Ядерное топливо

Эта статья требует дополнительных ссылок для проверки . Пожалуйста, помогите улучшить эту статью , добавив цитаты из надежных источников . Материал, не полученный от источника, может быть оспорен и удален.
Найти источники: «Ядерное топливо» - новости · газеты · книги · ученый · JSTOR ( август 2010 г. ) ( Узнайте, как и когда удалить этот шаблон сообщения )

Ядерный топливный процесс

График сравнения числа нуклонов с энергией связи

Крупным планом - копия активной зоны исследовательского реактора в Институте Лауэ-Ланжевена.

Ядерное топливо - это материал, который используется на атомных электростанциях для производства тепла для турбин . Тепло создается, когда ядерное топливо подвергается ядерному делению .

Большинство ядерных топлив содержат тяжелые делящиеся актинидные элементы, которые способны подвергаться ядерному делению и выдерживать его . Тремя наиболее актуальными делящимися изотопами являются уран-233 , уран-235 и плутоний-239 . Когда нестабильные ядра этих атомов сталкиваются с медленно движущимся нейтроном, они расщепляются, образуя два дочерних ядра и еще два или три нейтрона . Затем эти нейтроны расщепляют новые ядра. Это создает самоподдерживающуюся цепную реакцию , контролируемую в ядерном реакторе или неконтролируемую в ядерном оружии .

Процессы, связанные с добычей, переработкой, очисткой, использованием и утилизацией ядерного топлива, в совокупности известны как ядерный топливный цикл .

Не все виды ядерного топлива создают энергию в результате ядерного деления; плутоний-238 и некоторые другие элементы 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 возможных источников топлива.

Оксидное топливо [ править ]

Для реакторов деления топливо (обычно на основе урана) обычно основано на оксиде металла; используются оксиды, а не сами металлы, потому что температура плавления оксида намного выше, чем у металла, и потому, что он не может гореть, находясь уже в окисленном состоянии.

Зависимость теплопроводности металлического циркония и диоксида урана от температуры

Диоксид урана [ править ]

Диоксид урана - черное полупроводниковое твердое вещество. Его можно получить путем нагревания уранилнитрата с образованием UO
₃

{\ Displaystyle {\ ce {UO2 (NO3) 2,6H2O-> UO3 + NO2 + 1 / 2O2 + 6H2O (г)}}}

Затем его преобразуют путем нагревания с водородом с образованием UO ₂ . Она может быть изготовлена из обогащенного гексафторида урана путем реакции с аммиаком с образованием твердого под названием диураната аммония , этот затем нагревают (прокаливают) с образованием UO ${\ Displaystyle {\ ce {(NH4) 2U2O7.}}}$
₃и U ₃ O _8, который затем превращается при нагревании с водородом или аммиаком с образованием UO ₂ . ^[1]

UO ₂ смешивают с органическим связующим и прессуют в гранулы, затем эти гранулы обжигают при гораздо более высокой температуре (в H ₂ / Ar) для спекания твердого вещества. Цель состоит в том, чтобы образовать плотное твердое вещество с небольшим количеством пор.

Теплопроводность диоксида урана очень низкая по сравнению с теплопроводностью металлического циркония, и она уменьшается с повышением температуры.

Коррозия диоксида урана в воде контролируется электрохимическими процессами, аналогичными гальванической коррозии металлической поверхности.

MOX [ править ]

Смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо представляет собой смесь плутония и природного или обедненного урана, которая ведет себя аналогично (хотя и не идентично) исходному обогащенному урану, для которого было разработано большинство ядерных реакторов . МОКС-топливо является альтернативой топливу из низкообогащенного урана (НОУ), используемому в легководных реакторах, которые преобладают в производстве ядерной энергии .

Высказывалась некоторая озабоченность тем, что использованные МОХ-ядра создадут новые проблемы с утилизацией, хотя сам по себе МОКС-топливо является средством утилизации излишков плутония путем трансмутации .

Переработка коммерческого ядерного топлива в МОКС-топливо производилась на заводе по производству МОКС-топлива в Селлафилде (Англия). По состоянию на 2015 год МОКС-топливо производится во Франции (см. Ядерную площадку в Маркуле ) и в меньшей степени в России (см. Горно-химический комбинат ), Индии и Японии. Китай планирует разработать реакторы-размножители на быстрых нейтронах (см. CEFR ) и переработку.

Глобальное партнерство в области ядерной энергетики , было предложение США в администрации Джорджа Буша , чтобы сформировать международное партнерство , чтобы увидеть отработанное ядерное топливо переработаны таким образом , что делает плутоний в нем пригодный для производства ядерного топлива , но не для ядерного оружия. Переработка отработавшего ядерного топлива коммерческих реакторов не разрешена в Соединенных Штатах по соображениям нераспространения. Все другие страны, занимающиеся переработкой, давно имеют ядерное оружие из топлива для «исследовательских» реакторов, ориентированных на военные цели, за исключением Японии. Обычно при замене топлива каждые три года или около того около половины Pu-239 «сгорает» в реакторе, обеспечивая около одной трети всей энергии. Он ведет себя как U-235, и при его делении выделяется такое же количество энергии. Чем выше выгорание, тем больше плутония в отработавшем топливе, но тем ниже доля делящегося плутония. Обычно около одного процента отработанного топлива, выгружаемого из реактора, представляет собой плутоний, и около двух третей этого количества является делящимся (около 50% Pu-239, 15% Pu-241). Мировой,около 70 тонн плутония, содержащегося в отработанном топливе, удаляется при перегрузке реакторов каждый год.^{[ необходима цитата ]}

Металлическое топливо [ править ]

Металлическое топливо обладает гораздо более высокой теплопроводностью, чем оксидное топливо, но не может выдерживать столь же высокие температуры. Металлическое топливо имеет долгую историю использования - от реактора Клементина в 1946 году до многих испытательных и исследовательских реакторов. Металлическое топливо обладает потенциалом самой высокой плотности делящихся атомов. Металлическое топливо обычно легировано, но некоторые виды металлического топлива производятся из чистого металлического урана. Используемые урановые сплавы включают уран-алюминий, уран-цирконий, уран-кремний, уран-молибден и уран-циркониевый гидрид (UZrH). Любое из вышеупомянутых видов топлива может быть получено с плутонием и другими актинидами как часть замкнутого ядерного топливного цикла. Металлическое топливо использовалось в водяных реакторах и реакторах на быстрых нейтронах с жидким металлом, таких как EBR-II .

Топливо TRIGA [ править ]

Топливо TRIGA используется в реакторах TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics ). В реакторе TRIGA используется топливо UZrH, которое имеет мгновенно отрицательный температурный коэффициент реактивности топлива., что означает, что по мере увеличения температуры активной зоны реакционная способность снижается, поэтому вероятность расплавления крайне маловероятна. Большинство активных зон, в которых используется это топливо, представляют собой зоны с "высокой утечкой", где избыточные нейтроны утечки могут быть использованы для исследований. Первоначально топливо TRIGA было разработано для использования высокообогащенного урана, однако в 1978 году Министерство энергетики США запустило программу пониженного обогащения для исследовательских испытательных реакторов, которая способствовала переходу реакторов на топливо из низкообогащенного урана. Всего в США установлено 35 реакторов TRIGA. Еще 35 реакторов были установлены в других странах.

Актинидное топливо [ править ]

В реакторе на быстрых нейтронах минорные актиниды, образующиеся при нейтронном захвате урана и плутония, могут использоваться в качестве топлива. Топливо с актинидами 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 [ править ]

Расплавленный плутоний, сплавленный с другими металлами для снижения его температуры плавления и инкапсулированный в тантал ^[2], был испытан в двух экспериментальных реакторах, LAMPRE I и LAMPRE II, в LANL в 1960-х годах. «LAMPRE испытала три отдельных отказа топлива во время работы». ^[3]

Неоксидное керамическое топливо [ править ]

Керамическое топливо, отличное от оксидов, имеет преимущество высокой теплопроводности и температуры плавления, но оно более склонно к набуханию, чем оксидное топливо, и это также не изучено.

Нитрид урана [ править ]

Это часто является предпочтительным топливом для конструкций реакторов, которые производит НАСА , одно из преимуществ заключается в том, что ООН имеет лучшую теплопроводность, чем UO ₂ . Нитрид урана имеет очень высокую температуру плавления. Это топливо имеет недостаток, заключающийся в том, что, если не использовалось 15 N (вместо более распространенного 14 N ), большое количество 14 C было бы образовано из азота в результате реакции (n, p) . Поскольку азот, необходимый для такого топлива, будет настолько дорогим, что, вероятно, потребуется переработка топлива путем пиропроцессинга, чтобы позволить ¹⁵N для восстановления. Вполне вероятно , что если топливо обрабатывали и растворяли в азотной кислоте , что азот , обогащенный с ¹⁵ N будет размыта с общим ¹⁴ N.

Карбид урана [ править ]

Многое из того, что известно о карбиде урана, находится в форме стержневых тепловыделяющих элементов для жидкометаллических быстрых реакторов во время их интенсивных исследований в 1960-х и 1970-х годах. Однако в последнее время возродился интерес к карбиду урана в виде пластинчатого топлива и, в первую очередь, к микрочастицам топлива (например, частицам TRISO).

Высокая теплопроводность и высокая температура плавления делают карбид урана привлекательным топливом. Кроме того, из-за отсутствия кислорода в этом топливе (во время облучения может возникнуть избыточное давление газа из-за образования O ₂ или других газов), а также способности дополнять керамическое покрытие (поверхность раздела керамика-керамика имеет структурные и химические преимущества), карбид урана может быть идеальным кандидатом в топливо для некоторых реакторов поколения IV, таких как реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением .

Жидкое топливо [ править ]

Жидкое топливо - это жидкости, содержащие растворенное ядерное топливо, и было показано, что они предлагают многочисленные эксплуатационные преимущества по сравнению с традиционными подходами на твердом топливе. ^[4]

Реакторы на жидком топливе обладают значительными преимуществами в плане безопасности благодаря присущей им стабильной "саморегулирующейся" динамике реактора. Это дает два основных преимущества: - практически исключают возможность расплавления реактора на выбеге, - обеспечивая возможность автоматического отслеживания нагрузки, которая хорошо подходит для производства электроэнергии и высокотемпературных промышленных систем отопления.

Еще одним важным преимуществом жидкого ядра является его способность быстро сливаться в пассивно безопасный сливной резервуар. Это преимущество было убедительно продемонстрировано неоднократно в рамках процедуры еженедельного останова в ходе весьма успешного 4-летнего эксперимента с реактором на расплавленной соли .

Еще одним огромным преимуществом жидкой активной зоны является ее способность выделять газообразный ксенон, который обычно действует как поглотитель нейтронов и вызывает структурную окклюзию в твердых топливных элементах (что приводит к ранней замене твердотопливных стержней с несгоревшим более 98% ядерного топлива, включая много долгоживущих актинидов). Напротив, реакторы на расплавленных солях (MSR) способны удерживать топливную смесь в течение значительно продолжительных периодов времени, что не только значительно увеличивает эффективность использования топлива, но также сжигает подавляющее большинство собственных отходов в рамках обычных рабочих характеристик.

Расплавленные соли [ править ]

Расплавленное солевое топливо содержит ядерное топливо, растворенное непосредственно в расплавленном солевом теплоносителе. Реакторы на жидком солевом топливе , такие как реактор с жидким фторидом тория (LFTR), отличаются от реакторов с соленым расплавом, в которых ядерное топливо не растворяется в теплоносителе.

Топливо с расплавленной солью использовалось в LFTR, известном как эксперимент с реактором с расплавленной солью , а также в других экспериментах с реактором с жидкой активной зоной. Жидкое топливо для реактора с расплавом солей представляло собой смесь фторидов лития, бериллия, тория и урана: LiF-BeF ₂ -ThF ₄ -UF ₄ (72-16-12-0,4 мол.%). В эксперименте он имел пиковую рабочую температуру 705 ° C, но мог работать при гораздо более высоких температурах, поскольку точка кипения расплавленной соли превышала 1400 ° C.

Водные растворы солей уранила [ править ]

В водных гомогенных реакторах (AHR) используется раствор уранилсульфата или другой соли урана в воде. Исторически все AHR были небольшими исследовательскими реакторами , а не реакторами большой мощности. AHR, известная как система производства медицинских изотопов, рассматривается для производства медицинских изотопов . ^[5]

Общие физические формы ядерного топлива [ править ]

Порошок диоксида урана (UO ₂ ) прессуется до цилиндрических таблеток и спекается при высоких температурах для получения керамических таблеток ядерного топлива с высокой плотностью и четко определенными физическими свойствами и химическим составом. Процесс шлифования используется для получения однородной цилиндрической геометрии с узкими допусками. Такие топливные таблетки затем укладываются стопкой и засыпаются в металлические трубы. Металл, используемый для труб, зависит от конструкции реактора. Раньше использовалась нержавеющая сталь, но в настоящее время в большинстве реакторов используется сплав циркония, который, помимо высокой коррозионной стойкости, имеет низкое поглощение нейтронов. Трубки с топливными таблетками герметизированы: эти трубки называются топливными стержнями.. Готовые тепловыделяющие элементы группируются в тепловыделяющие сборки, которые используются для создания активной зоны энергетического реактора.

Оболочка - это внешний слой твэлов, стоящий между теплоносителем и ядерным топливом. Он изготовлен из коррозионно резистентных материала с низкими абсорбционным сечением для тепловых нейтронов , обычно циркалоя или стал в современных конструкциях или магнии с небольшим количеством алюминия и другими металлами для ныне устаревших реакторов Magnox . Оболочка предотвращает выход радиоактивных осколков деления из топлива в теплоноситель и его загрязнение.

Фотография необлученных (свежих) топливных таблеток, сделанная Комиссией по ядерному регулированию (NRC).
Фото NRC свежих топливных таблеток, готовых к сборке.
Фото NRC проверяемых свежих тепловыделяющих сборок.

Топливная сборка PWR (также известная как пучок твэлов) Эта тепловыделяющая сборка получена из реактора с водой под давлением атомного пассажирского и грузового корабля NS Savannah . Разработан и построен компанией Babcock & Wilcox.

Топливо PWR [ править ]

Топливо реактора с водой под давлением (PWR) состоит из цилиндрических стержней, собранных в пучки. Керамика из оксида урана формируется в таблетки и вставляется в трубки из циркалоя, которые соединяются вместе. Трубки из циркалоя имеют диаметр около 1 см, а зазор в оболочке твэла заполнен газообразным гелием для улучшения передачи тепла от топлива к оболочке. На один пучок твэлов приходится примерно 179–264 твэла, и от 121 до 193 твэлов загружаются в активную зону реактора. Как правило, пучки твэлов состоят из топливных стержней, скомпонованных в пучки от 14 × 14 до 17 × 17. Пучки твэлов PWR имеют длину около 4 метров. В пучках твэлов PWR регулирующие стержнивставляются через верх прямо в пучок твэлов. Пучки твэлов обычно обогащены на несколько процентов по ²³⁵ U. Оксид урана сушат перед вставкой в трубки, чтобы попытаться удалить влагу из керамического топлива, которая может привести к коррозии и водородному охрупчиванию. Трубки из циркалоя находятся под давлением гелия, чтобы попытаться свести к минимуму взаимодействие таблеток с оболочкой, которое может привести к выходу из строя топливного стержня в течение длительного периода времени.

Топливо BWR [ править ]

В реакторах с кипящей водой (BWR) топливо аналогично топливу PWR, за исключением того, что пучки являются «герметичными». То есть каждый пучок окружен тонкой трубкой. Это в первую очередь делается для предотвращения влияния локальных изменений плотности на нейтронно-физические характеристики и теплогидравлику активной зоны реактора. В современных пучках твэлов BWR в каждой сборке 91, 92 или 96 твэлов, в зависимости от производителя. Активную зону реактора составляют от 368 сборок для самых маленьких до 800 сборок для самых крупных реакторов BWR в США. Каждый топливный стержень BWR заправляется гелием до давления около трех атмосфер (300 кПа).

Жгуты твэлов CANDU Две жгуты твэлов CANDU («CANada Deuterium Uranium»), каждая около 50 см в длину и 10 см в диаметре.

Топливо CANDU [ править ]

Пучки твэлов CANDU имеют длину около полуметра и диаметр 10 см. Они состоят из спеченных (UO ₂ ) таблеток в трубках из циркониевого сплава, приваренных к торцевым пластинам из циркониевого сплава. Каждый пучок весит примерно 20 кг, а типичная загрузка сердечника составляет порядка 4500–6500 пакетов, в зависимости от конструкции. Современные типы обычно имеют 37 идентичных топливных стержней, расположенных радиально вокруг длинной оси пучка, но в прошлом использовалось несколько различных конфигураций и количества стержней. CANFLEXпучок состоит из 43 твэлов с двумя размерами элементов. Он также имеет диаметр около 10 см (4 дюйма), длину 0,5 м (20 дюймов) и весит около 20 кг (44 фунта) и заменяет стандартный комплект с 37 контактами. Он был разработан специально для повышения топливных характеристик за счет использования штифтов двух разных диаметров. Текущие конструкции CANDU не нуждаются в обогащенном уране для достижения критичности (из-за их более эффективного тяжеловодного замедлителя ), однако некоторые новые концепции требуют низкого обогащения, чтобы помочь уменьшить размер реакторов.

Менее распространенные формы топлива [ править ]

Различные другие формы ядерного топлива находят применение в конкретных приложениях, но не имеют широкого применения, которое встречается в BWR, PWR и электростанциях CANDU. Многие из этих топливных форм встречаются только в исследовательских реакторах или имеют военное применение.

Топливный стержень из магнекса

Топливо магнокс [ править ]

Магнокс (магний неокислительный) реакторы под давлением, диоксид углерода -cooled, графит - замедлитель реакторы , использующие природный уран (т.е. необогащенный) в качестве топлива и Магнокс сплава в качестве оболочки топлива. Рабочее давление для стальных сосудов под давлением варьируется от 6,9 до 19,35 бар , а в двух железобетонных конструкциях - 24,8 и 27 бар. Магнокс-сплав состоит в основном из магния с небольшими количествами алюминия и других металлов. Он используется в оболочке для топлива из необогащенного металлического урана с неокисляющим покрытием, содержащим продукты деления. Этот материал обладает преимуществом низкого нейтронного захвата поперечного сечения, но имеет два основных недостатка:

Он ограничивает максимальную температуру и, следовательно, тепловой КПД установки.
Он вступает в реакцию с водой, предотвращая длительное хранение отработавшего топлива под водой.

В Magnox fuel включены охлаждающие ребра, обеспечивающие максимальную теплопередачу, несмотря на низкие рабочие температуры, что делает его производство дорогостоящим. Хотя использование металлического урана, а не оксида сделало переработку более простой и, следовательно, более дешевой, необходимость в переработке топлива через короткое время после извлечения из реактора означала, что опасность продуктов деления была серьезной. Для устранения этой опасности потребовались дорогостоящие средства удаленной обработки.

0,845 мм топливная частица TRISO, которая треснула, показывая несколько слоев, покрывающих сферическое ядро

Топливо TRISO [ править ]

Триструктурно-изотропное (ТРИСО) топливо - это разновидность микрочастиц топлива. Он состоит из топливного сердечника, состоящего из UO X (иногда UC или UCO) в центре, покрытого четырьмя слоями из трех изотропных материалов, нанесенных посредством химического осаждения из паровой фазы (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 для придания частицам TRISO большей структурной целостности с последующим нанесением плотного внешнего слоя PyC. Затем частицы TRISO инкапсулируются в цилиндрические или сферические гранулы графита. Топливные частицы TRISO спроектированы так, чтобы не трескаться из-за нагрузок от процессов (таких как дифференциальное тепловое расширение или давление газа деления) при температурах до 1600 ° C, и поэтому могут содержать топливо в наихудших сценариях аварии в правильно спроектированном реакторе. . Двумя такими реакторами являются реактор с газовым охлаждением с призматическим блоком (такой как GT-MHR ) и реактор с шаровидным слоем (PBR). Обе эти конструкции реакторов представляют собой высокотемпературные газовые реакторы (HTGR). Это также основные конструкции реакторовочень высокотемпературные реакторы (VHTR), один из шести классов конструкций реакторов в рамках инициативы « Поколение IV», которая пытается достичь еще более высоких выходных температур HTGR.

Топливные частицы TRISO были первоначально разработаны в Великобритании в рамках проекта реактора Dragon . Включение SiC в качестве диффузионного барьера было впервые предложено Д. Т. Ливи. ^[6] Первым ядерным реактором, использовавшим топливо TRISO, был реактор Dragon, а первой силовой установкой была THTR-300 . В настоящее время топливные компакты TRISO используются в экспериментальных реакторах HTR-10 в Китае и на испытательном высокотемпературном инженерном реакторе в Японии. Сферические топливные элементы, использующие частицы TRISO с ядром твердого раствора UO 2 и UC , используются в Xe-100 в США.

QUADRISO Частица

Топливо QUADRISO [ править ]

В частицах QUADRISO выгорающий нейтронный яд ( оксид европия или оксид или карбид эрбия)) слой окружает топливное ядро обычных частиц TRISO, чтобы лучше управлять избытком реактивности. Если активная зона оборудована топливом TRISO и QUADRISO, в начале срока службы нейтроны не достигают топлива частиц QUADRISO, потому что они останавливаются выгорающим ядом. Во время работы реактора нейтронное облучение яда заставляет его «выгорать» или постепенно превращаться в неядовитые изотопы, уменьшая этот отравляющий эффект и оставляя все больше нейтронов доступными для поддержания цепной реакции. Этот механизм компенсирует накопление нежелательных нейтронных ядов, которые являются неизбежной частью продуктов деления, а также «выгорание» или истощение нормального делящегося топлива.В обобщенной концепции топлива QUADRISO яд в конечном итоге может быть смешан с топливным сердечником или внешним пироуглеродом. QUADRISO^[7] концепция была разработана в Аргоннской национальной лаборатории .

Держатель твэлов реактора РБМК 1 - дистанционная арматура; 2 - корпус твэлов; 3 - топливные таблетки.

Топливо РБМК [ править ]

Топливо реактора РБМК использовалось в реакторах типа РБМК советской конструкции и постройки . Это низкообогащенное оксидное топливо урана. Топливные элементы в РБМК являются длиной 3 м каждая, и два из них сидят спина к спине на каждого топливного канала, трубки давления. Переработанный уран из отработавшего топлива российского реактора ВВЭР используется для изготовления топлива РБМК. После аварии на Чернобыльской АЭС обогащение топлива было изменено с 2,0% до 2,4%, чтобы компенсировать модификацию регулирующих стержней и введение дополнительных поглотителей.

CerMet топливо [ править ]

Топливо CerMet состоит из керамических топливных частиц (обычно оксида урана), внедренных в металлическую матрицу. Это выдвинуто ^{[ кем? ],} что этот тип топлива используется в реакторах ВМС США. Это топливо обладает высокими характеристиками теплопередачи и выдерживает большое расширение.

Активная зона ATR В усовершенствованном испытательном реакторе в Национальной лаборатории Айдахо используется пластинчатое топливо в форме листа клевера. Голубое свечение вокруг ядра известно как черенковское излучение .

Пластинчатое топливо [ править ]

Пластинчатое топливо с годами вышло из моды. Топливо пластинчатого типа обычно состоит из обогащенного урана, помещенного между металлическими оболочками. Пластинчатое топливо используется в нескольких исследовательских реакторах, где желателен высокий нейтронный поток, 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 . ^{[ необходима цитата ]}

Топливо, связанное с натрием [ править ]

Топливо с натриевыми связями состоит из топлива, которое имеет жидкий натрий в зазоре между топливной пробкой (или таблеткой) и оболочкой. Этот тип топлива часто используется в жидкометаллических быстрых 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.

Устойчивое к авариям топливо [ править ]

Аварийно-устойчивые виды топлива (ATF) представляют собой серию новых концепций ядерного топлива, разработанных для 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 Фукусима-дайити в Японии, в частности, в отношении характеристик топлива легководного реактора (LWR) в аварийных условиях. ^[8]

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. ^[9] Это исследование направлено на пересмотр конструкции топливных таблеток и оболочки, а также на взаимодействие между ними. ^[10]

Отработанное ядерное топливо [ править ]

Отработанное ядерное топливо представляет собой сложную смесь продуктов деления , урана , плутония и трансплутониевых металлов . Топливо, которое использовалось при высоких температурах в энергетических реакторах, обычно бывает неоднородным ; часто топливо будет содержать наночастицы металлов платиновой группы, таких как палладий . Кроме того, топливо вполне могло треснуть, набухнуть и нагреться до температуры плавления. Несмотря на то, что использованное топливо может подвергаться крекингу, оно очень нерастворимо в воде и способно удерживать подавляющее большинство актинидов и продуктов деления в диоксиде урана. кристаллическая решетка .

Оксидное топливо в аварийных условиях [ править ]

Существуют два основных режима выброса: продукты деления могут испаряться или мелкие частицы топлива могут диспергироваться.

Поведение топлива и пострадиационное обследование [ править ]

Пострадиационное обследование (PIE) - это исследование использованных ядерных материалов, таких как ядерное топливо. У него несколько целей. Известно, что путем проверки использованного топлива можно изучить виды отказов, возникающие при нормальном использовании (и то, как топливо будет вести себя во время аварии). Кроме того, собирается информация, которая позволяет пользователям 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. Одно место, где проводится PIE, - это ITU, который является центром ЕС по изучению высокорадиоактивных материалов.

Материалы в среде с высоким уровнем излучения (например, реактор) могут проявлять уникальные свойства, такие как набухание ^[11] 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 новым свойствам материала, растрескиванию и выделению газа деления.

Теплопроводность из диоксида урана низка; на него влияет 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 таких продуктов деления, как ксенон и криптон.и радиационное повреждение решетки. Низкая теплопроводность может привести к перегреву центральной части гранул во время использования. Пористость приводит к снижению как теплопроводности топлива, так и к набуханию, которое происходит во время использования.

Согласно Международному центру ядерной безопасности ^[12] теплопроводность диоксида урана может быть предсказана в различных условиях с помощью ряда уравнений.

Насыпная плотность топлива может быть связана с теплопроводностью

Где ρ - объемная 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 - это термин, обозначающий коэффициент формы отверстий.

К _f = K _o (1 - p / 1 + ( s - 1) p )

Вместо измерения теплопроводности с использованием традиционных методов, таких как диск Лиза , метод Форбса или стержень Серла , обычно используется анализ лазерной вспышки, когда небольшой диск с топливом помещается в печь. После нагрева до требуемой температуры одна сторона диска освещается лазерным импульсом, время, необходимое для прохождения тепловой волны через диск, плотность диска и толщину диска затем можно использовать для расчета и определить теплопроводность.

λ = ρC _p α

λ теплопроводность
ρ плотность
C _p теплоемкость
α коэффициент температуропроводности

Если t _1/2 определяется как время, необходимое для того, чтобы неосвещенная поверхность испытывала половину конечного повышения температуры, тогда.

α = 0,1388 л ² / т _1/2

L - толщина диска

Подробнее см. К. Шинзато и Т. Баба (2001). ^[13]

Топливо радиоизотопного распада [ править ]

Радиоизотопная батарея [ править ]

Атомная батарея (также называется ядерная батарея или радиоизотопные батареи) является устройством , которое использует радиоактивный распад для выработки электроэнергии. В этих системах используются радиоизотопы, которые производят бета-частицы низкой энергии или иногда альфа-частицы различной энергии. Бета-частицы с низкой энергией необходимы для предотвращения образования проникающего тормозного излучения высокой энергии , которое потребовало бы сильного экранирования. Были использованы такие радиоизотопы, как плутоний-238 , кюрий-242 , кюрий-244 и стронций-90 . Тритий , никель-63 , прометий-147 и технеций-99 были протестированы.

Есть 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 с прямой зарядкой , бетавольтаику , оптоэлектрическую ядерную батарею и радиоизотопный пьезоэлектрический генератор . С другой стороны, тепловые атомные батареи преобразуют тепло радиоактивного распада в электричество. Эти конструкции включают термоэлектронный преобразователь, термофотоэлектрические элементы, преобразователь тепла из щелочного металла в электрический и наиболее распространенную конструкцию - термоэлектрический генератор на радиоизотопах.

Радиоизотопный термоэлектрический генератор [ править ]

Инспекция РИТЭГов КА " Кассини" перед запуском

Радиоизотопный термоэлектрический генератор (РТГ) представляет собой простой электрический генератор , который преобразует тепло в электричество с помощью радиоизотопа массива термопар .

238Пустал 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 использовали90Sr; 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 , использовали210По. 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 гамма-образования, и в этом случае его применение постепенно прекращается.

Фото разобранного РУ

Блок радиоизотопного нагревателя (RHU) [ править ]

Блок радиоизотопного нагревателя (RHU) обычно обеспечивает около 1 Вт тепла каждый, полученный при распаде нескольких граммов плутония-238. Это тепло излучается непрерывно в течение нескольких десятилетий.

Их функция заключается в обеспечении локального нагрева чувствительного оборудования (например, электроники в космосе ). Кассини-Гюйгенс орбитального аппарата на Сатурн содержит 82 из этих единиц (в дополнение к 3 основных РТГ для выработки электроэнергии). Зонд Гюйгенса на Титан содержит 35 устройств.

Термоядерное топливо [ править ]

Термоядерное топливо включает дейтерий ( ² H) и тритий ( ³ H), а также гелий-3 ( ³ He). Многие другие элементы могут быть сплавлены вместе, но больший электрический заряд их ядер означает, что требуются гораздо более высокие температуры. Только синтез самых легких элементов всерьез рассматривается как источник энергии будущего. Синтез легчайшего атома, ¹ H водорода, как это делается на Солнце и звездах, также не считается практичным на Земле. Хотя плотность энергии термоядерного топлива даже выше, чем термоядерного топлива, и были достигнуты термоядерные реакции, поддерживаемые в течение нескольких минут, использование термоядерного топлива в качестве чистого источника энергии остается только теоретической возможностью. ^[14]

Термоядерное топливо первого поколения [ править ]

И дейтерий, и тритий считаются термоядерным топливом первого поколения; их легче всего сплавить, потому что электрический заряд на их ядрах самый низкий из всех элементов. Три наиболее часто упоминаемых ядерных реакции, которые могут быть использованы для получения энергии:

² H + ³ H → n (14,07 МэВ) + ⁴ He (3,52 МэВ)

² H + ² H → n (2,45 МэВ) + ³ He (0,82 МэВ)

² H + ² H → p (3,02 МэВ) + ³ H (1,01 МэВ)

Термоядерное топливо второго поколения [ править ]

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 термоядерных реакций в контексте генерации энергии, потому что они поглощаются стенками термоядерной камеры, что делает их радиоактивными. Их нельзя ограничить магнитными полями, потому что они не заряжены электрически. 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.

² H + ³ He → p (14,68 МэВ) + ⁴ He (3,67 МэВ)

Термоядерное топливо третьего поколения [ править ]

Термоядерное топливо третьего поколения производит только заряженные частицы в первичных реакциях, а побочные реакции относительно не важны. Поскольку вырабатывается 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 всех термоядерных топлив 3-го поколения. Однако значительных природных источников этого вещества на Земле нет.

³ He + ³ He → 2 p + ⁴ He (12,86 МэВ)

Другой потенциальной анейтронной реакцией синтеза является протонно- борная реакция:

p + ¹¹ B → 3 ⁴ He (8,7 МэВ)

При разумных предположениях побочные реакции приведут к тому, что около 0,1% мощности термоядерного синтеза будет переноситься нейтронами. При 123 кэВ оптимальная температура для этой реакции почти в десять раз выше, чем для реакций с чистым водородом, 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 ]}

См. Также [ править ]

Глобальное партнерство в области ядерной энергии
Интегрированная система информации о ядерном топливном цикле
Списки ядерных катастроф и радиоактивных инцидентов
Банк ядерного топлива
Ядерный топливный цикл
Переработанный уран
Урановый рынок

Ссылки [ править ]

^ Р. Норрис Шрив ; Джозеф Бринк (1977). Химическая промышленность (4-е изд.). С. 338–341. ASIN B000OFVCCG .
^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 21.10.2016 . Проверено 4 июня 2016 . CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
^ "LAHDRA: Проект поиска и оценки исторических документов Лос-Аламоса" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала на 2016-04-15 . Проверено 11 ноября 2013 .
^ Харгрейвс, Роберт. «Ядерные реакторы на жидком топливе» . Форум по физике и обществу . APS Physics . Проверено 14 июля 2018 года .
^ "B&W Система производства медицинских изотопов" . Компания Babcock & Wilcox. 2011-05-11.^{[ постоянная мертвая ссылка ]}
^ Цена, MST (2012). «Истоки, достижения и наследие проекта« Дракон »». Nucl. Англ. Дизайн . 251 : 60–68. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2011.12.024 .
^ Альберто Talamo (июль 2010) Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности
^ Ким, Хён-Гиль; Ян, Джэ-Хо; Ким, Веон-Джу; Ку, Ян-Хён (2016). «Состояние разработки аварийно-устойчивого топлива для легководных реакторов в Корее» . Ядерная инженерия и технологии . 48 : 1–15. DOI : 10.1016 / j.net.2015.11.011 .
^ Цинкль, SJ; Террани, штат Калифорния; Gehin, JC; Отт, LJ; Снид, LL (май 2014 г.). «Аварийно устойчивое топливо для LWR: перспективы». Журнал ядерных материалов . 448 (1–3): 374–379. Bibcode : 2014JNuM..448..374Z . DOI : 10.1016 / j.jnucmat.2013.12.005 .
^ "Современный отчет о топливах, устойчивых к авариям для легководных реакторов" . www.oecd-nea.org . Проверено 16 марта 2019 .
^ Армин Ф. Lietzke (январь 1970) Упрощенный анализ ядерного топлива Pin Набухания «Эффект топлива опухания штаммов в оболочке цилиндрических твэлов анализируются. Упрощающие допущения сделаны разрешения решений для скоростей деформации в безразмерных параметрах. Результаты анализа представлены в виде уравнений и графиков, которые иллюстрируют объемное разбухание топлива и скорость деформации оболочки твэла ».
^ Подразделение ядерной инженерии, Аргоннская национальная лаборатория, Министерство энергетики США (15 января 2008 г.) Международный центр ядерной безопасности (INSC)
^ К. Шинзато и Т. Баба (2001) Журнал термического анализа и калориметрии , Vol. 64 (2001) 413–422. Аппарат лазерной вспышки для измерения температуропроводности и удельной теплоемкости
^ "Ядерная термоядерная энергия" . Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2009 . Проверено 27 января 2010 .

Внешние ссылки [ править ]