Ядерным топливом называется любое вещество, как правило, расщепляющийся материал, который используется атомными электростанциями или другими ядерными устройствами для выработки энергии.
Для реакторов деления топливо (обычно на основе урана ) обычно изготавливается на основе оксида металла ; оксиды используются вместо самих металлов, поскольку температура плавления оксида намного выше, чем у металла, и поскольку он не может гореть, находясь уже в окисленном состоянии.
Диоксид урана — черное полупроводниковое твердое вещество. Его можно получить путем нагревания нитрата уранила с образованием UO
2.
Затем он преобразуется путем нагревания с водородом в UO 2 . Он может быть получен из обогащенного гексафторида урана путем реакции с аммиаком с образованием твердого вещества, называемого диуранат аммония , (NH 4 ) 2 U 2 O 7 . Затем он нагревается ( прокаливается ) для образования UO
3и U 3 O 8 , который затем преобразуется путем нагревания с водородом или аммиаком в UO 2 . [1] UO 2 смешивается с органическим связующим и прессуется в гранулы. Затем гранулы обжигаются при гораздо более высокой температуре (в водороде или аргоне) для спекания твердого вещества. Цель состоит в том, чтобы сформировать плотное твердое вещество с небольшим количеством пор.
Теплопроводность диоксида урана очень низкая по сравнению с теплопроводностью металлического циркония , и она снижается с повышением температуры. Коррозия диоксида урана в воде контролируется аналогичными электрохимическими процессами, что и гальваническая коррозия металлической поверхности.
При воздействии нейтронного потока во время нормальной работы в активной зоне небольшой процент 238 U в топливе поглощает избыточные нейтроны и трансмутирует 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 около 70% 235 U и 30% 239 Pu в конце 18–24-месячного периода воздействия топлива. [2]
Смешанное оксидное или МОКС-топливо представляет собой смесь плутония и природного или обедненного урана , которая ведет себя аналогично (хотя и не идентично) обогащенному урану, для которого было разработано большинство ядерных реакторов. МОКС-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому топливу (НОУ), используемому в легководных реакторах, которые преобладают в производстве ядерной энергии .
Выражались некоторые опасения, что использованные сердечники MOX приведут к новым проблемам утилизации, хотя MOX является средством утилизации избыточного плутония путем трансмутации . Переработка коммерческого ядерного топлива для производства MOX производилась на заводе MOX в Селлафилде (Англия). По состоянию на 2015 год MOX-топливо производится во Франции на ядерном объекте Маркуль и в меньшей степени в России на Горно-химическом комбинате , в Индии и Японии. Китай планирует разработать быстрые реакторы-размножители и переработку.
Глобальное партнерство по ядерной энергии было предложением США в администрации Джорджа Буша-младшего сформировать международное партнерство для переработки отработанного ядерного топлива таким образом, чтобы плутоний в нем был пригоден для использования в качестве ядерного топлива, но не для ядерного оружия. Переработка отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов не разрешена в Соединенных Штатах из-за соображений нераспространения . Все другие страны, занимающиеся переработкой, уже давно имеют ядерное оружие из топлива исследовательских реакторов военного назначения , за исключением Японии. Обычно, при замене топлива каждые три года или около того, около половины 239 Pu «сгорает» в реакторе, обеспечивая около трети общей энергии. Он ведет себя как 235 U , и его деление выделяет аналогичное количество энергии. Чем выше выгорание , тем больше плутония присутствует в отработанном топливе, но доступный делящийся плутоний ниже. Обычно около одного процента отработанного топлива, выгружаемого из реактора, составляет плутоний, и около двух третей из него является делящимся (около 50% 239 Pu , 15% 241 Pu ).
Металлическое топливо имеет преимущество в виде гораздо более высокой теплопроводности, чем оксидное топливо, но не может выдерживать столь же высокие температуры. Металлическое топливо имеет долгую историю использования, простирающуюся от реактора Клементина в 1946 году до многих испытательных и исследовательских реакторов. Металлическое топливо имеет потенциал для самой высокой плотности делящихся атомов. Металлическое топливо обычно легируется, но некоторые виды металлического топлива изготавливаются из чистого металлического урана. Используемые урановые сплавы включают уран-алюминий, уран-цирконий , уран-кремний, уран-молибден, гидрид урана-циркония (UZrH) и карбонитрид урана-циркония. [3] Любое из вышеупомянутых видов топлива может быть изготовлено с плутонием и другими актинидами в рамках замкнутого ядерного топливного цикла. Металлическое топливо использовалось в легководных реакторах и жидкометаллических быстрых реакторах-размножителях , таких как Experimental Breeder Reactor II .
Топливо TRIGA используется в реакторах TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics ). Реактор TRIGA использует топливо UZrH, которое имеет мгновенный отрицательный температурный коэффициент реактивности топлива , что означает, что по мере повышения температуры активной зоны реактивность уменьшается, поэтому расплавление крайне маловероятно . Большинство активных зон, в которых используется это топливо, являются активными зонами с «высокой утечкой», где избыточные просочившиеся нейтроны могут быть использованы для исследований. То есть их можно использовать в качестве источника нейтронов . Первоначально топливо TRIGA было разработано для использования высокообогащенного урана, однако в 1978 году Министерство энергетики США запустило программу «Уменьшенное обогащение для исследовательских испытательных реакторов», которая способствовала переводу реакторов на топливо из низкообогащенного урана. В США имеется 35 реакторов TRIGA и еще 35 в других странах.
В реакторе на быстрых нейтронах в качестве топлива могут использоваться второстепенные актиниды, полученные при захвате нейтронов ураном и плутонием. Металлическое актинидное топливо 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, сплавленный с другими металлами для снижения температуры плавления и заключенный в тантал , [4] был испытан в двух экспериментальных реакторах LAMPRE I и LAMPRE II в Лос-Аламосской национальной лаборатории в 1960-х годах. В LAMPRE произошло три отдельных отказа топлива во время работы. [5]
Керамические виды топлива, отличные от оксидов, обладают такими преимуществами, как высокая теплопроводность и температура плавления, но они более склонны к разбуханию , чем оксидные виды топлива, и не так хорошо изучены.
Нитрид урана часто является топливом выбора для конструкций реакторов, которые производит NASA . 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, заключающийся в том, что если не использовать 15 N (вместо более распространенного 14 N ), большое количество 14 C будет генерироваться из азота в результате реакции (n, p) .
Поскольку азот, необходимый для такого топлива, будет настолько дорогим, что, скорее всего, для извлечения 15 N потребуется пирообработка топлива . Вероятно, что если топливо обработать и растворить в азотной кислоте , то азот, обогащенный 15 N, будет разбавлен обычным 14 N. Метод летучести фторида — это метод переработки, который не зависит от азотной кислоты, но он был продемонстрирован только на относительно небольших установках, тогда как устоявшийся процесс PUREX используется в коммерческих целях примерно для трети всего отработанного ядерного топлива (остальное в значительной степени подлежит «однократному топливному циклу»).
Все азотно-фтористые соединения являются летучими или газообразными при комнатной температуре и могут быть фракционно перегнаны из других газообразных продуктов (включая восстановленный гексафторид урана ) для восстановления изначально использованного азота. Если топливо можно было бы обработать таким образом, чтобы обеспечить низкое загрязнение нерадиоактивным углеродом (не распространенный продукт деления и отсутствующий в ядерных реакторах, которые не используют его в качестве замедлителя ), то летучесть фторида можно было бы использовать для разделения14
C, полученный путем получения тетрафторида углерода .14
С предлагается использовать в особо долговечных маломощных ядерных батареях, называемых алмазными батареями .
Большая часть того, что известно о карбиде урана, находится в форме стержневых топливных элементов для жидкометаллических быстрых реакторов во время их интенсивного изучения в 1960-х и 1970-х годах. В последнее время возродился интерес к карбиду урана в форме пластинчатого топлива и, в частности, микрочастиц топлива (таких как триструктурно-изотропные частицы).
Высокая теплопроводность и высокая температура плавления делают карбид урана привлекательным топливом. Кроме того, из-за отсутствия кислорода в этом топливе (в ходе облучения избыточное давление газа может создаваться из-за образования O 2 или других газов), а также из-за способности дополнять керамическое покрытие (керамико-керамический интерфейс имеет структурные и химические преимущества), карбид урана может быть идеальным кандидатом на топливо для некоторых реакторов поколения IV, таких как газоохлаждаемый быстрый реактор . Хотя нейтронное сечение углерода невелико, в течение многих лет выгорания преимущественно12
C подвергнется захвату нейтронов, чтобы произвести стабильные13
C, а также радиоактивные14
C. 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 все содержание углерода непригодным для неядерного использования, но14
Концентрация C будет слишком низкой для использования в ядерных батареях без обогащения. Ядерный графит, выгруженный из реакторов, где он использовался в качестве замедлителя, представляет ту же проблему.
Жидкое топливо содержит растворенное ядерное топливо и, как было показано, обеспечивает многочисленные эксплуатационные преимущества по сравнению с традиционными подходами на основе твердого топлива. [6] Реакторы на жидком топливе обеспечивают значительные преимущества в плане безопасности благодаря своей изначально стабильной «саморегулирующейся» динамике реактора. Это обеспечивает два основных преимущества: практически исключает возможность неконтролируемого расплавления реактора и обеспечивает автоматическую возможность отслеживания нагрузки, которая хорошо подходит для производства электроэнергии и высокотемпературных промышленных тепловых применений.
В некоторых жидкостных конструкциях сердечника топливо может быть быстро слито в пассивно безопасный сливной бак. Это преимущество было убедительно продемонстрировано неоднократно в рамках еженедельной процедуры отключения во время весьма успешного эксперимента с реактором на расплавленной соли с 1965 по 1969 год.
Жидкое ядро способно выделять газ ксенон , который обычно действует как поглотитель нейтронов (135
Xe — сильнейший из известных нейтронных ядов , который производится как напрямую, так и в качестве продукта распада135Я как продукт деления ) и вызывает структурные окклюзии в твердотопливных элементах (что приводит к ранней замене твердотопливных стержней с более чем 98% несгоревшего ядерного топлива, включая многие долгоживущие актиниды). Напротив, реакторы на расплавленных солях способны удерживать топливную смесь в течение значительно более длительных периодов времени, что резко увеличивает топливную эффективность и сжигает большую часть собственных отходов в рамках нормальных эксплуатационных характеристик. Недостатком того, чтобы позволить135
Xe высвобождается вместо того, чтобы позволить ему захватить нейтроны, превращая его в в основном стабильное и химически инертное136
Xe , заключается в том, что он быстро распадется на высоко химически активные, долгоживущие радиоактивные135
Cs , который ведет себя подобно другим щелочным металлам и может усваиваться организмами в процессе метаболизма.
Расплавленное солевое топливо представляет собой смеси солей актинидов (например, фторида/хлорида тория/урана) с другими солями, используемыми в жидкой форме выше их типичных температур плавления в несколько сотен градусов по Цельсию. В некоторых конструкциях реакторов на расплавленном солевом топливе, таких как реактор на жидком фториде тория (LFTR), эта топливная соль также является охлаждающей жидкостью; в других конструкциях, таких как реактор на стабильной соли , топливная соль содержится в топливных стержнях, а охлаждающей жидкостью является отдельная нерадиоактивная соль. Существует еще одна категория реакторов с расплавленным солевым охлаждением, в которых топливо не находится в форме расплавленной соли, но расплавленная соль используется для охлаждения.
Топливо на основе расплавленной соли использовалось в LFTR, известном как эксперимент с реактором на расплавленной соли, а также в других экспериментах с реакторами с жидкой сердцевиной. Жидким топливом для реактора на расплавленной соли была смесь фторидов лития, бериллия, тория и урана: LiF-BeF2 - ThF4 - UF4 ( 72-16-12-0,4 мол.%). Максимальная рабочая температура в эксперименте составляла 705 °C, но он мог работать при гораздо более высоких температурах, поскольку температура кипения расплавленной соли превышала 1400 °C.
Водные гомогенные реакторы (AHR) используют раствор сульфата уранила или другой соли урана в воде. Исторически AHR были небольшими исследовательскими реакторами, а не большими энергетическими реакторами.
Двухжидкостный реактор (DFR) имеет вариант DFR/m, который работает с эвтектическими жидкими металлическими сплавами, например, U-Cr или U-Fe. [7]
Порошок диоксида урана (UO 2 ) прессуется в цилиндрические таблетки и спекается при высоких температурах для получения керамических ядерных топливных таблеток с высокой плотностью и четко определенными физическими свойствами и химическим составом. Процесс шлифования используется для достижения однородной цилиндрической геометрии с узкими допусками. Затем такие топливные таблетки укладываются и заполняются в металлические трубки. Металл, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора. В прошлом использовалась нержавеющая сталь, но в большинстве реакторов сейчас используется циркониевый сплав , который, помимо высокой коррозионной стойкости, имеет низкое поглощение нейтронов. Трубки, содержащие топливные таблетки, герметизированы: эти трубки называются топливными стержнями . Готовые топливные стержни группируются в топливные сборки, которые используются для создания активной зоны энергетического реактора.
Оболочка — это внешний слой топливных стержней, расположенный между теплоносителем и ядерным топливом. Она изготовлена из коррозионно -стойкого материала с низким поперечным сечением поглощения тепловых нейтронов , обычно из циркалоя или стали в современных конструкциях, или магния с небольшим количеством алюминия и других металлов для ныне устаревших реакторов Magnox . Оболочка предотвращает утечку радиоактивных осколков деления из топлива в теплоноситель и его загрязнение. Помимо предотвращения радиоактивных утечек, это также служит для того, чтобы теплоноситель был максимально некорродирующим и предотвращал реакции между химически агрессивными продуктами деления и теплоносителем. Например, высокореактивный щелочной металл цезий , который сильно реагирует с водой, образуя водород, и который является одним из наиболее распространенных продуктов деления. [a]
Топливо реактора с водой под давлением (PWR) состоит из цилиндрических стержней, объединенных в пучки. Керамика из оксида урана формируется в таблетки и вставляется в трубки из циркалоя, которые связаны вместе. Трубки из циркалоя имеют диаметр около 1 сантиметра (0,4 дюйма), а зазор оболочки топлива заполнен гелием для улучшения теплопроводности от топлива к оболочке. На один пучок топлива приходится около 179–264 топливных стержней, и в активную зону реактора загружается около 121–193 топливных пучков. Обычно топливные пучки состоят из топливных стержней, объединенных в пучки размером от 14×14 до 17×17. Пучки топлива PWR имеют длину около 4 м (13 футов). В пучках топлива PWR регулирующие стержни вставляются через верхнюю часть непосредственно в пучок топлива. Обычно пучки топлива обогащаются на несколько процентов по 235U . Оксид урана высушивается перед вставкой в трубки, чтобы попытаться устранить влагу в керамическом топливе, которая может привести к коррозии и водородной хрупкости . Трубки из циркалоя нагнетаются гелием, чтобы попытаться минимизировать взаимодействие таблетки с оболочкой, которое может привести к отказу топливного стержня в течение длительного времени.
В кипящих реакторах (BWR) топливо похоже на топливо PWR, за исключением того, что пучки «консервированы». То есть, вокруг каждого пучка находится тонкая трубка. Это делается в первую очередь для того, чтобы локальные изменения плотности не влияли на нейтронные и термогидравлические характеристики активной зоны реактора. В современных пучках топлива BWR в зависимости от производителя имеется 91, 92 или 96 топливных стержней на сборку. Диапазон от 368 сборок для самого маленького и 800 сборок для самого большого BWR в США образуют активную зону реактора. Каждый топливный стержень BWR заполнен гелием до давления около 3 стандартных атмосфер (300 кПа).
Канадские топливные пучки из дейтериевого уранового топлива (CANDU) имеют длину около 0,5 метра (20 дюймов) и диаметр 10 сантиметров (4 дюйма). Они состоят из спеченных (UO2 ) таблеток в трубках из циркониевого сплава, приваренных к торцевым пластинам из циркониевого сплава. Каждый пучок весит примерно 20 килограммов (44 фунта), а типичная загрузка активной зоны составляет порядка 4500–6500 пучков, в зависимости от конструкции. Современные типы обычно имеют 37 идентичных топливных стержней, радиально расположенных вокруг длинной оси пучка, но в прошлом использовались несколько различных конфигураций и количества штырей. Пучок CANFLEX имеет 43 топливных элемента с двумя размерами элементов. Он также имеет диаметр около 10 см (4 дюйма), длину 0,5 м (20 дюймов), весит около 20 кг (44 фунта) и заменяет стандартный пучок с 37 штырями. Он был специально разработан для повышения топливных характеристик за счет использования двух разных диаметров штифтов. Текущие конструкции CANDU не требуют обогащенного урана для достижения критичности (из-за более низкого поглощения нейтронов в их тяжеловодном замедлителе по сравнению с легководным), однако некоторые новые концепции требуют низкого обогащения, чтобы помочь уменьшить размер реакторов. АЭС Атуча в Аргентине, аналогичная по конструкции CANDU, но построенная немецкой KWU, изначально была спроектирована для необогащенного топлива, но затем перешла на слегка обогащенное топливо с235
Содержание U примерно на 0,1 процентного пункта выше, чем в природном уране.
Различные другие формы ядерного топлива находят применение в определенных приложениях, но не имеют широкого распространения, как те, которые используются в BWR, PWR и электростанциях CANDU. Многие из этих форм топлива встречаются только в исследовательских реакторах или имеют военное применение.
Реакторы Magnox (магниевый неокисляющий) — это реакторы под давлением, охлаждаемые углекислым газом , с графитовым замедлителем , использующие природный уран (т.е. необогащенный) в качестве топлива и сплав Magnox в качестве оболочки твэла. Рабочее давление варьируется от 6,9 до 19,35 бар (от 100,1 до 280,6 фунтов на кв. дюйм) для стальных сосудов высокого давления, а две конструкции из железобетона работают при 24,8 и 27 бар (24,5 и 26,6 атм). Сплав Magnox в основном состоит из магния с небольшим количеством алюминия и других металлов — используется в оболочке необогащенного уранового металлического топлива с неокисляющим покрытием для удержания продуктов деления. Этот материал имеет преимущество в виде низкого сечения захвата нейтронов , но имеет два основных недостатка:
Топливо Magnox включало охлаждающие ребра для обеспечения максимальной теплопередачи, несмотря на низкие рабочие температуры, что делало его производство дорогим. Хотя использование металлического урана вместо оксида сделало ядерную переработку более простой и, следовательно, более дешевой, необходимость переработки топлива вскоре после извлечения из реактора означала, что опасность продуктов деления была серьезной. Для решения этой проблемы требовались дорогостоящие удаленные установки обработки .
Триструктурно-изотропное (TRISO) топливо — это тип микрочастичного топлива. 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 из углерода, который поглощает отдачу продуктов деления, за которым следует плотный внутренний слой защитного пиролитического углерода (PyC), за которым следует керамический слой SiC для удержания продуктов деления при повышенных температурах и придания частице TRISO большей структурной целостности, за которым следует плотный внешний слой PyC. Затем частицы TRISO инкапсулируются в цилиндрические или сферические графитовые таблетки. Частицы топлива TRISO спроектированы так, чтобы не трескаться из-за напряжений, возникающих в процессах (таких как дифференциальное тепловое расширение или давление газа деления) при температурах до 1600 °C, и поэтому могут удерживать топливо в наихудших сценариях аварий в правильно спроектированном реакторе. Две такие конструкции реактора — это призматический блочный газоохлаждаемый реактор (такой как GT-MHR ) и реактор с шаровыми твёрдыми печами (PBR). Обе конструкции реактора являются высокотемпературными газовыми реакторами (HTGR). Они также являются базовыми конструкциями реакторов сверхвысокой температуры (VHTR), одного из шести классов конструкций реакторов в инициативе Generation IV , которая пытается достичь ещё более высоких температур на выходе HTGR.
Частицы топлива TRISO были первоначально разработаны в Великобритании в рамках проекта реактора Dragon . Включение SiC в качестве диффузионного барьера было впервые предложено DT Livey. [8] Первым ядерным реактором, использовавшим топливо TRISO, был реактор Dragon, а первой энергетической установкой была THTR-300 . В настоящее время компактные топливные частицы TRISO используются в некоторых экспериментальных реакторах, таких как HTR-10 в Китае и высокотемпературный инженерный испытательный реактор в Японии. В Соединенных Штатах сферические топливные элементы, использующие частицу TRISO с ядром из твердого раствора UO 2 и UC, используются в Xe-100 , а Kairos Power разрабатывает ядерный реактор мощностью 140 МВт, который использует TRISO. [9]
В частицах QUADRISO слой выгорающего нейтронного яда ( оксид европия или оксид или карбид эрбия ) окружает топливное ядро обычных частиц TRISO для лучшего управления избытком реактивности. Если ядро оснащено как топливом TRISO, так и QUADRISO, в начале жизни нейтроны не достигают топлива частиц QUADRISO, поскольку они останавливаются выгорающим ядом. Во время работы реактора нейтронное облучение яда заставляет его «сгорать» или постепенно трансмутировать в неядовитые изотопы, истощая этот эффект яда и оставляя все больше нейтронов, доступных для поддержания цепной реакции. Этот механизм компенсирует накопление нежелательных нейтронных ядов, которые являются неизбежной частью продуктов деления, а также «сгорание» или истощение обычного делящегося топлива. В обобщенной концепции топлива QUADRISO яд в конечном итоге может быть смешан с топливным ядром или внешним пироуглеродом. Концепция QUADRISO [10] была разработана в Аргоннской национальной лаборатории .
Топливо реактора РБМК использовалось в советских реакторах типа РБМК . Это топливо из оксида урана с низким обогащением. Длина каждого топливного элемента в РБМК составляет 3 м, и два из них расположены спина к спине на каждом топливном канале, напорной трубе. Для изготовления топлива РБМК используется переработанный уран из отработанного топлива российского реактора ВВЭР. После аварии на Чернобыльской АЭС обогащение топлива было изменено с 2,0% до 2,4%, чтобы компенсировать изменения в стержне управления и введение дополнительных поглотителей.
Топливо CerMet состоит из керамических топливных частиц (обычно оксида урана), внедренных в металлическую матрицу. Предполагается [ кем? ] , что именно этот тип топлива используется в реакторах ВМС США. Это топливо обладает высокими характеристиками теплопередачи и может выдерживать большое расширение.
Пластинчатое топливо со временем вышло из моды. Пластинчатое топливо обычно состоит из обогащенного урана, зажатого между металлической оболочкой. Пластинчатое топливо используется в нескольких исследовательских реакторах, где требуется высокий поток нейтронов, для таких целей, как исследования облучения материалов или производство изотопов, без высоких температур, наблюдаемых в керамическом цилиндрическом топливе. В настоящее время оно используется в усовершенствованном испытательном реакторе (ATR) в Национальной лаборатории Айдахо и ядерном исследовательском реакторе в Радиационной лаборатории Лоуэлла Массачусетского университета . [ необходима цитата ]
Натриевое топливо состоит из топлива, в котором в зазоре между топливным стержнем (или таблеткой) и оболочкой находится жидкий натрий. Этот тип топлива часто используется для жидкометаллических быстрых реакторов с натриевым охлаждением. Он использовался в EBR-I, EBR-II и FFTF. Топливный стержень может быть металлическим или керамическим. Натриевое связывание используется для снижения температуры топлива.
Аварийно-устойчивое топливо (ATF) представляет собой ряд новых концепций ядерного топлива, исследованных с целью улучшения характеристик топлива в аварийных условиях, таких как авария с потерей теплоносителя (LOCA) или аварии, вызванные реакцией (RIA). Эти опасения стали более заметными после ядерной катастрофы на Фукусиме-1 в Японии, в частности, в отношении характеристик топлива для легководных реакторов (LWR) в аварийных условиях. [11]
Были проведены нейтронные анализы для применения новых систем материалов оболочки топлива для различных типов материалов ATF. [12]
Целью исследования является разработка ядерного топлива, которое может выдерживать потерю активного охлаждения в течение значительно более длительного периода, чем существующие конструкции топлива, и предотвращать или задерживать выброс радионуклидов во время аварии. [13] Это исследование сосредоточено на пересмотре конструкции топливных таблеток и оболочки, [14] [15], а также взаимодействия между ними. [16] [12] [17] [18] [19]
Использованное ядерное топливо представляет собой сложную смесь продуктов деления , урана , плутония и трансплутониевых металлов . В топливе, которое использовалось при высокой температуре в энергетических реакторах, обычно топливо неоднородно ; часто топливо будет содержать наночастицы металлов платиновой группы, таких как палладий . Также топливо могло треснуть, разбухнуть и нагреться близко к точке плавления. Несмотря на то, что отработанное топливо может быть растрескано, оно очень нерастворимо в воде и способно удерживать подавляющее большинство актинидов и продуктов деления в кристаллической решетке диоксида урана . Радиационная опасность от отработанного 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 дозы на поверхности для типичной отработанной топливной сборки все еще превышает 10 000 бэр/час, что приводит к смертельной дозе всего за несколько минут. [20]
Существуют два основных способа выброса: продукты деления могут испаряться или мелкие частицы топлива могут рассеиваться.
Постреакционное обследование (ПИО) — это исследование использованных ядерных материалов, таких как ядерное топливо. Оно имеет несколько целей. Известно, что путем обследования использованного топлива можно изучить виды отказов, возникающие при нормальном использовании (и то, как топливо будет вести себя во время аварии). Кроме того, получается информация, которая позволяет пользователям топлива убедиться в его качестве, а также помогает в разработке новых видов топлива. После крупных аварий ядро (или то, что от него осталось) обычно подвергается ПИО, чтобы выяснить, что произошло. Одним из мест, где проводится ПИО, является МСЭ, который является центром ЕС по изучению высокорадиоактивных материалов.
Материалы в среде с высоким уровнем радиации (например, в реакторе) могут испытывать уникальное поведение, такое как разбухание [21] и нетермическая ползучесть. Если внутри материала происходят ядерные реакции (например, те, что происходят в топливе), стехиометрия также будет медленно меняться с течением времени. Такое поведение может привести к появлению новых свойств материала, растрескиванию и выделению газообразных продуктов деления.
Теплопроводность диоксида урана низкая; на нее 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 таблеток во время использования. Пористость приводит к снижению как теплопроводности топлива, так и к его распуханию, которое происходит во время использования.
По данным Международного центра ядерной безопасности [22], теплопроводность диоксида урана можно предсказать при различных условиях с помощью ряда уравнений.
Насыпную плотность топлива можно связать с теплопроводностью.
Где ρ — насыпная плотность топлива, а ρ td — теоретическая плотность диоксида урана .
Тогда теплопроводность пористой фазы ( K f ) связана с проводимостью идеальной фазы ( K o , без пористости) следующим уравнением. Обратите внимание, что s является термином для коэффициента формы отверстий.
Вместо измерения теплопроводности с помощью традиционных методов, таких как диск Лиза, метод Форбса или стержень Серла, обычно используют анализ лазерной вспышки , когда небольшой диск топлива помещается в печь. После нагревания до необходимой температуры одна сторона диска освещается лазерным импульсом, время, необходимое для прохождения тепловой волны через диск, плотность диска и толщина диска затем могут быть использованы для расчета и определения теплопроводности.
Если t 1/2 определяется как время, необходимое для того, чтобы неосвещенная поверхность испытала половину своего окончательного повышения температуры, то.
Подробности см. в работе К. Шинзато и Т. Баба (2001). [23]
Атомная батарея (также называемая ядерной батареей или радиоизотопной батареей) — это устройство, которое использует радиоактивный распад для выработки электроэнергии. Эти системы используют радиоизотопы , которые производят низкоэнергетические бета-частицы или иногда альфа-частицы различных энергий. Низкоэнергетические бета-частицы необходимы для предотвращения производства высокоэнергетического проникающего тормозного излучения, которое потребовало бы мощной защиты. Использовались такие радиоизотопы, 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, которые имеют множество различных конструкций, используют заряженные альфа- и бета-частицы . Эти конструкции включают генераторы прямой зарядки , бета-вольтаику , оптоэлектрическую ядерную батарею и радиоизотопный пьезоэлектрический генератор . Тепловые атомные батареи, с другой стороны, преобразуют тепло от радиоактивного распада в электричество. Эти конструкции включают термоионный преобразователь, термофотоэлектрические элементы, щелочно-металлический термоэлектрический преобразователь и наиболее распространенную конструкцию — радиоизотопный термоэлектрический генератор.
Радиоизотопный термоэлектрический генератор (РИТЭГ) — это простой электрический генератор , который преобразует тепло в электричество из радиоизотопа с помощью массива 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 использовали90Ср; этот изотоп имеет более короткий период полураспада и гораздо более низкую плотность энергии, но он дешевле. Ранние 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 140 ватт тепловой энергии), но имеет ограниченное применение из-за очень короткого периода полураспада и производства гамма-излучения, и его использование в этом случае было постепенно прекращено.
Радиоизотопный нагревательный блок (RHU) обычно вырабатывает около 1 Вт тепла, получаемого в результате распада нескольких граммов плутония-238. Это тепло выделяется непрерывно в течение нескольких десятилетий.
Их функция заключается в обеспечении высоколокализованного нагрева чувствительного оборудования (например, электроники в открытом космосе ). Орбитальный аппарат Кассини-Гюйгенс для Сатурна содержит 82 таких устройства (в дополнение к 3 основным РИТЭГам для выработки электроэнергии). Зонд Гюйгенс для Титана содержит 35 устройств.
Термоядерное топливо — это топливо для использования в гипотетических термоядерных энергетических реакторах. К ним относятся дейтерий ( 2H ) и тритий ( 3H ), а также гелий-3 ( 3He ). Многие другие элементы могут быть синтезированы вместе, но больший электрический заряд их ядер означает, что требуются гораздо более высокие температуры. Только синтез самых легких элементов серьезно рассматривается как будущий источник энергии. Синтез самого легкого атома, водорода 1H , как это происходит на Солнце и других звездах, также не считался практичным на Земле. Хотя плотность энергии термоядерного топлива даже выше, чем у топлива деления, и были достигнуты реакции синтеза, поддерживаемые в течение нескольких минут, использование термоядерного топлива в качестве чистого источника энергии остается только теоретической возможностью. [24]
Дейтерий и тритий считаются термоядерным топливом первого поколения; их легче всего синтезировать, поскольку электрический заряд их ядер самый низкий из всех элементов. Три наиболее часто упоминаемые ядерные реакции, которые можно использовать для получения энергии:
Топливо второго поколения требует либо более высоких температур удержания, либо более длительного времени удержания, чем те, которые требуются для термоядерного топлива первого поколения, но генерирует меньше нейтронов. Нейтроны являются нежелательным побочным продуктом реакций термоядерного синтеза в контексте генерации энергии, поскольку они поглощаются стенками термоядерной камеры, что делает их радиоактивными. Их нельзя удержать магнитными полями, поскольку они не имеют электрического заряда. Эта группа состоит из дейтерия и гелия-3. Все продукты являются заряженными частицами, но могут быть значительные побочные реакции, приводящие к образованию нейтронов.
Термоядерное топливо третьего поколения производит только заряженные частицы в первичных реакциях, а побочные реакции относительно не важны. Поскольку производится очень малое количество нейтронов, наведенная радиоактивность на стенках термоядерной камеры будет незначительной. Это часто рассматривается как конечная цель исследований термоядерного синтеза. 3 Он имеет самую высокую максвелловскую реактивность среди всех термоядерных топлив третьего поколения. Однако на Земле нет значительных природных источников этого вещества.
Другой потенциальной реакцией безнейтронного синтеза является реакция протона с бором :
При разумных предположениях побочные реакции приведут к тому, что около 0,1% мощности синтеза будет переноситься нейтронами. При 123 кэВ оптимальная температура для этой реакции почти в десять раз выше, чем для чисто водородных реакций, ограничение энергии должно быть в 500 раз лучше, чем требуется для реакции DT, а плотность мощности будет в 2500 раз ниже, чем для DT. [ необходима цитата ]
{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )