Ydinpolttoaine

Ydinpolttoaineet  - materiaalit, joita käytetään ydinreaktoreissa hallitun ydinfissioketjureaktion suorittamiseen . Ydinpolttoaine eroaa olennaisesti muista ihmiskunnan käyttämistä polttoainetyypeistä , se on erittäin energiaintensiivistä, mutta myös erittäin vaarallista ihmisille, mikä asettaa sen käytölle turvallisuussyistä monia rajoituksia. Tästä ja monista muista syistä ydinpolttoaine on paljon vaikeampi käyttää kuin minkään tyyppinen fossiilinen polttoaine, ja sen käyttö vaatii monia erityisiä teknisiä ja organisatorisia toimenpiteitä sekä sitä käsittelevää korkeasti koulutettua henkilöstöä .

Yleistä tietoa

Ydinketjureaktio on ytimen fissio kahteen osaan, joita kutsutaan fissiofragmenteiksi , jolloin vapautuu samanaikaisesti useita (2-3) neutronia , mikä puolestaan ​​voi aiheuttaa seuraavien ytimien fission. Tällainen fissio tapahtuu, kun neutroni tulee alkuperäisen aineen atomin ytimeen. Ydinfission aikana muodostuneilla fissiofragmenteilla on suuri liike-energia . Aineen fissiofragmenttien hidastumiseen liittyy suuri määrä lämpöä. Fissiofragmentit ovat ytimiä, jotka muodostuvat suoraan fission seurauksena. Fissiokappaleita ja niiden radioaktiivisia hajoamistuotteita kutsutaan yleisesti fissiotuotteiksi . Ydintä, joka halkeaa minkä tahansa energian neutroneilla, kutsutaan ydinpolttoaineeksi (yleensä nämä ovat aineita, joiden atomiluku on pariton). On ytimiä, jotka halkeavat vain neutroneilla, joiden energia ylittää tietyn kynnysarvon (yleensä nämä ovat alkuaineita, joiden atomiluku on parillinen). Tällaisia ​​ytimiä kutsutaan raaka-aineiksi, koska kun kynnysydin vangitsee neutronin, muodostuu ydinpolttoaineen ytimiä. Ydinpolttoaineen ja raaka-aineen yhdistelmää kutsutaan ydinpolttoaineeksi. Alla on 235 U :n ytimen fissioenergian jakautuminen eri fissiotuotteiden välillä ( MeV ):

Fissiofragmenttien kineettinen energia 162 81 %
Fissioneutronien kineettinen energia 5 2,5 %
Neutronien sieppauksen mukana tulevan y-säteilyn energia kymmenen 5 %
Fissiotuotteiden γ-säteilyn energia 6 3 %
Fissiotuotteiden β-säteilyn energia 5 2,5 %
Neutriinojen kuljettama energia yksitoista 5,5 %
Kokonaisfissioenergia ~200 100 %

Koska neutriinoenergia kulkeutuu pois peruuttamattomasti, vain 188 MeV / atomi = 30 pJ / atomi = 18 TJ / mol = 76,6 TJ / kg (muiden tietojen mukaan (katso linkki) 205,2 - 8,6 = 196 ,6 MeV) /atomi) [1] .

Luonnonuraani koostuu kolmesta isotoopista: 238U (99.282%), 235U ( 0.712%) ja 234U ( 0.006 % ). Se ei aina sovellu ydinpolttoaineeksi, varsinkin jos rakennemateriaalit ja hidastin absorboivat runsaasti neutroneja . Tässä tapauksessa ydinpolttoaine valmistetaan rikastetun uraanin pohjalta. Lämpöreaktoreissa käytetään uraania, jonka rikastus on alle 6 %, ja nopeissa ja keskikokoisissa neutronireaktoreissa uraanin rikastus ylittää 20 %. Rikastettua uraania saadaan erikoisrikastuslaitoksissa.

Yksi ydinvoimalaitosten "tabletti" polttoainetta, joka painaa 4,5 grammaa, antaa 10¹⁰ J lämpöenergiaa [2] .

Luokitus

Ydinpolttoaine on jaettu kahteen tyyppiin:

Kemiallisen koostumuksen mukaan ydinpolttoaine voi olla:

Lajikkeet: TRISO

Sovelluksen teoreettiset näkökohdat

Ydinpolttoainetta käytetään ydinreaktoreissa muutaman senttimetrin kokoisina pelletteinä, joissa se yleensä sijaitsee hermeettisesti suljetuissa polttoaine-elementeissä (TVEL), jotka puolestaan ​​yhdistetään käytön helpottamiseksi useiksi sadoiksi polttoainenippuiksi ( FA:t).

Ydinpolttoaineelle asetetaan korkeat kemialliset yhteensopivuusvaatimukset polttoainesauvan verhouksen kanssa, sillä tulee olla riittävä sulamis- ja haihtumislämpötila, hyvä lämmönjohtavuus , lievä tilavuuden kasvu neutronisäteilyn aikana ja valmistettavuus.

Metallista uraania käytetään suhteellisen harvoin ydinpolttoaineena. Sen maksimilämpötila on rajoitettu 660 °C:seen. Tässä lämpötilassa tapahtuu faasimuutos, jossa uraanin kiderakenne muuttuu. Faasimuutokseen liittyy uraanin tilavuuden kasvu, mikä voi johtaa polttoainesauvan kuoren tuhoutumiseen . Pitkäaikaisessa säteilytyksessä lämpötila-alueella 200–500 °C uraani altistuu säteilykasvulle. Tämä ilmiö on se, että säteilytetty uraanisauva venyy. Kokeellisesti havaittiin uraanisauvan pituuden lisääntyminen kahdella tai kolmella kertaa [3] .

Metallisen uraanin käyttö erityisesti yli 500 °C:n lämpötiloissa on vaikeaa sen turpoamisen vuoksi. Ydinfission jälkeen muodostuu kaksi fissiopalaa, joiden kokonaistilavuus on suurempi kuin uraaniatomin ( plutonium ) tilavuus. Osa atomeista - fissiofragmentit ovat kaasuatomeja ( krypton , ksenon jne.). Kaasuatomit kerääntyvät uraanin huokosiin ja muodostavat sisäisen paineen, joka kasvaa lämpötilan noustessa. Johtuen atomien tilavuuden muutoksesta fissioprosessissa ja kaasujen sisäisen paineen noususta uraani ja muut ydinpolttoaineet alkavat turvota. Turvotuksella tarkoitetaan ydinfissioon liittyvää suhteellista muutosta ydinpolttoaineen tilavuudessa.

Turvotus riippuu palamisesta ja polttoaine-elementin lämpötilasta . Fissiofragmenttien määrä kasvaa palamisen myötä, ja kaasun sisäinen paine kasvaa palamisen ja lämpötilan myötä. Ydinpolttoaineen turpoaminen voi johtaa polttoaine-elementin suojakuoren tuhoutumiseen . Ydinpolttoaine on vähemmän altis turpoamiselle, jos sillä on korkeat mekaaniset ominaisuudet. Metallinen uraani ei yksinkertaisesti sovellu sellaisiin materiaaleihin. Siksi metallisen uraanin käyttö ydinpolttoaineena rajoittaa palamissyvyyttä, joka on yksi ydinpolttoaineen pääominaisuuksista.

Polttoaineen säteilynkestävyys ja mekaaniset ominaisuudet paranevat uraanin seostuksen jälkeen , jonka aikana uraaniin lisätään pieniä määriä molybdeeniä , alumiinia ja muita metalleja . Dopinglisäaineet vähentävät fissioneutronien määrää ydinpolttoaineella siepattua neutronia kohti. Siksi uraanin seostavat lisäykset valitaan materiaaleista, jotka absorboivat heikosti neutroneja.

Hyviä ydinpolttoaineita ovat jotkin uraanin tulenkestävät yhdisteet: oksidit , karbidit ja metallien väliset yhdisteet. Yleisimmin käytetty keramiikka - uraanidioksidi UO 2 . Sen sulamispiste on 2800 °C, tiheys 10,2 g/cm³. Uraanidioksidilla ei ole faasimuutoksia, ja se on vähemmän altis turpoamiselle kuin uraanilejeeringit. Tämän avulla voit lisätä työuupumusta useisiin prosentteihin. Uraanidioksidi ei ole vuorovaikutuksessa zirkoniumin , niobiumin , ruostumattoman teräksen ja muiden materiaalien kanssa korkeissa lämpötiloissa. Keramiikan suurin haittapuoli on alhainen lämmönjohtavuus  - 4,5 kJ/(m K), mikä rajoittaa reaktorin ominaistehoa sulamislämpötilan suhteen. Näin ollen VVER -reaktoreissa uraanidioksidin suurin lämpövuon tiheys ei ylitä 1,4⋅10 3  kW/m², kun taas polttoainesauvojen maksimilämpötila on 2200 °C. Lisäksi kuuma keramiikka on erittäin hauras ja voi halkeilla.

Plutonium on alhaalla sulava metalli. Sen sulamispiste on 640 °C. Plutoniumilla on huonot muoviominaisuudet, joten sitä on lähes mahdotonta työstää. Polttoainesauvojen valmistustekniikkaa vaikeuttaa plutoniumin myrkyllisyys. Ydinpolttoaineen valmistukseen käytetään yleensä plutoniumdioksidia , plutoniumkarbidien ja uraanikarbidien seosta sekä plutoniummetalliseoksia .

Dispersiopolttoaineilla on korkea lämmönjohtavuus ja mekaaniset ominaisuudet, joissa UO 2 :n, UC:n, PuO 2 :n ja muiden uraani- ja plutoniumyhdisteiden hienojakoisia hiukkasia sijoitetaan heterogeenisinä alumiinin , molybdeenin , ruostumattoman teräksen jne. metallimatriisiin. Matriisimateriaali määrää dispersiopolttoaineen säteilynkestävyys ja lämmönjohtavuus. Esimerkiksi ensimmäisen ydinvoimalan dispersiopolttoaine koostui uraaniseoksen hiukkasista, joissa oli 9 % molybdeeniä ja joka oli täytetty magnesiumilla .

Käytännön sovellus

Ydinvoimalaitoksissa ja muissa ydinlaitoksissa polttoainetta tulee melko monimutkaisten teknisten laitteiden - polttoainenippujen (FA) muodossa, jotka reaktorin tyypistä riippuen ladataan suoraan sen käytön aikana (kuten RBMK- tyyppisissä reaktoreissa Venäjällä ) palaneiden polttoainenippujen tilalle tai vaihda käytettyjä nippuja suuria ryhmiä huoltokampanjan aikana (kuten venäläisissä VVER-reaktoreissa tai niiden analogeissa muissa maissa, PWR ja muut). Jälkimmäisessä tapauksessa jokaisella uudella kuormalla useimmiten kolmannes polttoaineesta vaihtuu ja sen sijoittelu reaktorisydämessä muuttuu kokonaan , eniten palaneet polttoaineniput puretaan sydämen keskeltä ja toinen kolmasosa nippuista. laitetaan paikoilleen keskimääräisellä palamisella ja sijainnilla. Ne puolestaan ​​korvataan vähiten palaneilla polttoainenippuilla sydämen kehältä; kun reuna on täynnä tuoretta polttoainetta. Tällainen polttoaineen vaihtojärjestely on perinteinen ja johtuu monista syistä, esimerkiksi halusta varmistaa tasainen energian vapautuminen polttoaineessa ja maksimireservi ennen veden lämmönvaihdon kriisiä polttoainepäällysteissä.

Yllä annettu kuvaus ydinpolttoaineen lataamisesta reaktorin sydämeen on edelleen hyvin ehdollinen, mikä mahdollistaa yleiskuvan tästä prosessista. Itse asiassa polttoaineen lastaus suoritetaan nipuilla, joilla on eri polttoaineen rikastusaste ja sitä edeltävät monimutkaisimmat ydinfysikaaliset laskelmat reaktorisydämen konfiguraatiosta erikoisohjelmistossa [~ 2] , jotka suoritetaan vuosia edetä ja mahdollistaa polttoaine- ja korjauskampanjoiden suunnittelu suoritusindikaattoreiden nostamiseksi Ydinvoimalaitos, esim . KIUM . Lisäksi jos polttoaineen konfiguraatio ei täytä tiettyjä vaatimuksia, joista tärkeimmät ovat erilaiset epätasaisen energian vapautumisen kertoimet sydämessä, reaktori ei pysty toimimaan ollenkaan tai on hallitsematon. Erilaisten polttoainenippujen vaihtelevan rikastusasteen lisäksi käytetään muita ratkaisuja, joilla varmistetaan sydämen haluttu konfiguraatio ja sen ominaisuuksien vakaus polttoainekampanjan aikana, esimerkiksi polttoainenippuja, jotka joidenkin polttoaine-elementtien sijaan sisältävät absorboivia elementtejä ( FEL:t), jotka kompensoivat tuoreen polttoaineen alkuperäistä ylireaktiivisuutta , palavat prosessissa. reaktorin toiminta ja polttoainetta käytettäessä vaikuttavat yhä vähemmän sen reaktiivisuuteen, mikä lopulta tasoittaa energian vapautumisen ajan myötä. polttoainenipun koko käyttöajan ajan. Tällä hetkellä teollisten vesijäähdytteisten reaktorien polttoaineessa kaikkialla maailmassa booriabsorberilla varustetut PEL:t, jotka olivat pitkään olleet lähes kiistattomia elementtejä, ovat käytännössä lakanneet käytöstä ja ovat siirtyneet edistyksellisempään menetelmään [ ~ 3] - gadoliinia palavan absorboijan lisääminen suoraan polttoaineeseen  samaa tarkoitusta varten. tällä menetelmällä on monia tärkeitä etuja.

Käytetyt polttoaineniput sisältävät suuren määrän uraanin fissiopalasia; välittömästi purkamisen jälkeen jokainen polttoaine-elementti sisältää keskimäärin 300 000 Curieä radioaktiivisia aineita, joiden hajoaminen johtaa itsekuumenemiseen merkittäviin lämpötiloihin (äskettäin purettu polttoaine voi lämmetä jopa 300 °C ilmassa ) ja aiheuttavat vaarallisia ionisoivaa säteilyä . Siksi käytetty polttoaine puretaan reaktorin sydämestä vesikerroksen alle ja sijoitetaan se erityiseen käytetyn polttoaineen altaaseen reaktorin välittömään läheisyyteen. Vesi suojaa henkilöstöä ionisoivalta säteilyltä ja itse kokoonpanot ylikuumenemiselta. Koska altistuminen altaassa vähentää polttoaineen radioaktiivisuutta ja sen jäännösenergian vapautumisen voimaa . Muutamaa vuotta myöhemmin, kun polttoainenippujen itsekuumeneminen lasketaan 50-60 °C:seen, se poistetaan altaalta ja lähetetään pitkäaikaiseen kuivavarastointiin tai -käsittelyyn [4] [5] [6] [7] . Myös käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoitusmahdollisuuksia ilman jälleenkäsittelyä tutkitaan, mutta käytännön toteutusta tällaiset ratkaisut eivät ole vielä löytäneet jalostamattoman käytetyn ydinpolttoaineen valtavan satojen tuhansien vuosien säteilyvaaran vuoksi.

Haetaan

Uraanipolttoaine

Uraaniydinpolttoainetta saadaan käsittelemällä malmeja. Prosessi tapahtuu useissa vaiheissa:

Toriumpolttoaine

Toriumia ei tällä hetkellä käytetä raaka-aineena ydinpolttoaineen tuotannossa seuraavista syistä:

  1. Uraanivarat ovat melko suuret;
  2. 232 U:n muodostuminen , joka puolestaan ​​muodostaa γ-aktiivisia ytimiä 212 Bi , 208 Tl , jotka estävät polttoaine-elementtien tuotantoa ;
  3. Säteilytettyjen toriumpolttoaine - elementtien prosessointi on vaikeampaa ja kalliimpaa kuin uraanien käsittely .

Plutoniumpolttoaine

Plutoniumydinpolttoainetta ei myöskään tällä hetkellä käytetä sen erittäin monimutkaisen kemian vuoksi. Ydinteollisuuden pitkän historian aikana plutoniumia on yritetty käyttää toistuvasti sekä puhtaina yhdisteinä että seoksina uraaniyhdisteiden kanssa, mutta ne eivät ole onnistuneet. Plutoniumia sisältävää ydinvoimalaitospolttoainetta kutsutaan MOX-polttoaineeksi (uraani ja plutoniumoksidit) ja MNOF (uraani- ja plutoniumnitridit) [9] . Sen käyttö VVER-reaktoreissa on epäkäytännöllistä johtuen kiihdytysjakson noin 2-kertaisesta lyhenemisestä [~ 5] , jolle ei ole suunniteltu tavanomaisia ​​reaktorin ohjausjärjestelmiä .

Regenerointi

Ydinreaktorin toiminnan aikana polttoaine ei pala kokonaan, vaan tapahtuu yksittäisten isotooppien (Pu) lisääntymisprosessi. Tässä yhteydessä käytetyt polttoainesauvat lähetetään prosessoitavaksi polttoaineen regenerointia ja uudelleenkäyttöä varten.

Tällä hetkellä yleisimmin käytetty näihin tarkoituksiin on pyurex-prosessi , jonka ydin on seuraava: polttoaine-elementit leikataan paloiksi ja liuotetaan typpihappoon , sitten liuos puhdistetaan fissiotuotteista ja kuorielementeistä sekä puhtaasta U- ja Pu-yhdisteet eristetään. Sitten tuloksena oleva plutoniumdioksidi PuO 2 lähetetään uusien ytimien valmistukseen, ja uraania käytetään joko ytimien valmistukseen tai rikastukseen 235 U :lla.

Erittäin radioaktiivisten aineiden käsittely ja regenerointi on monimutkainen ja kallis prosessi. Polttoainesauvoja säilytetään reaktoreista poistamisen jälkeen useita vuosia (yleensä 3–6 vuotta) erityisvarastoissa. Vaikeuksia aiheuttaa myös uudistamiseen soveltumattomien jätteiden käsittely ja hävittäminen. Kaikkien näiden toimenpiteiden kustannuksilla on merkittävä vaikutus ydinvoimalaitosten taloudelliseen tehokkuuteen.

Kirjallisuus

Muistiinpanot

Kommentit
  1. ↑ Nitrideillä on erittäin korkea tiheys , mikä on etu polttoainetta käytettäessä ja tarjoaa korkean lämmönjohtavuuden . TVEL on 2010-luvulta lähtien kehittänyt täysin uudenlaista ydinpolttoainetta - nitridi-uraani-plutonium-sekoitetta (SNUP-polttoaine) voimayksikköön, jossa on nopea neutronireaktori BREST-OD-300 ; nyt sen koeerää testataan Belojarskin ydinvoimalaitoksen toimivassa BN-600 - voimareaktorissa . — Perpetual motion machine lähellä // 2021
  2. ↑ Esimerkiksi Venäjällä BIPR-7A (kehittäjä Kurchatov Institute ) VVER:lle ja DINA-RBMK RBMK:lle ( N. A. Dollezhalin mukaan nimetty NIKIETin kehittämä ) tai WIMS-D/4- ohjelma, jota käytetään joidenkin eurooppalaisten reaktorien laskemiseen.
  3. ↑ Tällaisen polttoaineen teollinen käyttö Venäjällä on noin 10 vuotta
  4. ↑ "Epäyhdenmukaisuustyyppisten" uraaniesiintymien muodostuminen rikkaiden malmien kanssa liittyy ensisijaisesti muinaisiin (proterotsoisiin) malminmuodostusprosesseihin, jotka ilmenevät rakenteellis-stratigrafisten epäyhtenäisyyksien vyöhykkeissä (SSN). Näin ollen Prekambrian muodostumien laajan kehityksen alueet ovat lupaavia tämän tyyppisten esiintymien löytämiseksi - kilvet, keskimassiivit ja kiteisen kellarin reunat. Tällaisia ​​tektonisia rakenteita Venäjällä ovat Itämeren kilpi, Voronežin kidemassiivi, Itä-Sayan-, Patom- ja Aldan-alueet Siperian tasanteen eteläosassa, Anabar-kilpi ja Omolon-massiivi, Taimyrin niemimaan arktisen alueen vieressä oleva osa. Ocean ja Chukotkan koillispää.
  5. ↑ Reaktorin kiihdytysjakso on aika, jonka aikana ydinreaktorin teho muuttuu kertoimella e .
Lähteet
  1. ↑ Isotoopit: ominaisuudet, tuotanto, käyttö. 2 osassa T. 2 / Ed. V. Yu. Baranova. — M.: Fizmatlit, 2005, s. 115.
  2. ↑ Millä yksiköillä mitataan ydinenergia sekä uraanin ja ydinpolttoaineen energiaominaisuudet  (venäläinen)  ? . Aleksei Zaitsevin kirjoittajablogi . Haettu: 30.7.2022.
  3. ↑ Harkovin fysiikan ja tekniikan instituutti, Naukova Dumka, Kiova, 1978, s. 45.
  4. ↑ Bartolomey G.G., Baibakov V.D., Alkhutov M.S., Bat G.A. Ydinvoimareaktorien teorian perusteet ja laskentamenetelmät. - M .: Energoatomizdat , 1982.
  5. ↑ T.Kh. Margulova. Ydinvoimalat. - M .: Kustantaja, 1994.
  6. ↑ B.A. Dementiev. Ydinreaktorien kinetiikka ja säätö. - M .: Energoatomizdat , 1986.
  7. ↑ Käsikirja VVER-1000 reaktorin fysiikasta. – BAES, TsPP, 2003
  8. ↑ Englanti.  keltainen kakku
  9. ↑ Olga Ganzhur. Miksi nitridi on parempi kuin oksidi nopeissa reaktoreissa ? Valtionyhtiö Rosatomin toimialajulkaisu (25.11.2020). Haettu 27. kesäkuuta 2022. Arkistoitu alkuperäisestä 27. kesäkuuta 2022.