Главная >> Лекции по ядерной физике

4.1 Ядерное топливо

Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это  часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.
 
Вдумавшись в смысл этого определения применительно к активной зо­не теплового ЭЯР, можно понять, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы Последние объективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат.

Под ядерным топливом обычно понимается  совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне.  Большинство ис­пользуемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуа­тации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество  вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой произвольный момент кампании надо считать совокупность трёх делящихся компонентов: ²³⁵U, ²³⁸U и ²³⁹Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а ²³⁸U, как уже отмечалось,  только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.
 
Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x),  под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - ²³⁵U и ²³⁸U, то величина обогащения:
x = N₅/N_U = N₅/(N₅+N₈)                                               (4.1.1)
В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер ²³⁵U, а более 99.28% составляет ²³⁸U. Прочие изотопы урана (²³³U, ²³⁴U, ²³⁶U и ²³⁷U) присутствуют в природном уране в настолько незначи­тельных количествах, что могут не приниматься во внимание.
 
В реакторах АЭС используется уран, обогащенный до 1.8 ÷ 5.2%, в ре­акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога­щение ядерного топлива составляет 20 ÷ 45%. Использование топлива низких обогащений на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому является дорогой технологией.
 
Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен,  а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топливными композициями.
 
Наиболее распространенные в реакторной технике топливные компози­ции:
UO₂, U₃O₈, UC, UC₂, UN, U₃Si, (UAl₃)Si, UBe₁₃.
 
Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных компо­зиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в по­следующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.
Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в ре­акторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз­можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных ней­тронов.
 
Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO₂), и его разжижитель - кисло­род - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.
 
Температура плавления диоксида (2800^oС) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200^оС.

СМОТРИТЕ ТАКЖЕ: