Ядерное топливо. МОКС-топливо. Урановый и ториевый топливный цикл

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 момент кампании следует считать, как минимум, 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.

По химическому составу ядерное топливо может быть:

· Металлическим, (уран и его сплавы) и интерметаллидным;

· керамическое (оксиды, карбиды, нитриды урана);

· дисперсное (смешанное).

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:

. (2.1.1)

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 низкого обогащения (обогащённый до 1.8 ¸ 5.2%), в ре­акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога­щение ядерного топлива составляет 21 ¸ 45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами используется ядерное топливо с обогащением до 90%. Использование топлива с низким обогащением на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому и является дорогой технологией.

Металлическое топливо является наилучшим с точки зрения нейтронно-физических характеристик. При его использовании концентрация делящихся ядер в единице объема максимальна, а потери нейтронов в неделящихся материалах минимальны. 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 топливнымикомпозициями.

МОКС топливо

MOX-топливо (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов, обычно в этом качестве используется смесь диоксида плутония PuO₂ с диоксидом урана UO₂ (PuO₂+UO₂). MOX-топливо может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространенного типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах. Однако более эффективное использование МОКС топлива — сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.

Содержание оксида плутония в MOX составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.

При производстве MOX-топлива могут утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами.

MOX топливо можно получать путем переработки облученного топлива с энергетических реакторов. В процессе переработки из него выделяются изотопы плутония.

Применение МОКС-топлива в существующих реакторах требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней. Часто МОКС-топливо составляет от трети до половины от всего топлива, так как большие количества требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.

На реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30% выгорание плутония из состава МОКС-топлива.

Температура плавления типичного МОКС будет на 20-40 градусов ниже температуры плавления оксида урана. При высоких степенях выгорания, температура плавления может еще понизиться. Это снижение не настолько велико, чтобы создавать опасность само по себе; но в сочетании с другими эффектами или в особых ситуациях оно может оказаться опасным.

Также известно, что теплопроводность МОКС монотонно падает по мере увеличения содержания плутония. Этот эффект не опасен сам по себе, но он может оказать опасное влияние на термогидравлические параметры активной зоны реактора в некоторых особых условиях.

Плутоний составляет порядка 1% от облученного ядерного топлива. Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52%, Pu-240 24%, Pu-241 15%, Pu-242 6%, Pu-238 2%. Все они либо делящиеся материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе трансмутации, хотя Pu-242 требует трех нейтронов, чтобы стать Кюрием-245.

Изотопы плутония резко отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОКС:

Уменьшение поглотительной способности управляющих стержней (эти стержни поглощают избыток нейтронов, предотвращая переход в режим неконтролируемой цепной реакции). Это происходит из-за того, что МОКС сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий (медленные нейтроны), поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавляемого в охлаждающую жидкость реактора с водой под давлением. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОКС в непосредственной близости от управляющих стержней (в основном, именно из-за этого нельзя заменить на МОКС более чем одну треть загруженного в реактор уранового топлива).

Усиление отрицательности некоторых коэффициентов реактивности при низкой степени обогащения плутония: коэффициент реактивности описывает изменение скоростей реакции деления (и, следовательно, мощности) в результате различных изменений ситуации в активной зоне, таких как появление пустот в охладителе, изменение температуры замедлителя (воды), температуры топлива и т.п. Усиление влияния температуры замедлителя на мощность может быть опасным в реакторе с водой под давлением при некоторых переходных.

Усиление пика мощности. Из-за интенсивного поглощения медленных нейтронов плутонием возникает тенденция к неравномерному распределению мощности в активной зоне, с максимумом на границе между UO₂ и МОКС, и особенно на границе между водой и МОКС-топливом. Для смягчения этого эффекта используют специальные конфигурации активной зоны со специально подобранными постепенно меняющимися уровнями обогащения в пределах топливной сборки. Это резко усложняет изготовление топливных стержней и их объединение в сборку; если же при этом будет допущена ошибка, возникает опасность аварии.

Сокращение доли запаздывающих нейтронов. Часть нейтронов испускается сразу при распаде ядра, а некоторые испускаются из ядер, возникших в результате деления ядра, с задержкой от десятых долей секунды до десятков секунд. Хотя доля запаздывающих нейтронов мала (0,7% и менее), контроль за ходом цепной реакции с помощью перемещения управляющих стержней, которые не могут перемещаться очень быстро, возможен только за счет этих запаздывающих нейтронов. Для ²³⁹Pu доля запаздывающих нейтронов примерно в три раза меньше, чем для ²³⁵U, что усложняет задачу контроля (особенно при высоких концентрациях ²³⁹Pu).

Ускорение износа материалов реактора. Поскольку, как указывалось выше, использование МОКС приводит к повышению средней энергии нейтронов, что в свою очередь «ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы деталей реактора, что может при определенных условиях создавать опасность аварии».