Nukleáris üzemanyag

Nukleáris fűtőanyag  - anyagok, amelyeket az atomreaktorokban használnak szabályozott maghasadási láncreakció végrehajtására. A nukleáris üzemanyag alapvetően különbözik az emberiség által használt egyéb üzemanyagfajtáktól , rendkívül energiaigényes, de az emberre is nagyon veszélyes , ami biztonsági okokból számos korlátozást támaszt a használatában. Emiatt és sok más okból a nukleáris üzemanyag sokkal nehezebben használható, mint bármely fosszilis tüzelőanyag, és felhasználása sok speciális műszaki és szervezési intézkedést, valamint magasan képzett személyzetet igényel .

Általános információk

A nukleáris láncreakció az atommag két részre, úgynevezett hasadási töredékre történő hasadása több (2-3) neutron egyidejű felszabadulásával , amelyek viszont a következő atommagok hasadását okozhatják. Ilyen hasadás akkor következik be, amikor egy neutron belép az eredeti anyag atomjának magjába. A maghasadás során keletkező hasadási töredékek nagy mozgási energiával rendelkeznek . Az anyagban lévő hasadási töredékek lassulása nagy mennyiségű hő felszabadulásával jár. A hasadási töredékek közvetlenül a hasadás eredményeként keletkező magok. A hasadási töredékeket és radioaktív bomlástermékeiket általában hasadási termékeknek nevezik . Azokat az atommagokat, amelyek bármilyen energiájú neutronokkal hasadnak, nukleáris üzemanyagnak nevezik (ezek általában páratlan atomszámú anyagok). Vannak olyan atommagok, amelyek csak egy bizonyos küszöbérték feletti energiájú neutronok által hasadnak (ezek általában páros rendszámú elemek). Az ilyen atommagokat nyersanyagoknak nevezzük, mivel amikor egy neutront befog egy küszöbmag, nukleáris üzemanyag atommagjai képződnek. A nukleáris üzemanyag és a nyersanyag kombinációját nukleáris üzemanyagnak nevezik. Az alábbiakban látható a 235 U atommag hasadási energiájának megoszlása ​​a különböző hasadási termékek között ( MeV -ban ):

A hasadási töredékek kinetikus energiája 162 81%
A hasadási neutronok kinetikus energiája 5 2,5%
A neutronbefogást kísérő γ-sugárzás energiája tíz 5 %
Hasadási termékek γ-sugárzásának energiája 6 3%
A hasadási termékek β-sugárzásának energiája 5 2,5%
Az energiát a neutrínók elvitték tizenegy 5,5%
Teljes hasadási energia ~200 100 %

Mivel a neutrínó energiája visszavonhatatlanul elszáll, csak 188 MeV / atom = 30 pJ / atom = 18 TJ / mol = 76,6 TJ / kg áll rendelkezésre (más adatok szerint (lásd link) 205,2 - 8,6 = 196 ,6 MeV /atom) [1] .

A természetes urán három izotópból áll: 238U (99,282%), 235U ( 0,712%) és 234U ( 0,006 % ). Nem mindig alkalmas nukleáris üzemanyagként, különösen, ha a szerkezeti anyagok és a moderátor nagymértékben nyeli el a neutronokat . Ebben az esetben a nukleáris üzemanyagot dúsított urán alapján állítják elő. A termikus reaktorokban 6%-nál kisebb dúsítású uránt használnak, a gyors és közepes neutronreaktorokban pedig az urándúsítás meghaladja a 20%-ot. A dúsított uránt speciális dúsító üzemekben nyerik.

Egy atomerőművi "tabletta" 4,5 grammos üzemanyag 10¹⁰ J hőenergiát ad [2] .

Osztályozás

A nukleáris üzemanyagot két típusra osztják:

A kémiai összetétel szerint a nukleáris üzemanyag lehet:

Fajták: TRISO

Az alkalmazás elméleti vonatkozásai

A nukleáris fűtőanyagot az atomreaktorokban néhány centiméter méretű pellet formájában használják fel, ahol általában hermetikusan lezárt fűtőelemekben (TVEL) találhatók, amelyeket viszont a könnyebb használat érdekében több száz fűtőelem-kötegbe vonnak össze ( FA-k).

A nukleáris üzemanyagra magas követelmények vonatkoznak a fűtőelemrúd-burkolattal való kémiai kompatibilitásra, megfelelő olvadási és párolgási hőmérséklettel, jó hővezető képességgel , neutronbesugárzás során enyhe térfogatnövekedéssel és gyárthatósággal kell rendelkeznie.

A fémes uránt viszonylag ritkán használják nukleáris üzemanyagként. Maximális hőmérséklete 660 °C-ra korlátozódik. Ezen a hőmérsékleten fázisátalakulás következik be, amelyben az urán kristályszerkezete megváltozik. A fázisátalakulás az urán térfogatának növekedésével jár, ami az üzemanyagrúd burkolatának tönkremeneteléhez vezethet . Hosszan tartó, 200–500°C hőmérséklet-tartományban történő besugárzás hatására az urán sugárzási növekedésnek van kitéve. Ez a jelenség az, hogy a besugárzott uránrúd megnyúlik. Kísérletileg egy uránrúd hosszának kétszeres vagy háromszoros növekedését figyelték meg [3] .

A fémurán felhasználása, különösen 500 °C feletti hőmérsékleten, a duzzadása miatt nehézkes. A maghasadás után két hasadási töredék keletkezik, amelyek össztérfogata nagyobb, mint egy uránatom ( plutónium ) térfogata. Az atomok egy része - a hasadási töredékek - gázatomok ( kripton , xenon stb.). A gázatomok felhalmozódnak az urán pórusaiban, és belső nyomást hoznak létre, amely a hőmérséklet emelkedésével nő. A hasadási folyamatban az atomok térfogatának változása és a gázok belső nyomásának növekedése miatt az urán és más nukleáris üzemanyagok duzzadni kezdenek. A duzzanat alatt az atommaghasadáshoz kapcsolódó nukleáris üzemanyag térfogatának relatív változását értjük.

A duzzanat az égéstől és a tüzelőanyag-elem hőmérsékletétől függ . A hasadási töredékek száma az égéssel növekszik, a gáz belső nyomása pedig az égéssel és a hőmérséklettel növekszik. A nukleáris üzemanyag duzzadása a fűtőelem burkolatának tönkremeneteléhez vezethet . A nukleáris üzemanyag kevésbé hajlamos a duzzadásra, ha jó mechanikai tulajdonságokkal rendelkezik. A fémurán egyszerűen nem vonatkozik az ilyen anyagokra. Ezért a fémurán nukleáris üzemanyagként való felhasználása korlátozza az égési mélységet, ami a nukleáris üzemanyag egyik fő jellemzője.

Az üzemanyag sugárzásállósága és mechanikai tulajdonságai javulnak az uránötvözés után , amelynek során kis mennyiségű molibdént , alumíniumot és egyéb fémeket adnak az uránhoz . A dopping adalékok csökkentik a hasadási neutronok számát egy nukleáris üzemanyag általi neutronbefogásonként. Ezért az uránhoz való ötvözőadalékokat általában olyan anyagok közül választják, amelyek gyengén elnyelik a neutronokat.

A jó nukleáris üzemanyagok közé tartozik az urán néhány tűzálló vegyülete: oxidok , karbidok és intermetallikus vegyületek. A legszélesebb körben használt kerámia - urán-dioxid UO 2 . Olvadáspontja 2800 °C, sűrűsége 10,2 g/cm³. Az urán-dioxidnak nincs fázisátalakulása, és kevésbé hajlamos a duzzadásra, mint az uránötvözetek. Ezzel akár több százalékkal is növelheti a kiégést. Az urán-dioxid magas hőmérsékleten nem lép kölcsönhatásba cirkóniummal , nióbiummal , rozsdamentes acéllal és más anyagokkal. A kerámia fő hátránya az alacsony hővezető képesség  - 4,5 kJ/(m K), ami korlátozza a reaktor fajlagos teljesítményét az olvadási hőmérséklet szempontjából. Így a VVER reaktorokban az urán-dioxid maximális hőáram-sűrűsége nem haladja meg az 1,4⋅10 3  kW/m² értéket, míg a fűtőelem-rudak maximális hőmérséklete eléri a 2200 °C-ot. Ezenkívül a forró kerámiák nagyon törékenyek és megrepedhetnek.

A plutónium alacsony olvadáspontú fém. Olvadáspontja 640 °C. A plutónium gyengébb képlékeny tulajdonságokkal rendelkezik, ezért szinte lehetetlen megmunkálni. Az üzemanyagrudak gyártásának technológiáját bonyolítja a plutónium toxicitása. A nukleáris üzemanyag előállításához általában plutónium- dioxidot , plutónium -karbidok és urán-karbidok keverékét , valamint plutónium-fémötvözeteket használnak.

A diszperziós tüzelőanyagok nagy hővezető képességgel és mechanikai tulajdonságokkal rendelkeznek, amelyekben az UO 2 , UC, PuO 2 és más urán- és plutóniumvegyületek finom részecskéi heterogén módon helyezkednek el alumínium , molibdén , rozsdamentes acél stb. fémmátrixában. A mátrix anyaga határozza meg a a diszperziós tüzelőanyag sugárzásállósága és hővezető képessége. Például az első atomerőmű diszperziós üzemanyaga magnéziummal töltött uránötvözet 9%-os molibdénnel alkotott részecskéiből állt .

Gyakorlati alkalmazás

Az atomerőművekben és más nukleáris létesítményekben az üzemanyag meglehetősen összetett műszaki eszközök - fűtőelem-kazetták (FA) formájában érkezik, amelyeket a reaktor típusától függően közvetlenül a működés során töltenek be (mint az oroszországi RBMK típusú reaktorokban ). ) a kiégett fűtőelem-kazetták helyére, vagy a karbantartási kampány során nagy csoportokat kiégett kazetták cseréjére (mint az orosz VVER reaktorokban vagy más országokban található analógjaikban, PWR és mások). Utóbbi esetben minden új töltéssel legtöbbször a tüzelőanyag egyharmada megváltozik, és teljesen megváltozik annak elrendezése a reaktorzónában , a legtöbb égetett fűtőelem a zóna közepéből, a kazetták második harmada rakódik ki. a helyükre kerül, átlagos kiégéssel és elhelyezkedéssel. Ezeket viszont a zóna perifériájáról a legkevésbé kiégett fűtőelemek váltják fel; miközben a periféria friss üzemanyaggal van megterhelve. Az ilyen tüzelőanyag-csere-séma hagyományos, és számos okra vezethető vissza, például az üzemanyag egyenletes energiafelszabadulása és a maximális tartalék biztosítása a tüzelőanyag-burkolatok vízhőcseréjének válsága előtt .

A nukleáris üzemanyagnak a reaktormagba való betöltésének fentebb megadott leírása még mindig nagyon feltételes, ami lehetővé teszi, hogy általános képet kapjunk erről a folyamatról. Valójában a fűtőelem betöltését különböző fűtőanyag-dúsítási fokozatú szerelvények végzik, és ezt megelőzik a reaktormag konfigurációjának legbonyolultabb nukleáris-fizikai számításai speciális szoftverben [~ 2] , amelyeket évek óta végeznek. előmozdítani és lehetővé tenni az üzemanyag- és javítási kampányok tervezését a teljesítménymutatók növelése érdekében Atomerőmű, például KIUM . Ezen túlmenően, ha a tüzelőanyag-konfiguráció nem felel meg bizonyos követelményeknek, amelyek közül a legfontosabbak az egyenetlen energialeadás különböző együtthatói a zónában , akkor a reaktor egyáltalán nem fog működni, vagy ellenőrizhetetlen lesz. A különböző fűtőelem-kazetták eltérő mértékű dúsításán túlmenően más megoldásokat is alkalmaznak a mag kívánt konfigurációjának és jellemzőinek stabilitásának biztosítására az üzemanyag-kampány során, például olyan üzemanyag-kazettákat, amelyek egyes fűtőelemek helyett abszorbeáló elemeket tartalmaznak ( FEL-ek), amelyek kompenzálják a friss tüzelőanyag kezdeti többletreaktivitását , a folyamat során kiégnek. A reaktor működése és a tüzelőanyag felhasználásával egyre kevésbé befolyásolja reaktivitását , ami idővel kiegyenlíti a felszabaduló energia mennyiségét az üzemanyag-kazetta teljes működési ideje alatt. Jelenleg az ipari vízhűtéses reaktorok fűtőanyagában világszerte a bór-abszorberes PEL-ek, amelyek sokáig szinte vitathatatlanok voltak, gyakorlatilag megszűntek , és egy progresszívebb módszerre tértek át . ~ 3] - gadolínium éghető abszorber behelyezése közvetlenül az üzemanyagba  ugyanebből a célból. ennek a módszernek számos fontos előnye van.

A kiégett fűtőelemek nagyszámú uránhasadási töredéket tartalmaznak, közvetlenül a kirakodás után minden fűtőelem átlagosan 300 000 Curie radioaktív anyagot tartalmaz, amelyek bomlása jelentős hőmérsékletre történő önmelegedéshez vezet (a közelmúltban kirakott üzemanyag akár 300-ra is felmelegszik). ° C levegőben ) és veszélyes szintű ionizáló sugárzást hoznak létre . Ezért a kiégett fűtőelemet vízréteg alatt ürítik ki a reaktormagból, és a reaktor közvetlen közelében egy speciális kiégett fűtőelem- medencébe helyezik. A víz megvédi a személyzetet az ionizáló sugárzástól, magát a szerelvényeket pedig a túlmelegedéstől. Mivel a medencében való kitettség csökkenti az üzemanyag radioaktivitását és a maradék energia felszabadulási erejét . Néhány évvel később, amikor az üzemanyag-kazetták önmelegedését 50-60 °C-ra csökkentik, kiveszik a medencéből, és hosszú távú száraz tárolásra vagy feldolgozásra küldik [4] [5] [6] [7] . A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozás nélküli végleges elhelyezésének lehetőségeit is vizsgálják, azonban ezek a megoldások még nem találtak gyakorlati megvalósításra a finomítatlan kiégett fűtőelemek hatalmas, több százezer évesre becsült sugárveszélye miatt.

Getting

Urán üzemanyag

Az urán nukleáris üzemanyagot ércek feldolgozásával nyerik. A folyamat több szakaszban zajlik:

Tórium üzemanyag

A tóriumot jelenleg nem használják nyersanyagként nukleáris fűtőanyag előállításához a következő okok miatt:

  1. Az urántartalékok meglehetősen nagyok;
  2. 232 U képződése , amely viszont γ-aktív 212 Bi , 208 Tl atommagokat képez , amelyek akadályozzák a fűtőelemek előállítását ;
  3. A besugárzott tóriumos fűtőelemek feldolgozása nehezebb és drágább, mint az uráné .

Plutónium üzemanyag

A plutónium nukleáris fűtőanyagot jelenleg szintén nem használják rendkívül összetett kémiája miatt. A nukleáris ipar hosszú története során többször is történtek kísérletek a plutónium felhasználására tiszta vegyületek formájában és uránvegyületekkel kevert formában is, de ezek nem jártak sikerrel. A plutóniumot tartalmazó atomerőművi üzemanyagot MOX üzemanyagnak (urán és plutónium-oxidok) és MNOF -nak (urán és plutónium-nitridek) nevezik [9] . Használata a VVER reaktorokban nem praktikus a gyorsítási periódus körülbelül 2-szeres csökkenése miatt [~ 5] , amelyre a szabványos reaktorvezérlő rendszereket nem tervezték .

Regeneráció

Az atomreaktor működése során az üzemanyag nem ég ki teljesen, az egyes izotópok (Pu) szaporodási folyamata megy végbe. E tekintetben a kiégett fűtőelem-rudakat feldolgozásra küldik üzemanyag-regenerálás és újrafelhasználás céljából.

Jelenleg ezekre a célokra a legelterjedtebb a pyurex eljárás , melynek lényege a következő: a fűtőelemeket darabokra vágják és salétromsavban feloldják , majd az oldatot megtisztítják a hasadási termékektől és a héjelemektől, valamint a tiszta U ill. Pu-vegyületeket izolálunk. Ezután a keletkező plutónium-dioxid PuO 2 új magok gyártásához kerül, és az uránt vagy magok gyártására, vagy 235 U dúsításra használják fel.

Az erősen radioaktív anyagok feldolgozása és regenerálása összetett és költséges folyamat. A reaktorokból való eltávolítás után a fűtőelemrudakat több évig (általában 3-6 évig) speciális tárolókban tárolják. Nehézséget okoz a regenerációra alkalmatlan hulladékok feldolgozása, ártalmatlanítása is. Mindezen intézkedések költsége jelentős hatással van az atomerőművek gazdasági hatékonyságára.

Irodalom

Jegyzetek

Hozzászólások
  1. ↑ A nitrideknek nagyon nagy a sűrűsége , ami üzemanyag használatakor előnyt jelent és magas hővezető képességet biztosít . A TVEL a 2010-es évek óta fejleszt egy alapvetően új típusú nukleáris fűtőanyagot - vegyes nitrid urán-plutónium (SNUP-fuel) BREST-OD-300 gyorsneutronreaktoros erőműhöz ; most kísérleti tételét a Belojarski Atomerőmű működő BN-600-as teljesítményreaktorában tesztelik . — Örökmozgó a közelben // 2021
  2. ↑ Például Oroszországban a BIPR-7A (a Kurchatov Intézet által kifejlesztett ) a VVER számára és a DINA-RBMK az RBMK számára (amit az N. A. Dollezhalról elnevezett NIKIET fejlesztett ki ) vagy a WIMS-D / 4 programot , amelyet egyes európai reaktorok kiszámításához használnak.
  3. ↑ Az ilyen üzemanyag ipari üzemeltetése Oroszországban körülbelül 10 éve
  4. ↑ Az „unkonformitás típusú” uránlelőhelyek kialakulása gazdag ércekkel elsősorban a szerkezeti-rétegtani eltérések (SSN) zónáiban megnyilvánuló ősi (proterozoikum) ércképződési folyamatokhoz köthető. Ennek megfelelően a prekambriumi képződmények széles körű fejlődési területei ígéretesek az ilyen típusú lerakódások - pajzsok, középső masszívumok és a kristályos aljzat párkányai - felfedezésére. Ilyen tektonikus struktúrák Oroszországban: a Balti-pajzs, a Voronyezsi kristályos masszívum, a Szibériai Platform déli keretének keleti Szaján, Patom és Aldan régiói, az Anabar-pajzs és az Omolon-hegység, a Tajmír-félszigetnek az Északi-sarkvidékkel szomszédos része. Óceán, és Chukotka északkeleti vége.
  5. ↑ A reaktorgyorsítási periódus az az idő, amely alatt az atomreaktor teljesítménye e -szeresére változik .
Források
  1. ↑ Izotópok: tulajdonságok, előállítás, alkalmazás. 2 kötetben T. 2 / Szerk. V. Yu. Baranova. — M.: Fizmatlit, 2005, p. 115.
  2. ↑ Milyen mértékegységekben mérik az atomenergiát és az urán és a nukleáris üzemanyag energetikai jellemzőit  (orosz)  ? . Alexey Zaitsev szerzői blogja . Letöltve: 2022. július 30.
  3. ↑ Harkov Fizikai és Technológiai Intézet, Naukova Dumka, Kijev, 1978, 45. o.
  4. ↑ Bartolomey G.G., Baibakov V.D., Alkhutov M.S., Bat G.A. Az atomerőművi reaktorok elméletének és számítási módszereinek alapjai. — M .: Energoatomizdat , 1982.
  5. ↑ T.Kh. Margulova. Atomerőművek. - M. : Kiadó, 1994.
  6. ↑ B.A. Dementiev. Az atomreaktorok kinetikája és szabályozása. — M .: Energoatomizdat , 1986.
  7. ↑ Kézikönyv a VVER-1000 reaktor fizikájáról – BAES, TsPP, 2003
  8. ↑ angol.  sárga torta
  9. ↑ Ganzhur Olga. Miért jobb a nitrid, mint az oxid a gyors reaktorokban ? A Rosatom állami vállalat iparági kiadványa (2020. november 25.). Letöltve: 2022. június 27. Az eredetiből archiválva : 2022. június 27.