Введение
Материал для ядерных реакторов
Ядерное топливо – это материал, используемый на атомных электростанциях для выработки тепла, необходимого для работы турбин. Тепло образуется в результате ядерного деления ядерного топлива. Большинство видов ядерного топлива содержат тяжелые делящиеся актиниды, способные инициировать и поддерживать ядерную реакцию деления. Наиболее важными делящимися изотопами являются уран-233, уран-235 и плутоний-239. Когда нестабильные ядра этих атомов захватывают медленный нейтрон, они часто расщепляются, образуя два осколка деления и два или три новых нейтрона. В этом случае высвободившиеся нейтроны вызывают деление других ядер, что приводит к самоподдерживающейся цепной реакции, которая контролируется в ядерном реакторе или протекает бесконтрольно в ядерном оружии. В альтернативном сценарии, если ядро поглощает нейтрон, не расщепляясь, образуется более тяжелое ядро с дополнительным нейтроном. Все процессы, связанные с добычей, обогащением, переработкой, использованием и утилизацией ядерного топлива, в совокупности называются ядерным топливным циклом. Не все виды ядерного топлива производят энергию посредством ядерного деления; плутоний-238 и некоторые другие изотопы используются для получения небольшого количества энергии за счет радиоактивного распада в радиоизотопных термоэлектрических генераторах и других типах атомных батарей. Ядерное топливо обладает самой высокой плотностью энергии среди всех практически используемых видов топлива.
Окисленое топливо
Для ядерных реакторов топливо (обычно на основе урана) как правило, представляет собой оксид металла. Оксиды используются вместо самих металлов, поскольку температура плавления оксида значительно выше, чем у металла, и он не горит, будучи уже в окисленном состоянии.
Мокс
Смешанный оксид, или MOX-топливо, представляет собой смесь плутония и природного или обедненного урана, поведение которого аналогично (хотя и не идентично) обогащенному урану, для которого были разработаны большинство ядерных реакторов. MOX-топливо является альтернативой низкообогащенному урану (LEU), используемому в легководных реакторах, которые преобладают в ядерной энергетике. Выражалась обеспокоенность, что использованные топливные сборки MOX создадут новые проблемы при утилизации, хотя MOX сам по себе является способом утилизации избыточного плутония посредством трансмутации. Переработка коммерческого ядерного топлива для производства MOX осуществлялась на заводе Sellafield MOX (Англия). По состоянию на 2015 год MOX-топливо производится во Франции (см. Ядерный центр Маркуле) и в меньшей степени в России (см. Горно-химический комбинат), Индии и Японии. Китай планирует разработать реакторы на быстрых нейтронах (см. CEFR) и переработку. Глобальное партнерство в области ядерной энергетики было предложением США в администрации Джорджа Буша-младшего о создании международного партнерства для переработки отработавшего ядерного топлива таким образом, чтобы плутоний в нем можно было использовать для ядерного топлива, но не для ядерного оружия. Переработка отработавшего ядерного топлива коммерческих реакторов не разрешена в Соединенных Штатах из соображений нераспространения. Все остальные страны, осуществляющие переработку, уже давно обладают ядерным оружием, полученным из топлива "исследовательских" реакторов военного назначения, за исключением Японии. Обычно, при замене топлива каждые три года, около половины <sup>239</sup>Pu "сгорает" в реакторе, обеспечивая примерно треть от общей энергии. Оно ведет себя как <sup>235</sup>U, и его деление высвобождает сопоставимое количество энергии. Чем выше степень выгорания, тем больше плутония в отработавшем топливе, но тем меньше доля делящегося плутония. Обычно около одного процента отработавшего топлива, выгружаемого из реактора, составляет плутоний, и около двух третей этого количества является делящимся (около 50% <sup>239</sup>Pu, 15% <sup>241</sup>Pu). Во всем мире около 70 тонн плутония, содержащегося в отработавшем топливе, извлекается при перезагрузке реакторов каждый год.
Металлическое топливо
Металлические топлива обладают преимуществом значительно более высокой теплопроводности по сравнению с оксидными, но не способны выдерживать столь же высокие температуры. Металлические топлива имеют длительную историю применения, начиная с реактора Клементина в 1946 году и охватывая множество опытных и исследовательских реакторов. Металлические топлива обладают потенциалом для достижения наивысшей плотности делящихся атомов. Металлические топлива обычно легируются, однако некоторые виды изготавливаются из чистого металлического урана. Среди использованных сплавов урана – уран-алюминий, уран-цирконий, уран-кремний, уран-молибден, гидрид урана-циркония (UZrH) и карбонитрид урана-циркония. Любое из перечисленных топлив может быть изготовлено с использованием плутония и других актинидов в рамках замкнутого ядерного топливного цикла. Металлические топлива применялись в водо-водяных реакторах и реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, таких как EBR II.
Топливо TRIGA
Топливо TRIGA используется в реакторах TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics). В реакторе TRIGA используется топливо UZrH, обладающее отрицательным температурным коэффициентом реактивности, что означает, что при повышении температуры активной зоны реактивность уменьшается, – поэтому вероятность расплавления крайне мала. Большинство активных зон, использующих это топливо, относятся к активным зонам с высокой утечкой нейтронов, которые могут быть использованы для исследовательских целей, то есть в качестве источника нейтронов. Изначально топливо TRIGA разрабатывалось для использования высокообогащенного урана, однако в 1978 году Министерство энергетики США запустило программу снижения обогащения для исследовательских реакторов, направленную на переоборудование реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Всего в США установлено 35 реакторов TRIGA, а в других странах – еще 35.
Актинидные топлива
В реакторе с быстрыми нейтронами минорные актиниды, образующиеся в результате захвата нейтронов ураном и плутонием, могут использоваться в качестве топлива. Металлическое актинидное топливо обычно представляет собой сплав циркония, урана, плутония и минорных актинидов. Оно может быть спроектировано как самобезопасное, поскольку тепловое расширение металлического сплава приведет к увеличению утечки нейтронов.
Растворенный плутоний
Расплавленный плутоний, легированный другими металлами для понижения температуры плавления и заключенный в оболочку из тантала, был испытан в двух экспериментальных реакторах LAMPRE I и LAMPRE II в Лос-Аламосской национальной лаборатории в 1960-х годах. "В ходе эксплуатации LAMPRE испытал три отдельных случая разрушения топливных элементов".
Неоксидные керамические топлива
Керамические топлива, отличные от оксидов, имеют преимущество в виде высокой теплопроводности и температуры плавления, но они более подвержены разбуханию, чем оксидные топлива, и изучены хуже.
Нитрид урана
Это часто является топливом выбора для конструкций реакторов, разрабатываемых NASA. Одним из преимуществ является то, что нитрид урана обладает лучшей теплопроводностью, чем UO2. Нитрид урана имеет очень высокую температуру плавления. Этот вид топлива имеет недостаток: если не использовать 15N (вместо более распространенного 14N), то в результате реакции (n,p) из азота будет образовываться большое количество 14C. Поскольку азот, необходимый для такого топлива, будет очень дорогим, вероятно, потребуется пиропереработка для извлечения 15N. Вероятно также, что при переработке и растворении топлива в азотной кислоте обогащенный 15N азот будет разбавлен обычным 14N. Волатильность фторидов – это метод переработки, не требующий использования азотной кислоты, однако он был продемонстрирован лишь в относительно небольших установках, в то время как отработанный процесс PUREX коммерчески используется для переработки примерно трети всего отработанного ядерного топлива (остальное в основном подвергается однократному топливному циклу). Все фториды азота являются летучими или газообразными при комнатной температуре и могут быть разделены фракционной перегонкой от других газообразных продуктов (включая регенерированный гексафторид урана) для восстановления исходно использованного азота. Если топливо можно будет перерабатывать таким образом, чтобы обеспечить низкое содержание нерадиоактивного углерода (который не является типичным продуктом деления и отсутствует в ядерных реакторах, не использующих его в качестве замедлителя), то волатильность фторидов можно будет использовать для отделения образующегося углерода путем получения тетрафторида углерода. Его применение предлагается в особо долговечных ядерных батареях малой мощности, известных как алмазные батареи.
Карбид урана
Большая часть того, что известно о карбиде урана, относится к топливным элементам типа стержней для быстрых реакторов с жидким металлом, которые интенсивно изучались в 1960-х и 1970-х годах. Однако в последнее время наблюдается возрождение интереса к карбиду урана в форме пластинчатого топлива и, особенно, микротопливных частиц (таких как TRISO-частицы). Высокая теплопроводность и высокая температура плавления делают карбид урана привлекательным топливом. Кроме того, отсутствие кислорода в этом топливе (в процессе облучения избыточное давление газа может возникать из-за образования O2 или других газов), а также способность образовывать комплементарный керамический слой (керамический-керамический интерфейс обладает структурными и химическими преимуществами), делает карбид урана идеальным кандидатом на роль топлива для некоторых реакторов поколения IV, таких как газоохлаждаемый быстрый реактор. Хотя сечение захвата нейтронов углеродом невелико, в течение многих лет эксплуатации большая часть углерода будет подвергаться захвату нейтронов с образованием стабильного углерода-12, а также радиоактивного углерода-14. В отличие от углерода-14, образующегося при использовании нитрата урана, углерод-14 будет составлять лишь небольшую изотопную примесь в общем содержании углерода, что сделает всё содержание углерода непригодным для неядерных целей, однако концентрация углерода-14 будет слишком низкой для использования в ядерных батареях без обогащения. Ядерный графит, выгружаемый из реакторов, где он использовался в качестве замедлителя, представляет аналогичную проблему.
Жидкие топлива
Жидкие топлива – это жидкости, содержащие растворенное ядерное топливо, и, как показано, они обладают многочисленными эксплуатационными преимуществами по сравнению с традиционными подходами к использованию твердого топлива. Жидкотопливные реакторы обеспечивают значительные преимущества в области безопасности благодаря присущей им стабильной "саморегулирующейся" реакторной динамике. Это дает два основных преимущества: практически исключает возможность неконтролируемого расплавления реактора и обеспечивает автоматическое следование за нагрузкой, что хорошо подходит для выработки электроэнергии и получения высокотемпературного промышленного тепла. Другим важным преимуществом некоторых конструкций с жидким ядром является их способность к быстрому сливу в пассивно безопасный аварийный резервуар. Это преимущество было убедительно продемонстрировано неоднократно в рамках еженедельной процедуры остановки во время очень успешного 4-летнего эксперимента с реактором на расплавленных солях. Еще одним существенным преимуществом жидкого ядра является его способность высвобождать ксеноновый газ, который обычно действует как поглотитель нейтронов (135Xe – ксенон-135 является самым сильным известным нейтронным поглотителем и образуется как непосредственно, так и как продукт распада 135I – йода-135, являющегося продуктом деления) и вызывает структурные дефекты в топливных элементах (что приводит к ранней замене твердого топлива, при этом более 98% ядерного топлива остается несгоревшим, включая многие долгоживущие актиниды). В отличие от этого, реакторы на расплавленных солях (РМС) способны удерживать топливную смесь в течение значительно более длительного периода времени, что не только значительно повышает эффективность использования топлива, но и перерабатывает подавляющее большинство собственных отходов в рамках нормальных рабочих характеристик. Недостатком того, чтобы позволять ему улетучиваться, вместо того чтобы захватывать нейтроны, превращая его в основном стабильный и химически инертный изотоп, является то, что он быстро распадается до высоко химически реактивного долгоживущего радиоактивного 135Cs – цезия-135, который ведет себя подобно другим щелочным металлам и может поглощаться организмами в процессе их метаболизма.
Растворенные соли
Топливо из расплавленных солей представляет собой смеси солей актинидов (например, фторида/хлорида тория/урана) с другими солями, используемые в жидком состоянии при температурах выше их типичной точки плавления, составляющей несколько сотен градусов Цельсия. В некоторых конструкциях реакторов, работающих на расплавленных солях, таких как реактор с жидким фторидом тория (LFTR), эта топливная соль также служит теплоносителем; в других конструкциях, таких как стабильный солевой реактор, топливная соль находится в топливных элементах, а теплоносителем является отдельная, нерадиоактивная соль. Существует также категория реакторов с охлаждением расплавленной солью, в которых топливо не находится в форме расплавленной соли, но расплавленная соль используется для охлаждения. Топливо из расплавленных солей применялось в LFTR, известном как Эксперимент с реактором на расплавленной соли, а также в других экспериментах с реакторами с жидким активным ядром. Жидкое топливо для реактора на расплавленной соли представляло собой смесь фторидов лития, бериллия, тория и урана: LiF BeF2 ThF4 UF4 (72, 16, 12, 0,4 моль%). В ходе эксперимента была достигнута максимальная рабочая температура 705 °C, однако реактор мог работать при значительно более высоких температурах, поскольку температура кипения расплавленной соли превышала 1400 °C.
Водные растворы ураниловых солей
Водные гомогенные реакторы (ВГР) используют раствор уранилсульфата или другой соли урана в воде. Исторически все ВГР были небольшими исследовательскими реакторами, а не крупными энерговырабатывающими реакторами. В настоящее время рассматривается возможность использования ВГР, известной как система производства медицинских изотопов, для производства медицинских изотопов.
Жидкие металлы или сплавы
Двойной жидкостной реактор (DFR) имеет вариант DFR/m, который работает с эвтектическими жидкими металлическими сплавами, например, UCr или UFe.
Общие физические формы ядерного топлива
Диоксид урана (UO2) в виде порошка прессуется в цилиндрические таблетки и спекается при высоких температурах для получения керамических ядерных топливных таблеток с высокой плотностью и чётко определёнными физическими свойствами и химическим составом. Для достижения однородной цилиндрической геометрии с узкими допусками применяется процесс шлифовки. Эти топливные таблетки укладываются и помещаются в металлические трубки. Металл, используемый для изготовления трубок, зависит от конструкции реактора. Ранее использовалась нержавеющая сталь, но в большинстве современных реакторов применяется циркониевый сплав, который, помимо высокой коррозионной стойкости, характеризуется низким сечением поглощения нейтронов. Трубки, содержащие топливные таблетки, герметизируются: эти трубки называются топливными стержнями. Готовые топливные стержни группируются в топливные сборки, которые используются для формирования активной зоны энергетического реактора. Оболочка – это внешний слой топливных стержней, расположенный между теплоносителем и ядерным топливом. Она изготавливается из коррозионностойкого материала с низким сечением поглощения тепловых нейтронов, обычно из циркалоя или стали в современных конструкциях, либо из магния с небольшим добавлением алюминия и других металлов для устаревших реакторов типа Magnox. Оболочка предотвращает выход радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель и его загрязнение. Помимо предотвращения утечки радиоактивных веществ, это также способствует поддержанию теплоносителя в максимально некоррозионном состоянии и предотвращению реакций между агрессивными продуктами деления и теплоносителем. Например, высокореактивный щелочной металл цезий, который бурно реагирует с водой, выделяя водород, и является одним из наиболее распространённых продуктов деления.
Топливо для реактора с давлением воды
Топливо для реактора с водой под давлением (PWR) состоит из цилиндрических стержней, собранных в пучки. Окись урана в виде керамики формируется в таблетки и помещается в трубки из циркалоя, которые затем объединяются в пучки. Трубки циркалоя имеют диаметр около, а зазор между топливом и оболочкой заполняется гелием для улучшения теплопроводности от топлива к оболочке. В одном топливном пучке содержится примерно 179–264 топливных стержня, а в активную зону реактора загружается около 121–193 топливных пучков. Обычно топливные пучки состоят из топливных стержней, объединенных в сетки размером 14x14 или 17x17. Длина топливных пучков PWR составляет около. В топливных пучках PWR управляющие стержни вставляются сверху непосредственно в топливный пучок. Топливные пучки обычно обогащены несколькими процентами 235U. Перед помещением в трубки оксид урана высушивается для минимизации содержания влаги в керамическом топливе, что может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Трубки циркалоя заполняются гелием под давлением, чтобы уменьшить взаимодействие таблеток с оболочкой, которое может вызвать выход из строя топливных стержней в течение длительного времени.
Кипячеводное топливо для реактора
В реакторах с кипящей водой (BWR) топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что топливные сборки заключены в оболочку. То есть, каждая сборка окружена тонкой трубкой. Это делается главным образом для предотвращения влияния локальных изменений плотности на нейтронную физику и теплогидравлику активной зоны реактора. В современных топливных сборках BWR, в зависимости от производителя, содержится 91, 92 или 96 топливных стержней в каждой сборке. От 368 сборок в самых маленьких и до 800 сборок в самых больших BWR в США формируют активную зону реактора. Каждый топливный стержень BWR заполняется гелием под давлением около .
Канада дейтериевое уранное топливо
Топливные пучки из канадского дейтериевого урана (CANDU) имеют длину около 0,5 м и диаметр около 10 см. Они состоят из спеченных таблеток (UO2) в трубах из циркониевого сплава, приваренных к концевым пластинам из циркониевого сплава. Каждый пучок весит примерно 20 кг, а типичная загрузка активной зоны составляет порядка 4500–6500 пучков, в зависимости от конструкции. Современные типы обычно имеют 37 идентичных топливных штифтов, радиально расположенных вокруг продольной оси пучка, но в прошлом использовались различные конфигурации и количество штифтов. Пакет CANFLEX содержит 43 топливных элемента двух разных размеров. Он также имеет диаметр около 10 см, длину 0,5 м и вес около 20 кг, заменяя стандартный пакет из 37 штифтов. Он разработан специально для повышения эффективности топлива за счет использования двух различных диаметров штифтов. Современные конструкции CANDU не требуют обогащенного урана для достижения критичности (из-за более низкого поглощения нейтронов в их тяжеловодородном замедлителе по сравнению с легкой водой), однако некоторые новые концепции предусматривают низкое обогащение для уменьшения размеров реакторов. Атомная электростанция Атуча в Аргентине, конструкция которой аналогична CANDU, но построена немецкой компанией KWU, первоначально проектировалась под необогащенное топливо, но затем перешла на слабообогащенное топливо с содержанием примерно на 0,1 процентных пункта выше, чем в природном уране.
Менее распространенные виды топлива
Различные другие формы ядерного топлива находят применение в специфических областях, но не получили такого широкого распространения, как топливо, используемое на АЭС с BWR, PWR и CANDU реакторами. Многие из этих форм топлива применяются только в исследовательских реакторах или используются в военных целях.
Магнокс топливо
Магнокс (магний не окисляющийся) реакторы – это реакторы с давлением, охлаждаемые диоксидом углерода и замедленные графитом, использующие природный уран (т.е. необогащенный) в качестве топлива и сплав Магнокс в качестве оболочки топливных элементов. Рабочее давление варьируется для стальных корпусов реакторов, а две конструкции с железобетонным корпусом работали при … Сплав Магнокс состоит в основном из магния с небольшим количеством алюминия и других металлов и используется для нанесения не окисляющегося покрытия на необогащенное металлическое урановое топливо с целью удержания продуктов деления. Этот материал обладает преимуществом низкого сечения захвата нейтронов, но имеет два основных недостатка:
Он ограничивает максимальную температуру и, следовательно, тепловую эффективность установки. Он реагирует с водой, что препятствует длительному хранению отработавшего топлива под водой, например, в бассейне выдержки. Топливо Магнокс имело встроенные охлаждающие ребра для обеспечения максимальной теплопередачи, несмотря на низкие рабочие температуры, что делало его производство дорогостоящим. Хотя использование металлического урана, а не оксида, упрощало и удешевляло ядерную переработку, необходимость перерабатывать топливо вскоре после извлечения из реактора означала, что опасность, связанная с продуктами деления, была высокой. Для решения этой проблемы потребовалось создание дорогостоящего оборудования для дистанционного управления.
Тристоктурно-изотропное топливо
Триструктурное изотропное (TRISO) топливо — это тип топлива, состоящий из микрочастиц. Частица состоит из ядра топлива UOX (иногда UC или UCO), покрытого четырьмя слоями из трех изотропных материалов, нанесенных методом флюидизированного химического осаждения из паровой фазы (FCVD). Эти четыре слоя включают пористый буферный слой из углерода, поглощающий отдачу продуктов деления, плотный внутренний слой защитного пиролитического углерода (PyC), керамический слой SiC для удержания продуктов деления при высоких температурах и повышения структурной целостности TRISO-частицы, и, наконец, плотный внешний слой PyC. Затем TRISO-частицы инкапсулируются в цилиндрические или сферические гранулы из графита. TRISO-топливные частицы разработаны таким образом, чтобы не разрушаться под воздействием напряжений, возникающих в процессах (таких как дифференциальное тепловое расширение или давление делящихся газов) при температурах до 1600 °C, и, следовательно, способны удерживать топливо даже в самых неблагоприятных сценариях аварии в правильно спроектированном реакторе. Два таких типа реакторов — призматический блочный газоохлаждаемый реактор (например, GT MHR) и реактор с псевдоожиженным слоем (PBR). Оба этих типа реакторов относятся к газовым реакторам высокой температуры (ГТГР). Они также являются базовыми конструкциями реакторов с очень высокой температурой (VHTR), одного из шести классов конструкций реакторов в рамках инициативы Generation IV, стремящейся достичь еще более высоких температур на выходе из ГТГР. TRISO-топливные частицы были первоначально разработаны в Великобритании в рамках проекта реактора Dragon. Впервые предложение о включении SiC в качестве диффузионного барьера было выдвинуто Д. Т. Ливи. Первым ядерным реактором, использующим TRISO-топливо, был реактор Dragon, а первой электростанцией — THTR 300. В настоящее время TRISO-топливные компакты 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 TRISO-частицы с ядром, представляющим собой твердый раствор UO2 и UC, применяются в Xe 100, а компания Kairos Power разрабатывает ядерный реактор мощностью 140 МВт(э), использующий TRISO-топливо.
Двигатель QUADRISO
В частицах QUADRISO слой горючего нейтронного поглотителя (оксид европия, оксид эрбия или карбид) окружает топливное ядро обычных частиц TRISO для более эффективного управления избыточной реактивностью. Если активная зона содержит как TRISO, так и QUADRISO топливо, в начале эксплуатации нейтроны не достигают топлива частиц QUADRISO, поскольку они поглощаются горючим поглотителем. В процессе работы реактора нейтронное облучение поглотителя приводит к его "выгоранию", то есть к постепенной трансмутации в не-поглощающие изотопы, что снижает эффект поглощения и высвобождает все больше нейтронов для поддержания цепной реакции. Этот механизм компенсирует накопление нежелательных нейтронных поглотителей, которые неизбежно образуются среди продуктов деления, а также нормальное выгорание или истощение делящегося топлива. В обобщенной концепции топлива QUADRISO поглотитель может в конечном итоге смешиваться с топливным ядром или внешним пироуглеродом. Концепция QUADRISO была разработана в Аргоннской национальной лаборатории.
топливо RBMK
РБМК-топливо использовалось в реакторах типа РБМК советской разработки и строительства. Это низкообогащенный уран в виде оксида. Топливные элементы в РБМК имеют длину 3 метра каждый, и два из них устанавливаются в каждом топливном канале, в давление трубе, соединенными торцами. Для изготовления РБМК-топлива используется переработанный уран из отработавшего топлива российских реакторов ВВЭР. После аварии на Чернобыльской АЭС обогащение топлива было увеличено с 2,0% до 2,4% для компенсации изменений конструкции управляющих стержней и внедрения дополнительных поглотителей нейтронов.
Топливо CerMet
Топливо CerMet состоит из керамических частиц топлива (обычно оксида урана), внедрённых в металлическую матрицу. Предполагается, что этот тип топлива используется в ядерных реакторах атомных подводных лодок США. Это топливо обладает высокими теплопроводящими характеристиками и способно выдерживать значительное расширение.
Топливо пластинчатого типа
С годами топливо пластинчатого типа потеряло свою популярность. Пластинчатое топливо обычно состоит из обогащенного урана, заключенного между металлическими оболочками. Оно используется в ряде исследовательских реакторов, где требуется высокий нейтронный поток, например, для проведения исследований облучения материалов или производства изотопов, без высоких температур, характерных для керамического цилиндрического топлива. В настоящее время оно применяется в Усовершенствованном Испытательном Реакторе (ATR) Национальной лаборатории Айдахо и в ядерном исследовательском реакторе Лаборатории радиации Университета Массачусетса в Лоуэлле.
Снатриевое топливо
Натриевое топливо состоит из топлива, в котором жидкий натрий находится в зазоре между топливным элементом (или таблеткой) и оболочкой. Этот тип топлива часто используется в быстронейтронных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем, охлаждаемых натрием. Он применялся в реакторах EBR I, EBR II и FFTF. Топливный элемент может быть металлическим или керамическим. Натриевая связь используется для снижения температуры топлива.
Топлива, терпимые к авариям
Топлива, устойчивые к авариям (ATF), – это ряд новых концепций ядерного топлива, исследуемых с целью повышения эффективности работы топлива в условиях аварийных ситуаций, таких как потеря охлаждающей жидкости (LOCA) или аварии, вызванные реактивностью (RIA). Эти вопросы приобрели особую актуальность после ядерной катастрофы на Фукусиме Дайичи в Японии, особенно в отношении поведения топлива легководных реакторов (LWR) в аварийных условиях. Были проведены нейтронные расчеты для оценки применения новых материалов для оболочки топлива различных типов ATF. Данное исследование сосредоточено на пересмотре конструкции топливных таблеток и оболочки, а также взаимодействия между ними.
Использованное ядерное топливо
Использованное ядерное топливо – это сложная смесь продуктов деления, урана, плутония и трансплутониевых металлов. В топливе, которое использовалось при высоких температурах в энергетических реакторах, оно часто бывает неоднородным; нередко в топливе содержатся наночастицы металлов платиновой группы, таких как палладий. Также топливо могло потрескаться, разбухнуть и быть нагретым почти до точки плавления. Несмотря на то, что использованное топливо может быть потрескавшимся, оно очень малорастворимо в воде и способно удерживать подавляющее большинство актинидов и продуктов деления в кристаллической решетке диоксида урана. Радиационная опасность отработавшего ядерного топлива уменьшается по мере распада его радиоактивных компонентов, но остаётся высокой на протяжении многих лет. Например, через 10 лет после извлечения из реактора поверхностная доза для типичной тепловыделяющей сборки (ТВС) всё ещё превышает 10 000 рем в час, что приводит к смертельной дозе всего за несколько минут.
Окисленое топливо в аварийных условиях
Существует два основных способа выброса: продукты деления могут испаряться или небольшие частицы топлива могут разлетаться.
Радиоизотопная батарея
Атомная батарея (также называемая ядерной батареей или радиоизотопной батареей) – это устройство, использующее радиоактивный распад для генерации электричества. В этих системах применяются радиоизотопы, производящие бета-частицы с низкой энергией, а иногда и альфа-частицы различной энергии. Бета-частицы с низкой энергией необходимы для предотвращения образования высокоэнергетичного проникающего тормозного излучения, требующего массивной защиты. В качестве радиоизотопов используются плутоний-238, курий-242, курий-244 и стронций-90. Тритий, никель-63, прометий-147 и технеций-99 подвергались испытаниям. Существуют две основные категории атомных батарей: тепловые и нетепловые. Нетепловые атомные батареи, имеющие множество различных конструкций, используют заряженные альфа- и бета-частицы. К этим конструкциям относятся генераторы прямой зарядки, бетавольтаические элементы, оптоэлектрическая ядерная батарея и радиоизотопный пьезоэлектрический генератор. Тепловые атомные батареи, напротив, преобразуют тепло, выделяемое при радиоактивном распаде, в электричество. К этим конструкциям относятся термоионные преобразователи, термофотоэлектрические элементы, тепло-электрические преобразователи на щелочных металлах и наиболее распространенная конструкция – радиоизотопный термоэлектрический генератор.
Термоэлектрический генератор радиоизотопов
Радиоизотопный термоэлектрический генератор (РТГ) – это простой электрический генератор, преобразующий тепло, выделяемое радиоизотопом, в электричество с помощью массива термопар. Плутоний-238 стал наиболее широко используемым топливом для РТГ, в форме диоксида плутония. Он имеет период полураспада 87,7 лет, разумную энергетическую плотность и исключительно низкий уровень гамма- и нейтронного излучения. Некоторые российские наземные РТГ использовали стронций-90; этот изотоп имеет более короткий период полураспада и значительно более низкую энергетическую плотность, но он дешевле. Первые РТГ, созданные в 1958 году Комиссией по атомной энергии США, использовали полоний-210. Это топливо обеспечивает феноменально высокую энергетическую плотность (один грамм полония-210 генерирует 140 ватт тепловой мощности), но его применение ограничено из-за очень короткого периода полураспада и интенсивного гамма-излучения, и оно было выведено из использования для этих целей.
Радиоизотопный нагреватель (RHU)
Радиоизотопный нагреватель (RHU) обычно вырабатывает около 1 ватта тепла, получаемого в результате распада нескольких граммов плутония-238. Это тепло выделяется непрерывно на протяжении нескольких десятилетий. Их задача – обеспечивать локальный нагрев чувствительного оборудования (например, электроники в космосе). Орбитальный аппарат «Кассини-Гюйгенс» к Сатурну содержит 82 таких устройства (в дополнение к 3 основным РТГ для выработки энергии). Зонд «Гюйгенс» к Титану содержит 35 устройств.
Топлива синтеза
Топлива для термоядерного синтеза – это топлива, предназначенные для использования в гипотетических реакторах термоядерной энергии. К ним относятся дейтерий (2H) и тритий (3H), а также гелий-3 (3He). Многие другие элементы также могут быть подвергнуты синтезу, но больший электрический заряд их ядер требует значительно более высоких температур. Только синтез самых легких элементов рассматривается как перспективный источник энергии будущего. Синтез самого легкого атома, водорода-1 (1H), как это происходит на Солнце и других звездах, также не считается практически осуществимым на Земле. Несмотря на то, что энергетическая плотность топлива для термоядерного синтеза даже выше, чем у топлива для ядерного деления, и реакции синтеза, поддерживаемые в течение нескольких минут, уже были достигнуты, использование топлива для термоядерного синтеза в качестве источника чистой энергии пока остается лишь теоретической возможностью.
Топливо термоядерного синтеза первого поколения
Девтерий и тритий считаются топливом первого поколения; их легче всего подвергнуть термоядерному синтезу, поскольку электрический заряд их ядер наименьший среди всех элементов. Три наиболее часто упоминаемые ядерные реакции, которые могут быть использованы для выработки энергии:
2H + 3H → n (14,07 МэВ) + 4He (3,52 МэВ)
2H + 2H → n (2,45 МэВ) + 3He (0,82 МэВ)
2H + 2H → p (3,02 МэВ) + 3H (1,01 МэВ)
Топливо термоядерного синтеза второго поколения
Топлива второго поколения требуют либо более высоких температур удержания, либо большего времени удержания, чем топлива первого поколения, но производят меньше нейтронов. Нейтроны являются нежелательным побочным продуктом реакций термоядерного синтеза в контексте выработки энергии, поскольку они поглощаются стенками термоядерной камеры, вызывая их радиоактивность. Их нельзя удержать магнитными полями, так как они не имеют электрического заряда. Эта группа состоит из дейтерия и гелия-3. Все продукты реакции – заряженные частицы, однако возможны значительные побочные реакции, приводящие к образованию нейтронов. 2H + 3He → p (14,68 МэВ) + 4He (3,67 МэВ)