем, что использованные МОХ-активные зоны создадут новые проблемы с утилизацией, хотя МОКС-топлив сам по себе является средством утилизации излишков плутония путем трансмутации .
Переработка коммерческого ядерного топлива в МОКС-топливо осуществлялась на МОХ-заводе в Селлафилде (Англия). По состоянию на 2015 год МОКС-топливо производится во Франции (см. Ядерная площадка Маркуль ), и в меньшей степени в России (см. Горно-химический комбинат ), Индии и Японии. Китай планирует разработать быстрые реакторы-размножители (см. CEFR ) и переработку.
Глобальное партнерство в области ядерной энергии было предложением США в администрации Джорджа Буша сформировать международное партнерство, чтобы обеспечить переработку отработавшего ядерного топлива таким образом, чтобы сделать содержащийся в нем плутоний пригодным для использования в качестве ядерного топлива, но не для ядерного оружия. Переработка отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов не разрешена в США по соображениям нераспространения. Все остальные страны-переработчики уже давно имеют ядерное оружие из топлива «исследовательских» реакторов военного назначения, за исключением Японии. Обычно, когда топливо меняется каждые три года или около того, около половины 239 Pu «сгорает» в реакторе, обеспечивая около трети всей энергии. Он ведет себя как 235 U , и при его делении выделяется такое же количество энергии. Чем выше выгорание, тем больше плутония в отработавшем топливе, но тем меньше доля делящегося плутония. Обычно около одного процента использованного топлива, выброшенного из реактора, составляет плутоний, и около двух третей из него является делящимся (около 50% 239 Pu , 15% 241 Pu ). Ежегодно во всем мире при перегрузке реакторов удаляется около 70 тонн плутония, содержащегося в отработанном топливе. [ нужна цитата ]
Металлическое топливо имеет преимущество гораздо более высокой теплопроводности, чем оксидное топливо, но не может выдерживать столь же высокие температуры. Металлическое топливо имеет долгую историю использования, начиная с реактора Клементина в 1946 году и заканчивая многими испытательными и исследовательскими реакторами. Металлическое топливо потенциально обладает самой высокой плотностью делящихся атомов. Металлическое топливо обычно легировано, но некоторые виды металлического топлива изготавливаются из чистого металлического урана. Используемые урановые сплавы включают уран-алюминий, уран-цирконий, уран-кремний, уран-молибден, гидрид уран-циркония (UZrH) и карбонитрид уран-циркония. [3] Любое из вышеупомянутых видов топлива может быть изготовлено из плутония и других актинидов в рамках замкнутого ядерного топливного цикла. Металлическое топливо использовалось в водяных реакторах и быстрых жидкометаллических реакторах-размножителях, таких как EBR-II .
Топливо TRIGA используется в реакторах TRIGA (учебные, исследовательские, изотопные, General Atomics ). В реакторе TRIGA используется топливо UZrH, которое имеет мгновенный отрицательный температурный коэффициент реактивности . Это означает, что с увеличением температуры активной зоны реактивность снижается, поэтому расплавление маловероятно. Большинство активных зон, в которых используется это топливо, представляют собой активные зоны с «высокой утечкой», где избыток утекших нейтронов можно использовать для исследований. То есть их можно использовать в качестве источника нейтронов . Топливо TRIGA изначально было разработано для использования высокообогащенного урана , однако в 1978 году Министерство энергетики США запустило программу пониженного обогащения для исследовательских испытательных реакторов, которая способствовала переводу реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Всего в США было установлено 35 реакторов TRIGA. Еще 35 реакторов были установлены в других странах.
В реакторе на быстрых нейтронах в качестве топлива можно использовать второстепенные актиниды, образующиеся в результате нейтронного захвата урана и плутония. Топливо из актинидов металлов обычно представляет собой сплав циркония, урана, плутония и второстепенных актинидов . Его можно сделать изначально безопасным, поскольку тепловое расширение металлического сплава увеличит утечку нейтронов.
Расплавленный плутоний, легированный другими металлами для снижения температуры плавления и заключенный в тантал , [4] был испытан в двух экспериментальных реакторах, LAMPRE I и LAMPRE II, в Национальной лаборатории Лос-Аламоса в 1960-х годах. «Во время работы у LAMPRE произошло три отдельных отказа топлива». [5]
Керамическое топливо, отличное от оксидов, имеет преимущество высокой теплопроводности и температуры плавления, но оно более склонно к набуханию , чем оксидное топливо, и также не изучено.
Это топливо часто выбирают для конструкций реакторов, которые производит НАСА . Одним из преимуществ является то, что нитрид урана имеет лучшую теплопроводность , чем UO 2 . Нитрид урана имеет очень высокую температуру плавления. Это топливо имеет недостаток: если не использовать 15 N (вместо более распространенного 14 N ), из азота в результате реакции (n,p) будет генерироваться большое количество 14 C. Поскольку азот, необходимый для такого топлива, будет очень дорогим, вполне вероятно, что топливо потребует пирообработки , чтобы обеспечить восстановление 15 N. Вполне вероятно, что, если топливо было обработано и растворено в азотной кислоте , азот обогатился 15 N. будет разбавлен обычным 14 N. Летучесть фторида - это метод переработки, который не основан на азотной кислоте, но он был продемонстрирован только на относительно небольших установках, тогда как признанный процесс PUREX используется в коммерческих целях примерно для трети всех использованных ядерное топливо (остальное в основном подлежит «однократному топливному циклу»). Все соединения фторида азота являются летучими или газообразными при комнатной температуре и могут быть фракционно перегнаны от других газообразных продуктов (включая восстановленный гексафторид урана ) для извлечения первоначально использованного азота. Если бы топливо можно было обрабатывать таким образом, чтобы обеспечить низкое загрязнение нерадиоактивным углеродом (не являющимся обычным продуктом деления и отсутствующим в ядерных реакторах, которые не используют его в качестве замедлителя ), тогда летучесть фторида можно было бы использовать для отделения14
C получают путем получения тетрафторида углерода .14
C предлагается использовать в особо долговечных ядерных батареях малой мощности , называемых алмазными батареями .
Большая часть того, что известно о карбиде урана, относится к твэлам игольчатого типа для быстрых жидкометаллических реакторов во время их интенсивных исследований в 1960-х и 1970-х годах. Однако в последнее время возродился интерес к карбиду урана в форме пластинчатого топлива и, в первую очередь, к микрочастицам топлива (таким как частицы TRISO ).
Высокая теплопроводность и высокая температура плавления делают карбид урана привлекательным топливом. Кроме того, из-за отсутствия в этом топливе кислорода (в процессе облучения может создаваться избыточное давление газа за счет образования О 2 или других газов), а также способности дополнять керамическое покрытие (керамико-керамический интерфейс имеет структурные и химические преимущества), карбид урана может быть идеальным кандидатом в топливо для некоторых реакторов поколения IV , таких как быстрый реактор с газовым охлаждением . Хотя нейтронное сечение углерода невелико, в годы выгорания преимущественно12
C подвергнется захвату нейтронов с образованием стабильного13
C , а также радиоактивный14
С. _ в отличие от14
C , полученный с использованием нитрата урана,14
C будет составлять лишь небольшую изотопную примесь в общем содержании углерода и, таким образом, сделает весь содержащийся углерод непригодным для неядерного использования.14
Концентрация углерода будет слишком низкой для использования в ядерных батареях без обогащения. Ядерный графит , выбрасываемый из реакторов, где он использовался в качестве замедлителя, представляет ту же проблему.
Жидкое топливо представляет собой жидкости, содержащие растворенное ядерное топливо, и было доказано, что оно дает многочисленные эксплуатационные преимущества по сравнению с традиционными подходами к использованию твердого топлива. [6]
Жидкотопливные реакторы предлагают значительные преимущества в области безопасности благодаря своей стабильной «саморегулирующейся» динамике реактора. Это обеспечивает два основных преимущества: практически исключает возможность выхода из-под контроля реактора и обеспечивает возможность автоматического отслеживания нагрузки, которая хорошо подходит для производства электроэнергии и высокотемпературного промышленного теплоснабжения.
Еще одним важным преимуществом некоторых конструкций жидкостных сердечников является их способность быстро сливаться в пассивно безопасный сливной резервуар. Это преимущество было неоднократно убедительно продемонстрировано в рамках еженедельной процедуры остановки в ходе весьма успешного 4-летнего эксперимента с реактором на расплавленной соли .
Еще одним огромным преимуществом жидкого ядра является его способность выделять газообразный ксенон, который обычно действует как поглотитель нейтронов.135
Xe является самым сильным из известных нейтронных ядов и образуется как напрямую, так и в виде продукта распада нейтронов.135I как продукт деления ) и вызывает структурные окклюзии в твердотопливных элементах (приводящие к ранней замене твердотопливных стержней с несгоревшим более 98% ядерного топлива, включая множество долгоживущих актинидов). Напротив, реакторы на расплавах солей (MSR) способны удерживать топливную смесь в течение значительно продолжительных периодов времени, что не только значительно увеличивает эффективность использования топлива , но и сжигает подавляющее большинство собственных отходов в рамках нормальных эксплуатационных характеристик. Недостаток того, чтобы позволить135
Xe убегает вместо того, чтобы позволить ему захватывать нейтроны, превращая его в в основном стабильный и химически инертный136
Xe , заключается в том, что он быстро распадется до высокохимически реактивного долгоживущего радиоактивного вещества.135
Cs , который ведет себя подобно другим щелочным металлам и может усваиваться организмами в процессе метаболизма.
Топливо из расплавленных солей представляет собой смеси солей актинидов (например, фторида/хлорида тория/урана) с другими солями, используемые в жидкой форме при температурах плавления, превышающих их типичные температуры в несколько сотен градусов Цельсия. В некоторых конструкциях реакторов с расплавленным солевым топливом , таких как жидкий фторид ториевый реактор (LFTR), эта топливная соль также является теплоносителем; в других конструкциях, таких как стабильный солевой реактор , топливная соль содержится в твэлах, а теплоноситель представляет собой отдельную нерадиоактивную соль. Существует еще одна категория реакторов с жидкосолевым охлаждением, в которых топливо находится не в форме расплавленной соли, а для охлаждения используется расплавленная соль.
Топливо на основе расплавленной соли использовалось в LFTR, известном как эксперимент с реактором на расплавленной соли, а также в других экспериментах с реактором с жидкой активной зоной. Жидким топливом для расплавленно-солевого реактора служила смесь фторидов лития, бериллия, тория и урана: LiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 (72-16-12-0,4 мол.%). В эксперименте его максимальная рабочая температура составляла 705 °C, но он мог работать и при гораздо более высоких температурах, поскольку температура кипения расплавленной соли превышала 1400 °C.
В водных гомогенных реакторах (AHR) используется раствор сульфата уранила или другой соли урана в воде. Исторически все AHR были небольшими исследовательскими реакторами , а не большими энергетическими реакторами. Для производства медицинских изотопов рассматривается AHR, известная как Система производства медицинских изотопов . [7]
Двухжидкостный реактор (DFR) имеет вариант DFR/m, который работает с эвтектическими жидкими металлическими сплавами, например, U-Cr или U-Fe. [8]
Порошок диоксида урана (UO 2 ) прессуют в цилиндрические таблетки и спекают при высоких температурах для получения керамических таблеток ядерного топлива с высокой плотностью и четко определенными физическими свойствами и химическим составом. Процесс шлифования используется для достижения однородной цилиндрической геометрии с узкими допусками. Такие топливные таблетки затем складываются стопками и заполняются металлическими трубками. Металл, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора. Раньше использовалась нержавеющая сталь, но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав , который не только обладает высокой коррозионной стойкостью, но и имеет низкое поглощение нейтронов. Трубки, содержащие топливные таблетки, герметичны: эти трубки называются твэлами . Готовые топливные стержни группируются в топливные сборки, которые используются для создания активной зоны энергетического реактора.
Оболочка — внешний слой твэлов, стоящий между теплоносителем и ядерным топливом. Он изготовлен из коррозионностойкого материала с низким поперечным сечением поглощения тепловых нейтронов , обычно циркалоя или стали в современных конструкциях, или магния с небольшим количеством алюминия и других металлов для ныне устаревших реакторов Магнокс . Оболочка предотвращает попадание радиоактивных осколков деления топлива в теплоноситель и его загрязнение. Помимо предотвращения утечек радиоактивных материалов, это также способствует поддержанию неагрессивности теплоносителя, насколько это возможно, и предотвращению реакций между химически агрессивными продуктами деления и теплоносителем. Например, высокореактивный щелочной металл цезий , который сильно реагирует с водой с образованием водорода и является одним из наиболее распространенных продуктов деления. [а]
Топливо реактора с водой под давлением (PWR) состоит из цилиндрических стержней, сложенных в пучки. Керамика из оксида урана формуется в виде таблеток и вставляется в трубки из циркалоя, которые соединяются вместе. Трубки из циркалоя имеют диаметр около 1 сантиметра (0,4 дюйма), а зазор оболочки топлива заполнен газообразным гелием для улучшения теплопроводности от топлива к оболочке. В одной связке содержится около 179–264 твэлов, а в активную зону реактора загружается от 121 до 193 твэлов. Обычно топливные пучки состоят из твэлов размером от 14×14 до 17×17. Топливные пучки PWR имеют длину около 4 м (13 футов). В топливных пучках PWR стержни управления вставляются через верхнюю часть непосредственно в топливный пучок. Топливные связки обычно обогащены 235 U на несколько процентов. Оксид урана перед помещением в трубки сушат, чтобы попытаться устранить из керамического топлива влагу, которая может привести к коррозии и водородному охрупчиванию . Трубки из циркалоя находятся под давлением гелия, чтобы свести к минимуму взаимодействие таблетки с оболочкой, которое может привести к выходу из строя топливного стержня в течение длительного времени.
В реакторах с кипящей водой (BWR) топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что пакеты «консервированы». То есть вокруг каждого пучка имеется тонкая трубка. В первую очередь это делается для того, чтобы локальные вариации плотности не влияли на нейтрононику и теплогидравлику активной зоны реактора. В современных ТВС BWR в каждой сборке имеется 91, 92 или 96 твэлов в зависимости от производителя. Активную зону реактора составляют от 368 сборок для самого маленького реактора до 800 сборок для самого большого BWR в США. Каждый твэл BWR заправлен гелием до давления около 3 стандартных атмосфер (300 кПа).
Канадские дейтерио-урановые топливные пучки (CANDU) имеют длину около 0,5 метра (20 дюймов) и диаметр 10 сантиметров (4 дюйма). Они состоят из спеченных (UO 2 ) таблеток в трубках из циркониевого сплава, приваренных к торцевым пластинам из циркониевого сплава. Каждая связка весит примерно 20 кг (44 фунта), а типичная загрузка активной зоны составляет порядка 4500–6500 связок, в зависимости от конструкции. Современные типы обычно имеют 37 одинаковых твэлов, расположенных радиально вокруг длинной оси пучка, но в прошлом использовались несколько разных конфигураций и количества твэлов. В комплект CANFLEX входят 43 твэла двух типоразмеров. Он также имеет диаметр около 10 см (4 дюйма), длину 0,5 м (20 дюймов) и вес около 20 кг (44 фунта) и заменяет стандартный 37-контактный комплект. Он был разработан специально для повышения эффективности подачи топлива за счет использования штифтов двух разных диаметров. Текущие конструкции CANDU не требуют обогащенного урана для достижения критичности (из-за меньшего поглощения нейтронов в их тяжеловодном замедлителе по сравнению с легководным), однако некоторые новые концепции требуют низкого обогащения, чтобы помочь уменьшить размер реакторов. Атомная электростанция Атуча в Аргентине, по конструкции аналогичная CANDU, но построенная немецкой KWU , изначально была спроектирована для необогащенного топлива, но с тех пор перешла на слегка обогащенное топливо с235
Содержание урана примерно на 0,1 процентного пункта выше, чем в природном уране.
Различные другие формы ядерного топлива находят применение в конкретных приложениях, но не имеют такого широкого применения, как те, которые используются в электростанциях BWR, PWR и CANDU. Многие из этих форм топлива встречаются только в исследовательских реакторах или имеют военное применение.
Реакторы Magnox (неокисляющие магний) представляют собой реакторы под давлением, с углекислым газом и графитовым замедлителем , использующие природный уран (т.е. необогащенный) в качестве топлива и сплав Magnox в качестве оболочки топлива. Рабочее давление варьируется от 6,9 до 19,35 бар (от 100,1 до 280,6 фунтов на квадратный дюйм) для стальных сосудов под давлением, а две железобетонные конструкции работали при давлениях 24,8 и 27 бар (24,5 и 26,6 атм). Сплав Magnox состоит в основном из магния с небольшим количеством алюминия и других металлов и используется для оболочки топлива из необогащенного металлического урана с неокисляющим покрытием для удержания продуктов деления. Этот материал имеет преимущество низкого сечения захвата нейтронов , но имеет два основных недостатка:
В топливе Magnox имеются охлаждающие ребра, обеспечивающие максимальную теплопередачу, несмотря на низкие рабочие температуры, что делает его производство дорогим. Хотя использование металлического урана, а не оксида, сделало ядерную переработку более простой и, следовательно, более дешевой, необходимость переработки топлива через короткое время после удаления из реактора означала, что опасность продуктов деления была серьезной. Для решения этой проблемы потребовались дорогостоящие средства удаленной обработки .
Триструктурно-изотропное (ТРИСО) топливо представляет собой разновидность топлива из микрочастиц. Частица состоит из ядра топлива UO X (иногда UC или UCO), которое покрыто четырьмя слоями трех изотропных материалов, нанесенных методом химического осаждения из паровой фазы в псевдоожиженном слое (FCVD). Четыре слоя представляют собой пористый буферный слой, изготовленный из углерода, который поглощает отдачу продуктов деления, за которым следует плотный внутренний слой защитного пиролитического углерода (PyC), за которым следует керамический слой из SiC для удержания продуктов деления при повышенных температурах и обеспечения TRISO. частица имеет большую структурную целостность, за которой следует плотный внешний слой PyC. Частицы TRISO затем инкапсулируются в цилиндрические или сферические графитовые гранулы. Частицы топлива TRISO сконструированы так, чтобы не растрескиваться из-за напряжений, вызванных процессами (такими как дифференциальное тепловое расширение или давление газа деления) при температурах до 1600 ° C, и, следовательно, они могут удерживать топливо в худших сценариях аварий в правильно спроектированном реакторе. . Двумя такими конструкциями реакторов являются газоохлаждаемый реактор с призматическим блоком (такой как GT-MHR ) и реактор с галечным слоем (PBR). Обе эти конструкции реакторов представляют собой высокотемпературные газовые реакторы (ВТГР). Это также базовые конструкции реакторов сверхвысокотемпературных реакторов (VHTR), одного из шести классов конструкций реакторов в инициативе «Поколение IV» , которая пытается достичь еще более высоких температур на выходе HTGR.
Топливные частицы TRISO были первоначально разработаны в Великобритании в рамках проекта реактора Дракон . Включение SiC в качестве диффузионного барьера было впервые предложено Д.Т. Ливи. [9] Первым ядерным реактором, в котором использовалось топливо TRISO, был реактор «Дракон», а первой силовой установкой — THTR -300 . В настоящее время топливные компакты TRISO используются в некоторых экспериментальных реакторах, таких как HTR-10 в Китае и высокотемпературном инженерном испытательном реакторе в Японии. В США сферические топливные элементы, использующие частицы TRISO с ядром из твердого раствора UO 2 и UC , используются в Xe-100 , а компания Kairos Power разрабатывает ядерный реактор мощностью 140 МВт, в котором используется TRISO. [10]
В частицах QUADRISO слой выгорающего нейтронного поглотителя ( оксида европия , оксида или карбида эрбия ) окружает топливное ядро обычных частиц TRISO, чтобы лучше управлять избыточной реактивностью. Если активная зона оснащена топливом как TRISO, так и QUADRISO, то в начале жизни нейтроны не достигают топлива частиц QUADRISO, поскольку их останавливает выгорающий яд. Во время работы реактора нейтронное облучение яда заставляет его «сгорать» или постепенно превращаться в неядовитые изотопы, уменьшая этот эффект яда и оставляя все больше нейтронов, доступных для поддержания цепной реакции. Этот механизм компенсирует накопление нежелательных нейтронных поглотителей, которые являются неизбежной частью продуктов деления, а также «выгорание» или истощение обычного делящегося топлива. В обобщенной концепции топлива QUADRISO яд может в конечном итоге смешиваться с топливным ядром или внешним пироуглеродом. Концепция QUADRISO [11] была разработана в Аргоннской национальной лаборатории .
Реакторное топливо РБМК использовалось в реакторах типа РБМК , спроектированных и построенных в СССР . Это низкообогащенное оксидно-урановое топливо. Твэлы в РБМК имеют длину 3 м каждый, и по два из них расположены спина к спине на каждом топливном канале, напорной трубке. Переработанный уран из отработавшего топлива российского реактора ВВЭР используется для изготовления топлива РБМК. После чернобыльской аварии обогащение топлива было изменено с 2,0% до 2,4%, чтобы компенсировать доработки стержней управления и введение дополнительных поглотителей.
Топливо CerMet состоит из керамических топливных частиц (обычно оксида урана), внедренных в металлическую матрицу. Предполагается [ кем? ] что этот тип топлива используется в реакторах ВМС США. Это топливо имеет высокие характеристики теплопередачи и может выдерживать большое расширение.
Пластинчатое топливо с годами вышло из моды. Топливо пластинчатого типа обычно состоит из обогащенного урана, заключенного между металлической оболочкой. Топливо пластинчатого типа используется в нескольких исследовательских реакторах, где желателен высокий поток нейтронов, для таких целей, как исследования облучения материалов или производство изотопов, без высоких температур, наблюдаемых в керамическом цилиндрическом топливе. В настоящее время он используется в усовершенствованном испытательном реакторе (ATR) в Национальной лаборатории Айдахо и в ядерном исследовательском реакторе в радиационной лаборатории Лоуэлла Массачусетского университета . [ нужна цитата ]
Топливо, связанное с натрием, состоит из топлива, в зазоре между топливной пробкой (или таблеткой) и оболочкой находится жидкий натрий. Этот тип топлива часто используется в быстрых жидкометаллических реакторах с натриевым теплоносителем. Он использовался в EBR-I, EBR-II и FFTF. Топливная пробка может быть металлической или керамической. Натриевая связь используется для снижения температуры топлива.
Аварийно-устойчивое топливо (ATF) представляет собой серию новых концепций ядерного топлива, исследованных с целью улучшения характеристик топлива в аварийных условиях, таких как авария с потерей теплоносителя (LOCA) или аварии, инициированные реакцией (RIA). Эти опасения стали более заметными после ядерной катастрофы на Фукусиме-дайити в Японии, в частности, в отношении эффективности топлива легководных реакторов (LWR) в аварийных условиях. [12]
Были проведены нейтронные анализы применения новых систем материалов топливной оболочки для различных типов материалов ATF. [13]
Целью исследований является разработка ядерного топлива, способного выдерживать потерю активного охлаждения в течение значительно более длительного периода, чем существующие конструкции топлива, и предотвращать или задерживать выброс радионуклидов во время аварии. [14] Это исследование сосредоточено на пересмотре конструкции топливных таблеток и оболочки, [15] [16] , а также на взаимодействии между ними. [17] [13] [18] [19] [20]
Отработанное ядерное топливо представляет собой сложную смесь продуктов деления урана , плутония и металлов-трансплутониев . Топливо, которое использовалось при высокой температуре в энергетических реакторах, обычно бывает гетерогенным ; часто топливо будет содержать наночастицы металлов платиновой группы , таких как палладий . Кроме того, топливо вполне могло растрескаться, набухнуть и нагреться до точки плавления. Несмотря на то, что использованное топливо поддается крекингу, оно очень нерастворимо в воде и способно удерживать подавляющее большинство актинидов и продуктов деления внутри кристаллической решетки диоксида урана . Радиационная опасность отработавшего ядерного топлива снижается по мере распада его радиоактивных компонентов, но остается высокой в течение многих лет. Например, через 10 лет после извлечения из реактора мощность поверхностной дозы типичной отработавшей тепловыделяющей сборки все еще превышает 10 000 бэр/час, что приводит к смертельной дозе всего за несколько минут. [21]
Существуют два основных способа выброса: продукты деления могут испаряться или мелкие частицы топлива могут рассеиваться.
Постирадиационное обследование (PIE) — это исследование использованных ядерных материалов, таких как ядерное топливо. Он имеет несколько целей. Известно, что путем исследования отработанного топлива можно изучить виды отказов, возникающие при нормальном использовании (и поведение топлива во время аварии). Кроме того, собирается информация, которая позволяет потребителям топлива убедиться в его качестве, а также помогает в разработке новых видов топлива. После крупных аварий активная зона (или то, что от нее осталось) обычно подвергается PIE, чтобы выяснить, что произошло. Одним из объектов, где проводится PIE, является ITU, центр ЕС по изучению высокорадиоактивных материалов.
Материалы в среде с высоким уровнем радиации (например, в реакторе) могут проявлять уникальное поведение, такое как набухание [22] и нетепловая ползучесть. Если внутри материала происходят ядерные реакции (например, то, что происходит в топливе), стехиометрия также будет медленно меняться с течением времени. Такое поведение может привести к появлению новых свойств материала, растрескиванию и выделению газа ядерного деления.
Теплопроводность диоксида урана низкая ; на него влияют пористость и выгорание. Выгорание приводит к растворению продуктов деления в решетке (например, лантаноидов ), осаждению продуктов деления, таких как палладий , образованию пузырьков газа деления из-за продуктов деления, таких как ксенон и криптон , и радиационному повреждению решетки. Низкая теплопроводность может привести к перегреву центральной части гранул во время использования. Пористость приводит к уменьшению как теплопроводности топлива, так и к набуханию, возникающему при использовании.
По данным Международного центра ядерной безопасности [23], теплопроводность диоксида урана можно предсказать в различных условиях с помощью ряда уравнений.
Объемная плотность топлива может быть связана с теплопроводностью.
Где ρ — объемная плотность топлива, а ρ td — теоретическая плотность диоксида урана .
Тогда теплопроводность пористой фазы ( Kf ) связана с проводимостью идеальной фазы ( Ko , отсутствие пористости) следующим уравнением. Обратите внимание, что s — это коэффициент формы отверстий.
Вместо измерения теплопроводности с использованием традиционных методов, таких как диск Лиса, метод Форбса или стержень Сирла, обычно используется анализ лазерной вспышки , при котором небольшой диск топлива помещается в печь. После нагрева до необходимой температуры одна сторона диска освещается лазерным импульсом, после чего можно рассчитать время, необходимое для прохождения тепловой волны через диск, плотность диска и толщину диска. и определить теплопроводность.
Если t 1/2 определяется как время, необходимое для того, чтобы неосвещенная поверхность испытала половину своего конечного повышения температуры, то тогда.
Подробнее см. К. Синдзато и Т. Баба (2001). [24]
Атомная батарея (также называемая ядерной батареей или радиоизотопной батареей) — это устройство, которое использует радиоактивный распад для выработки электроэнергии. В этих системах используются радиоизотопы , которые производят бета-частицы низкой энергии, а иногда и альфа-частицы различной энергии. Бета-частицы низкой энергии необходимы для предотвращения образования проникающего тормозного излучения высокой энергии, которое потребует мощной защиты. Использовались радиоизотопы, такие как плутоний-238 , кюрий-242 , кюрий-244 и стронций-90 . Были испытаны тритий , никель-63 , прометий-147 и технеций-99 .
Существует две основные категории атомных батарей: тепловые и нетепловые. Нетепловые атомные батареи, имеющие множество различных конструкций, используют заряженные альфа- и бета-частицы . Эти конструкции включают генераторы прямой зарядки , бетавольтаику , оптоэлектрическую ядерную батарею и радиоизотопный пьезоэлектрический генератор . С другой стороны, тепловые атомные батареи преобразуют тепло радиоактивного распада в электричество. Эти конструкции включают термоэмиссионный преобразователь, термофотоэлектрические элементы, термоэлектрический преобразователь из щелочного металла и наиболее распространенную конструкцию - радиоизотопный термоэлектрический генератор.
Радиоизотопный термоэлектрический генератор (РТГ) — это простой электрический генератор , который преобразует тепло радиоизотопа в электричество с помощью набора термопар .
238
Пу
стал наиболее широко используемым топливом для РИТЭГов в виде диоксида плутония . Он имеет период полураспада 87,7 лет, разумную плотность энергии и исключительно низкие уровни гамма- и нейтронного излучения. Некоторые российские наземные ритэги использовали90
старший
; этот изотоп имеет более короткий период полураспада и гораздо меньшую плотность энергии, но он дешевле. Первые ритэги, впервые построенные в 1958 году Комиссией по атомной энергии США , использовали210
По
. Это топливо обеспечивает феноменально огромную плотность энергии (один грамм полония-210 генерирует тепловую мощность 140 Вт), но имеет ограниченное применение из-за очень короткого периода полураспада и образования гамма-излучения, и его использование для этого применения было постепенно прекращено.
Каждый радиоизотопный нагреватель (RHU) обычно обеспечивает около 1 Вт тепла, получаемого в результате распада нескольких граммов плутония-238. Это тепло выделяется непрерывно в течение нескольких десятилетий.
Их функция — обеспечить высоколокальный нагрев чувствительного оборудования (например, электроники в космическом пространстве ). Орбитальный аппарат Кассини -Гюйгенс, направляющийся к Сатурну , содержит 82 таких блока (в дополнение к трем основным РИТЭГам для выработки электроэнергии). Зонд «Гюйгенс» к Титану содержит 35 устройств.
Термоядерное топливо — это топливо, которое можно использовать в гипотетических термоядерных реакторах. К ним относятся дейтерий ( 2 H) и тритий ( 3 H), а также гелий-3 ( 3 He). Многие другие элементы можно объединить вместе, но больший электрический заряд их ядер означает, что требуются гораздо более высокие температуры. Только синтез легчайших элементов всерьез рассматривается как будущий источник энергии. Синтез самого легкого атома водорода 1 H , как это происходит на Солнце и других звездах, также не считался практически осуществимым на Земле. Хотя плотность энергии термоядерного топлива даже выше, чем топлива ядерного деления, и были достигнуты реакции термоядерного синтеза, поддерживаемые в течение нескольких минут, использование термоядерного топлива в качестве чистого источника энергии остается лишь теоретической возможностью. [25]
Дейтерий и тритий считаются термоядерным топливом первого поколения; их легче всего сплавить, поскольку электрический заряд их ядер наименьший среди всех элементов. Три наиболее часто упоминаемые ядерные реакции, которые можно использовать для получения энергии:
Топлива второго поколения требуют либо более высоких температур удержания, либо более длительного времени удержания, чем те, которые требуются для термоядерного топлива первого поколения, но генерируют меньше нейтронов. Нейтроны являются нежелательным побочным продуктом реакций синтеза в контексте производства энергии, поскольку они поглощаются стенками термоядерной камеры, что делает их радиоактивными. Их нельзя удержать магнитными полями, поскольку они не имеют электрического заряда. В эту группу входят дейтерий и гелий-3. Все продукты представляют собой заряженные частицы, но могут иметь место значительные побочные реакции, приводящие к образованию нейтронов.
Термоядерное топливо третьего поколения производит только заряженные частицы в первичных реакциях, а побочные реакции относительно неважны. Поскольку образуется очень небольшое количество нейтронов, в стенках термоядерной камеры будет небольшая наведенная радиоактивность. Это часто рассматривается как конечная цель исследований в области термоядерного синтеза. 3 Он имеет самую высокую максвелловскую реактивность среди термоядерных топлив третьего поколения. Однако значительных природных источников этого вещества на Земле нет.
Другой потенциальной реакцией анейтронного синтеза является реакция протон- бор :
При разумных предположениях побочные реакции приведут к тому, что нейтроны будут переносить около 0,1% термоядерной энергии. При энергии 123 кэВ оптимальная температура для этой реакции почти в десять раз выше, чем для реакций на чистом водороде, удержание энергии должно быть в 500 раз лучше, чем требуется для реакции DT, а плотность мощности будет в 2500 раз ниже, чем для реакции DT. ДТ. [ нужна цитата ]
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия в заголовке ( ссылка )