Ядерное топливо

Введение

 

Тепловыделяющий элемент (твэл) – главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер 235U, 239Pu или 233U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК) твэл представляет собой набор герметичных трубок из специальных сплавов диаметром 9,1–13,5 мм и длиной несколько метров, заполненных таблетками ядерного топлива. Несколько десятков трубок и крепежно-установочные элементы объединяются в единую конструкцию.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1 ТВЭЛы ядерных реакторов

 

Ядерный реактор является источником тепловой энергии, выделяемой в результате самоподдерживающей цепной реакции деления с участием нейтронов и изотопов урана или плутония. Процесс деления заключается в расщеплении ядер атомов при взаимодействии их с нейтронами, обладающими определенной энергией.

Тепловыделяющий элемент (твэл) является основной составной частью активной зоны реакторов. Он содержит определенное количество твердого ядерного горючего. Наиболее распространенной формой таких твэлов является длинный цилиндрический стержень, иногда используются твэлы и в форме пластин. Охлаждение твэлов и отвод теплоты из активной зоны в теплообменник осуществляются за счет принудительной циркуляции теплоносителя, который омывает поверхность оболочек.

В различных реакторах используются различные виды топливных элементов, что приводит к многообразию конструкций и разным подходам при выборе материалов.

Активная зона реактора комплектуется из тепловыделяющих сборок (ТВС). В настоящее время в практике общепринято собирать твэлы в большие скрепленные между собой группы или сборки, которые затем помещают в кожух или канал, являющиеся разделителями потока теплоносителя и структурными элементами. ТВС требуемого размера является структурным элементом, позволяющим осуществлять загрузку и выгрузку топлива активной зоны. При отсутствии в активной зоне атомного реактора замедляющих материалов нейтронный энергетический спектр сдвигается в область больших энергий, приближаясь к спектру нейтронов деления. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах или просто быстрыми реакторами. Средняя энергия нейтронов в этих реакторах имеет значение, превосходящее 0,1 МэВ и может достигать величины несколько миллионов электрон-вольт.

Эффективные сечения захвата нейтронов малы по сравнению с областью энергий тепловых и промежуточных нейтронов и обычно не превосходят для топливных материалов единиц, а для конструкционных материалов – десятых долей барна. В связи с этим критическая загрузка горючим реакторов на быстрых нейтронах чрезвычайно возрастает, превосходя при прочих равных условиях критические загрузки тепловых реакторов в десятки раз. Однако в быстрых реакторах создаются более благоприятные условия для воспроизводства горючего, что обуславливается увеличением выхода нейтронов деления, снижением доли радиационного захвата в ядреном горючем, заметным размножением нейтронов при делении U238  или Th232 быстрыми нейтронами и уменьшением паразитного захвата нейтронов в конструкционных и других материалах активной зоны.

Быстрые реакторы эффективны только при большом удельном энерговыделении в активной зоне, что в свою очередь, означает наличие больших тепловых потоков с тепловыделяющих поверхностей твэлов и высокие уровни рабочих температур. Конструирование твэлов быстрых реакторов должно вестись с учетом необходимости обеспечения достаточной емкости их по топливному материалу при максимально достижимом развитии тепловыделяющих поверхностей.

Твэлы энергетических реакторов на быстрых нейтронах при эксплуатации находятся в чрезвычайно жестких условиях. Во-первых, интенсивности нейтронных потоков в быстрых реакторах составляют 1015 – 1016 нейтрон/(см2сек), а длительности кампаний таковы, что материалы, находящиеся в реакторе, могут подвергаться интегральным нейтронным потокам на один-два порядка превосходящим интегральные потоки при облучении материалов в тепловых энергетических реакторах, т.е. достигающим более 1023 нейтрон/см2; во-вторых, рабочей средой в быстром реакторе может являться жидкий металл, двигающийся со скоростью до 7-10 м/сек и имеющий температуру 500-600 оС и выше (а также водяной пар); в-третьих, в связи с требованием высокой плотности объемного энерговыделения теплонапряженность твэлов и выгорание топлива в них значительны.

В настоящее время тепловой поток  считается уже обычным явлением, а рекомендуемые выгорания достигают 5-10%.

Следует отметить, что с развитием атомной энергетики рабочие условия для твэлов все более усложняются, а требования к их надежности повышаются. Таким образом, исследования работоспособности твэлов должны быть направлены не только на повышение эффективности и их надежности в работе, но и на изыскания рациональных с точки зрения регенерации конструкций и технологии изготовления.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2 Металлический уран

 

Уран –  элемент  с наибольшим атомным весом; все элементы,  по  атомному  весу, помещаются между водородом и ураном. Это тяжелейший член металлической подгруппы VI группы периодической системы. Важнейшие кислородные соединения Урана, как и для серы, суть диоксид UO2 и  триоксид  UO3. Оба  окисла  представляют высокий тип; но, благодаря большому атомному весу элемента, им свойствен основной  характер,  вовсе  не  соединяется  со  щелочами,  а  только  с кислотами,  образуя  соли,  в  которых  Уран  является   четырехвалентным металлом, например cернокислый Уран,  U(SO4)2 9H2O,  кристаллизирующийся  из водных растворов в  виде  зеленоватых  ромбических  призм.  UО3  дает  с кислотами только основные соли, напр.  азотнокислый  уранил  (UO2)(NO3)2 6H2O  –  лимонно-желтые,  флюоресцирующие  ромбические  призмы,   хорошо растворимые  в  воде  и  расплывающиеся  на  воздухе.  В   таких   солях двухвалентный остаток трехокиси, (UO2)II, играет  роль  как  бы  особого металла; при соляном обмене он целиком переходит из частицы  в  частицу, вследствие чего и получил особое название – уранил (Аналогичные  термины употребляются  и  в  номенклатуре  других  элементов:  хромил  (CrO2)II, сульфурил (SO2)II, карбонил (СО)II; но там они не имеют  того  значения, как для соединений Урана, что ясно из нижеследующего.

В свободном виде этот уранил есть не что иное, как двуокись,  которая при первоначальном изучении соединений Урана (Клапрот, 1789)  была  принята за  элемент,  благодаря  своему  металлическому  виду  и   неспособности восстановляться общепринятыми в то время способами. Металлический Уран был добыть только спустя более 50 лет после того (Пелиго, 1842).  Существуют многочисленные двойные соли уранила.  Трехокись  не  лишена,  однако,  и ангидридных свойств, как и подобает окислу  аналогичному  с  СгO3,  МоO3,WO3; для ее эти свойства только наиболее ослаблены, как это имеет место для  МоO3  сравнительно  с  СгО3  и  для  WO3   сравнительно   с   МоO3.

Урановокислые соли  щелочных  металлов  осаждаются  из  растворов  содей уранила едкими щелочами, а урановокислые соли щелочноземельных и  прочих металлов осаждаются аммиаком из смеси растворов солей  уранила  и  солей соответствующих металлов. Почти все  урановокислые  соли  аналогичны  по составу хромпику, т. е. отвечают  кислоте  H2U2O7.  Так  назыв.  Зеленая окись Урана, U3O8, представляет урановокислый У., именно U3O8 = UO2(UO3)2 = U(UO4)2  т.  е.  это  средняя  соль  Урана  и   урановой   кислоты;   здесь четырехвалентный Уран замещает четыре водорода в двух частицах  нормальной урановой кислоты H2UO4, а черная окись U2O5, есть основная соль  той же кислоты, U2O5=(UO)UO4. Если  прибавлять  очень  разведенную  перекись водорода к раствору азотнокислого уранила, то получается желтовато белый осадок UO42Н2О – это надурановая кислота; прибавляя вместе с перекисью водорода  и  едкий  натр,  получают  кристаллический,   золотисто-желтый порошок – надурановокислый натрий Na4UO88H2O. На основании способности к расщеплению гидролитического характера этой и  других  подобных  солей можно полагать (Меликов и Писаржевсмй), что вообще в  соединениях  этого рода присутствуют сочетания UO4 с перекисями металлов.  Сам  надурановый ангидрид обладает точно также перекисным характером, что можно  выразить такой формулой O2(UO2) – перекись уранила.

Уран принадлежит к числу довольно редких элементов; обычным  источником его соединений служит  смоляная  обманка  или  смоляная  урановая  руда, которая встречается  в  рудных  месторождениях  Саксонии  и  Богемии,  в окрестностях Адрианополя, в Корнваллисе и некоторые  другие  местах  и  содержит упомянутой зеленой окиси от 40 до 90%;  кроме  того,  известны  урановая слюда  –  двойная   фосфорноурановокальциевая   соль,   желтого   цвета, (UO2)2Ca(PO4)28H2O, торбернит  –  зеленая  фосфорноураново–медная  соль (UO2Cu(PO4)2 8H2O,  либигит  –   двойная   угле-урановокадьцевая   соль UO2CO3CaCO3 10H2O,  урано-танталит  или  самарскит,  где   присутствуют ниобиевокислый  и  танталовокислый  уранил,  клевеит  и   некоторые  другие минералы. Иногда содержащие Уран минералы заключают в своем составе редкие металлы, напр., тоpий; из них выделен также  аргон  и  гелий,  вместе  с газообразным азотом, при чем осталось невыясненным, в  какой  форме  эти элементы здесь находятся. Смоляная руда содержит  различные  примеси,  а именно свинцовый блеск, сернистое железо, мышьяк, силикаты и  проч.  При обработке руду прежде всего обжигают для удаления большей части  серы  и мышьяка,  затем  измельчают,  промывают  слабой   соляной   кислотой   и обрабатывают азотной кислотой, при чем в раствор переходит  азотнокислый уранил  (UO2)(NO3)2. 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3 Диоксид урана

 

Оксид урана (диоксид урана) – неорганическое бинарное химическое соединение урана с кислородом – вещество тёмно-коричневого, почти чёрного, цвета. Химическая формула UO2 (точнее, UO2±x). Широко используется как ядерное топливо в реакторах.

Температура плавления в зависимости от стехиометрического состава составляет от 2840 до 2875 °C. Диоксид урана – нестехиометрическое соединение, имеющее состав от UO1,6 до UO2,5. Диоксид урана термодинамически устойчив при нагревании в вакууме или в восстановительной атмосфере до температуры 1600 °C и возгоняется без разложения. При более высокой температуре он теряет кислород с образованием достехиометрического диоксида. В присутствии же кислорода, способен растворять его в себе с сохранением кубической структуры кристалла типа флюорита CaF2, причём дополнительные (сверх стехиометрии) атомы кислорода удерживаются в промежутках кристаллической решётки в результате внедрения атомов кислорода в решётку UO2 с образованием фазы UO2±x, где x зависит от температуры. При увеличении содержания кислорода цвет диоксида изменяется от тёмно-коричневого до чёрного.

Диоксид урана обладает сильно-основными свойствами, не реагирует с водой и её парами до 300 °C, не растворяется всоляной кислоте, но растворим в азотной кислоте, царской водке и смеси HNO3 и HF. При растворении в азотной кислоте происходит образование уранил-ионов UO2+2. Известен один кристаллогидрат диоксида урана UO2•2H2O – чёрный осадок, выпадающий при гидролизе растворов урана. Диоксид урана входит в состав урановых минералов уранинита и клевеита.

У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен газовому распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить глубину выгорания до нескольких процентов. Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора. ТВЭЛы из диоксида урана изготавливаются в виде брусков, трубок, таблеток и т. д. методами керамической технологии: холодным прессованием и выдавливанием с последующим спеканием изделий или горячим прессованием. В виде порошка диоксид урана диспергируется в металлических, графитовых или керамических матрицах. Основной недостаток керамики – низкая теплопроводность – 4,5 Вт/(м·К) (при температуре 800 °C). Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Диоксид урана, как и другие оксиды урана, используется также как промежуточный продукт при производстве других урановых соединений, главным образом фторидов урана. В общем, все оксиды урана являются наиболее устойчивыми соединениями урана, в связи с чем широко используются как для хранения урана, так и как промежуточное звено между урановорудным, аффинажно-металлургическим и фторидными урановыми производствами.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4 Способы повышения коэффициентов  выгорания ядерного топлива

 

Основным процессом, протекающим в ядерном реакторе, является деление ядер урана и плутония при поглощении ими нейтронов. В результате реакции деления ядро тяжелого изотопа распадается на два более легких ядра – осколка деления. Все осколки деления являются радиоактивными ядрами. Из-за избытка нейтронов в этих ядрах они испытывают бета-распад. Очень часто дочернее ядро распада будет находиться в возбужденном состоянии. При переходе из возбужденного состояния в основное ядро будет испускать гамма-кванты или гораздо реже запаздывающие нейтроны. Осколки с одинаковым массовым числом будут образовывать изобарную цепочку изотопов различных элементов. Все изотопы, находящиеся в работающем ядерном реакторе, могут вступать во взаимодействие с нейтронами. Некоторые ядерные реакции будут приводить к появлению новых изотопов, многие из которых будут радиоактивными. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах основными реакциями, приводящими к появлению новых изотопов, являются радиационный захват нейтрона и деление тяжелых ядер.   В результате реакции радиационного захвата нейтрона некоторым ядром появляется ядро нового изотопа того же химического элемента, как правило, в возбужденном состоянии. Возбужденное состояние снимается через испускание гамма-квантов, которые часто называются захватными. Глубина выгорания ядерного топлива является физической величиной, равной энергии деления, выделенной в процессе эксплуатации ядерного топлива в реакторе, на единицу массы тяжелых атомов в свежем топливе. В данном случае в качестве размерности глубины выгорания используется. При делении тяжелого ядра выделяется около 200 МэВ энергии и появляются осколки деления. Масса осколков деления практически равна массе разделившегося ядра. Осколки деления испытывают бета-распад и образуют изобарные цепочки, на концах которых располагаются стабильные изотопы или изотопы с большими периодами полураспада. Учитывая это, глубину выгорания можно определить как отношение массы продуктов деления (ПД или FP), накопленных в процессе облучения топлива в реакторе, к соответствующей начальной массе тяжелых атомов (ТА). Размерность глубины выгорания в данном случае будет равна. Между двумя определениями глубины выгорания, данными выше, существует приблизительное соответствие: 1   ≈ 1,07 . Деление 1 г 235U = 0,933 МВт*сут Предельная глубина выгорания топлива Проектная глубина выгорания топлива в реакторе Максимальная глубина выгорания топлива в реакторе Средняя глубина выгорания топлива в реакторе Глубину выгорания также можно определить как долю первоначального количества ядер данного типа, которые испытали ядерное превращение в реакторе при воздействии нейтронов. В этом случае размерность глубины выгорания может быть выражена в процентах от первоначального количества тяжелых атомов. Однако при данном определении возникают вопросы, связанные с учетом или не учетом реакции радиационного захвата на тяжелых ядрах. Значение глубины выгорания зависит от многих факторов: типа реактора, начального обогащения, истории облучения и т.д.