Тонкости создания топлива для ядерных реакторов

Все ядерные энергетические реакторы работают на топливе, содержащем уран и другие изотопы, но заправить ядерный реактор гораздо сложнее, чем подъехать к ним на самосвале, наполненном урановой рудой, и заправить его. Хотя ядерное деление достаточно просто и может происходить без вмешательства человека, как это произошло, например, в реакторах естественного деления в Окло, цель коммерческого реактора состоит в том, чтобы создать цепную ядерную реакцию, направленную на высокое выгорание (скорость деления) с максимально постоянное выделение энергии.

В каждой конструкции реактора деления делается ряд предположений относительно топливных стержней, которые в него вставляются. Эти предположения могут касаться степени обогащения делящихся изотопов, таких как U-235, плотности отдельных топливных таблеток, расстояния между топливными стержнями, содержащими эти таблетки, конфигурации указанных топливных стержней вместе с любыми элементами управления, замедлителем и другими элементами. и так далее.

В результате сегодняшние легководные реакторы, тяжеловодные реакторы, реакторы на быстрых нейтронах, высокотемпературные реакторы и подобные им имеют свои собственные предпочтения в отношении топлива, причем высокопробное низкообогащенное топливо (HALEU) становится новой горячей темой для новых конструкций реакторов. Давайте посмотрим, что входит в эти рецепты топлива.

Сырьевые ингредиенты обычно добываются из земли, а добыча урана из морской воды является относительно новой разработкой. Странами с наибольшим количеством урановой руды, доступной для добычи, являются Австралия (28%), Казахстан (15%) и Канада (9%), причем Канада имеет самое высокое содержание урановой руды. Обычно продуктом урановых рудников является U3O8, который содержит около 85% урана. Следующий шаг зависит от того, нужно ли обогащать природный уран, то есть количество делящегося материала (U-235) увеличится по сравнению с естественным уровнем.

Попав на завод по производству топлива, исходный природный уран будет находиться в одной из двух форм: либо гексафторид урана (UF6), либо триоксид урана (UO3), причем первая форма имеет место в случае обогащения. Прежде чем его можно будет превратить в топливные таблетки, эту форму необходимо будет преобразовать в диоксид урана (UO2). Эти таблетки обычно называют керамическими топливными таблетками, что контрастирует с более редко используемыми металлическими типами топлива (например, ZrU), которые использовались в некоторых реакторах до 1980-х годов. Основным преимуществом керамических таблеток UO2 является высокая температура плавления 2865°C, что является хорошим свойством для высокотемпературной среды ядерного реактора деления.

Керамические топливные таблетки производятся под давлением в несколько сотен МПа, после чего их спекают при температуре 1750°С в бескислородной атмосфере (обычно аргоноводородной). На последнем этапе спеченные гранулы подвергаются механической обработке. Это позволяет получить точные размеры, необходимые для размещения в топливных стержнях, при этом любой удаленный материал возвращается на более раннюю стадию процесса производства гранул. Для большинства типов реакторов эти таблетки имеют диаметр и длину примерно 1 см.

Интересным дополнением к некоторым таблеткам может быть выгорающий поглотитель нейтронов, такой как гадолиний (в форме оксида), который добавляется для удаления нейтронов на ранних этапах топливного цикла, тем самым снижая реактивность и обеспечивая более длительный срок службы топлива. Чаще всего диборид циркония добавляют в качестве выгорающего поглотителя в виде тонкого покрытия на таблетки. Он используется в большинстве реакторов США, включая тип AP1000 (и его производные), который также используется в Китае.

Сами топливные стержни обычно изготавливаются из циркониевого сплава, который обладает такими полезными свойствами, как высокая температура плавления, высокая устойчивость к химической коррозии, вибрациям и ударам. Эти сплавы также по существу прозрачны для нейтронов, а это означает, что они не вмешиваются каким-либо заметным образом в цепную реакцию ядерного деления в реакторе. Эти топливные стержни содержат большое количество отдельных керамических топливных таблеток, которые после заполнения промываются и в конечном итоге заполняются газообразным гелием под давлением в несколько МПа. Между торцевыми крышками и топливными таблетками остается некоторое пространство, которое обычно заполняется пружиной, обеспечивающей сжатие стопки таблеток.