Для чего используют ядерное топливо. Как делают ядерное топливо (29 фото). Системы с замкнутой магнитной конфигурацией

Пример.
D-T синтез начинается с атома дейтерия и трития и заканчивается атомом гелия-4 и нейтроном. Начальная масса 2.013553 + 3.015500 = 5.029053. Конечная масса 4.001506 + 1.008665 = 5.010171. Вычитая второе из первого, найдём, что дефект массы равен 0.018882. Умножив на 931.494028 найдём полученную энергию, равную 17.58847 МэВ.

Частицы

Период полураспада трития составляет всего лишь 12.32 года, что немного затрудняет его использование в космосе, так как после двенадцати лет он наполовину распадётся на гелий-3. Именно поэтому не существует естественных месторождений трития. Большинство проектов реакторов, использующих тритий, полагаются на генераторы трития. Они обычно представляют из себя баки с жидким литием, окружающие реактор. Литий поглощает нейтроны и трансмутирует в свежий тритий и гелий-4.

Знаменитый гелий-3, который часто называют экономическим мотивом для покорения космоса, к сожалению, не так хорош, как можно было бы предположить. Во-первых, он отсутствует на Земле, из-за чего его трудно добывать. Некоторые энтузиасты хотят добывать его на Луне, не уточняя, его концентрация там очень мала. Для получения всего лишь тонны гелия-3, необходимо переработать 100 миллионов тонн лунного реголита. Как вариант, его можно вырабатывать на фабриках, но для этого необходимо большое количество нейтронов. В общих чертах, нужно получить тритий и ждать, пока он распадётся. Огромные количества гелия-3 доступны в атмосфере Сатурна и Урана, но для его добычи оттуда необходима соответствующая инфраструктура. Концентрация гелия-3 в их атмосферах может достигать десяти частей на миллион, что гораздо лучше, чем на Луне. Юпитер тоже содержит гелий-3 в своей атмосфере, но, из-за огромной гравитации, его добыча может быть сильно осложнена.

Введение

Вторая причина в том, что, фактически, все предыдущие системы двигательных установок требовали сложных реакций, производящих, по большей части, заряженные частицы. Это было необходимо для уменьшения энергетических потерь через нейтроны. Наиболее перспективными были D- 3 He и P- 11 B. Но эти реакции требуют гораздо больших температур плазмы и были на порядки более труднодостижимы, чем D-T синтез, который гораздо более доступен и рассматривается в качестве единственного кандидата для применения на Земле. Являясь менее выгодными они, тем не менее, требуют огромного количества энергии для поддержания горения, делая их не немного лучше, чем альтернативные реакции деления.

Необходимо переосмыслить прошлые представления о том, как использовать термоядерную энергию в космических двигательных установках. Давайте посмотрим, что даёт химическим ракетным двигателям такие преимущества. Основная причина в том, что энергия, получаемая из химической реакции горения, может быть как большой, так и малой, по желанию. От 13 ГВт у тяжёлой ракеты-носителя Атлас, до 130 кВт у автомобиля. Стоит отметить, что при более низкой энергии, горение более эффективно, так как можно повышать температуру, не беспокоясь о необходимости интенсивного отвода тепла и термальных повреждениях, которые могут возникнуть при длительном непрерывном функционировании.

Как показали испытания атомных и водородных бомб, горение ядерного горючего может производить энергию на много порядков большую, чем тот же Атлас. Проблема в том, как контролировать выделение ядерной энергии для получения характеристик, необходимых для космических полётов: факел на несколько мегаватт, низкая удельная масса α (~ 1 кг/кВт) при высоком удельном импульсе Isp (> 20000 м/c). Оказалось, что, по крайней мере для ядерного деления, не существует возможности масштабирования вниз до необходимого масштаба энергии, так как для начала самоподдерживающейся реакции требуется определённая критическая масса (критическая конфигурация). В итоге, проекты, использующие реакции ядерного деления, такие как Орион, обычно давали тягу в миллионы тонн, что подходит только для космических кораблей с массой от 10 7 кг и выше.

К счастью, масштабы термоядерных реакций могут быть гораздо меньше и такие методы, как Magneto Inertial Fusion (мангито-инерциальный термоядерный синтез, MIF), позволяют получать большие количества энергии из ядерного материала в системах, которые могут подойти для космических двигательных установок по их размерам, весу, мощности и стоимости.

Физика двигателя

Хочу отметить, что, когда дело доходит до космических полётов, основным показателем становится Δv - приращение скорости (м/с или км/с). Оно является мерой количества «усилий», которые необходимы для перехода от одной траектории на другую, при совершении орбитального маневра. Для космического корабля нет таких понятий, как запас топлива, максимальное расстояние, или максимальная скорость, есть только Δv. Максимальное Δv корабля может быть представлено, как то приращение скорости, которое он получит, израсходовав всё топливо. Важно знать, что «миссия» может быть охарактеризована, согласно тому, какое Δv требуется для её завершения. Для примера, подъём с Земли, гомановская траектория до Марса и посадка на него, требует бюджета Δv в 18 км/с. Если корабль имеет запас Δv больше, или равный Δv миссии, то он может выполнить эту миссию.

Для того, чтобы узнать Δv корабля, можно воспользоваться формулой Циолковского .

где:
V - конечная (после выработки всего топлива) скорость летательного аппарата (м/с);
I - удельный импульс ракетного двигателя (отношение тяги двигателя к секундному расходу массы топлива, скорость истечения рабочего тела из сопла, м/с);
M 1 - начальная масса летательного аппарата (полезная нагрузка + конструкция аппарата + топливо, кг);
M 2 - конечная масса летательного аппарата (полезная нагрузка + конструкция, кг).

Из этого следует очень важное заключение, которое может быть не очень очевидно на первый взгляд. Если Δv миссии меньше, или равно удельному импульсу, то относительная масса корабля велика и становится возможным транспортировка большего полезного груза. Однако, если Δv миссии больше удельного импульса, относительная масса начинает уменьшаться экспоненциально, делая из корабля огромный бак с топливом с крошечной полезной нагрузкой. Собственно, именно из-за этого межпланетные полёты при использовании обычных химических двигателей сильно затруднены.

План 210-дневного полёта на Марс и обратно.

90-дневная миссия на Марс (ΔV = 13.5 км/с)

• Отсутствует необходимость в дополнительных транспортных миссиях
• Упрощённая архитектура миссии
• Возможность привести все запасы в ходе одной миссии
• Низкая стоимость миссии
• Возможность начать миссию уже после единственного запуска с Земли

30-дневная миссия на Марс (ΔV = 40.9 км/с)

• Низкий риск
• Минимальное радиационное облучение
• Архитектура миссии типа Аполлон
• Ключ к регулярному посещению Марса
• Разработка технологий, необходимых для покорения глубокого космоса

В настоящее время NASA занимается разработкой системы космических запусков (Space Launch System, SLS) - сверхтяжёлой ракеты-носителя, способной выводить на низкую опорную орбиту от 70 до 130 тонн полезной нагрузки. Это делает возможной начала 90-дневной миссии к Марсу уже после одного запуска подобной ракеты-носителя.

Обе миссии имеют возможность непосредственной отмены и возврата на Землю.

Ключевые параметры миссии

Теги: Добавить метки

Уран - главный элемент атомной энергетики, используется как ядерное топливо, сырье для получения плутония и в ядерном оружии. Содержание урана в земной коре составляет 2,5-10 -4 %, а суммарное количество в слое литосферы толщиной 20 км доходит до 1,3-10 14 т. Минералы урана есть практически везде. Однако уран - рассеянный элемент. Это означает, что его концентрация в горных породах зачастую оказывается недостаточной для организации коммерчески оправданной добычи. Содержание урана в руде является одним из ключевых параметров, определяющих стоимость добычи. К бедным относят урановые руды, содержащие 0,03-0,10% урана, рядовым - 0,10-0,25%, средним - 0,25-0,5 %, к богатым - свыше 0,50 % 1 .

Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе (табл. 1.6).

Таблица 1.6

По последним данным разведанный объем запасов урана, стоимость добычи которого не превышает 130 $/кг U, составляет 5 327 200 т. Для категории со стоимостью добычи менее 260 $/кг U - 7 096 600 т. Кроме того, количество урана в так называемых прогнозируемых и предполагаемых запасах достигает 10429100 т .

Таблица 1 .7

Страны, обладающие наибольшими разведанными запасами урана со стоимостью, не превышающей 130 $/кг U

В последние годы каргина распределения месторождений урана по странам несколько изменилась в связи с тем, что при исследовании ряда урановых месторождений были обнаружены дополнительные ресурсы в странах Африки (Ботсване, Замбии, Исламской Республике Мавритания, Малави, Мали, Намибии, Объединенной Республике Танзания). Также новые запасы были обнаружены в Гайане, Колумбии, Парагвае, Перуи Швеции.

Основными минералами, содержащими уран, являются уранинит (смесь оксидов урана и тория с обшей формулой (U, Th)0 2x), настуран (оксиды урана: U0 2 , U0 3 , также известен как урановая смолка), карнотит - К, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, уранофан - Са (U0 2)Si0 3 (0Н) 2 -5Н 2 0 и другие 110].

Извлечение урана из горных пород осуществляется следующими способами:

• Карьерная добыча (открытый способ) используется для извлечения руды, которая находится на поверхности земной коры или залегает неглубоко. Способ заключается в создании котлованов, которые называются карьерами, или разрезами. К настоящему времени месторождения, допускающие добычу карьерным методом, практически исчерпаны. Добыча составляет 23 %;
• Шахтная добыча (закрытый способ) применяется для добычи полезных ископаемых, залегающих на значительной глубине, и подразумевает сооружение комплекса подземных горных выработок. Добыча - 32%;
• Подземное выщелачивание подразумевает закачивание в пласт под давлением водного раствора химического реагента, который, проходя через руду, избирательно растворяет природные соединения урана. Затем выщелачивающий раствор, содержащий уран и сопутствующие металлы, выводится на поверхность земли через откачные скважины. Добыча - 39%.
• Совместная добыча с рудами других металлов (уран в данном случае является побочным продуктом) - составляет 6 %.

Производство диоксидного топлива из урановой руды представляет собой сложный и дорогостоящий процесс, включающий в себя извлечение урана из руды, его концентрирование, очистку (аффинаж), конверсию (получение гексафторида урана, обогащение, деконверсию (перевод UF 6 b U0 2), изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов).

На первом этапе переработки урановой руды, добытой карьерным и шахтным способами, ее измельчают и сортируют по радиоактивности. После сортировки куски руды дополнительно дробят и направляют на выщелачивание для перевода урана в растворимую форму. Выбор химического раствора для вскрытия руды зависит от типа минерала, включающего уран. В некоторых случаях для вскрытия руды используют микробиологические методы.

В результате выщелачивания образуется продуктивный раствор, содержащий уран. При дальнейшей переработке продуктивного раствора методами ионного обмена, экстракции или осаждения происходит концентрирование урана и отделение нежелательных примесей (Na, К, Са, Mg, Fe, Mn, Ni и др.). Полученный продукт фильтруют, высушивают и нагревают до высокой температуры, при которой образуется закись- окись урана - желтый кек (U 3 0 8). Для глубокой очистки урана от примесей производят аффинаж, традиционная схема которого заключается в растворении U 3 0 8 в азотной кислоте и очистке методом экстракции (реже осаждения). При этом конечным продуктом аффинажной технологии является U 3 0 8 или триоксид урана U0 3 Полученный оксидный продукт переводят в газообразное состояние - UF 6 , наиболее удобное для обогащения. Данный процесс называется конверсией.

Измельченная урановая руда (см. рис. 1.10) поступает на завод по ее переработке. Концентрат руды (природный уран) направляется на завод для получения шестифтористого урана (UF 6).

Рис. 1.10.

В цикл добавляется уран с радиохимического завода по регенерации топлива. Шестифтористый уран отправляется на завод по обогащению природного и регенерированного урана для повышения содержания изотопа 235 U. Для разделения изотопов урана требуются специальные методы (газодиффузионный и газоцентрифужный), так как разделяемые изотопы 23:> и и 238 и представляют собой один химический элемент (т. е. не могут быть разделены химическими методами) и различаются только по массовому числу (235 и 238 а. е.м.). Эти методы чрезвычайно сложны и требуют значительных затрат энергии, времени и специального оборудования. Газодиффузионный метод основан на различии в скоростях проникновения гексафторидов урана-238 и урана-235 через пористые перегородки (мембраны). При пропускании газообразного урана через одну мембрану концентрациями изменяется всего на 0,43%, т. е. исходная концентрация 2Ъ и возрастаете 0,710 до 0,712%. Для значительного обогащения смеси 235 U процесс разделения необходимо многократно повторять. Так, для получения из природного урана смеси, обогащенной до 2,4% no 235 U, и концентрации 235 U в обедненном уране (отвале) 0,3 % требуется около 840 ступеней. Каскад для получения высокообогащенного урана (90% и выше) должен иметь 3000 ступеней.

Более эффективен газоцентрифужный метод, при котором гексафториды изотопов урана-235 и 238 вводятся в газовую центрифугу, которая вращается со скоростью 1500 оборотов в секунду. При этом возникает значительная центробежная сила, отжимающая уран-238 к стенке, а уран-235 концентрируется в зоне оси вращения. Для достижения требуемой степени обогащения газовые центрифуги объединяют в каскады, состоящие из десятков тысяч аппаратов.

Для перевода U F 6 после обогащения в диоксид урана U О, применяют «мокрый» (растворение в воде, осаждение и прокаливание) и «сухой» (сжигание UF 6 в водородном пламени) способы. Полученный порошок U0 2 прессуют в таблетки и спекают при температуре примерно 1750° С.

После обогащения два потока - обогащенный уран и обедненный уран - двигаются разными путями. Обедненный уран хранится на диффузионном заводе, а обогащенный превращается в диоксид урана (U0 2) и отправляется на завод для изготовления твэлов.

На этих заводах U0 2 , предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки. Таблетки разогревают и спекают, чтобы получить твердую плотную консистенцию (рис. 1.11). После обработки их помешают в трубки (оболочки) из циркония, приваривают с торцов заглушки, и получается тепловыделяющий элемент. Определенное число твэлов собирают вместе в единую конструкцию - тепловыделяющую сборку (ТВС).

Рис. 1.11. Топливные таблетки из U0 2

Готовые ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах железнодорожным, автомобильным или морским транспортом. В некоторых случаях используют воздушный транспорт.

Во всем мире ведутся работы по повышению технических и экономических характеристик ядерного топлива. Наиболее важным требованием с точки зрения экономической эффективности ядерного топлива является увеличение глубины выгорания. Для более полного использования урана топливо должно находиться в активной зоне реактора дольше (см. табл. 1.8). Для увеличения кампании топлива совершенствуются конструкционные материалы, которые должны работать в более длительных и тяжелых условиях эксплуатации; топливные композиции (для снижения выхода продуктов деления); повышается жесткость каркасов ТВС.

Таблица 1.8

Современные и перспективные топливные циклы ВВЭР на обогащенном природном уране

1.4. Ядер нов топливо

Для реакторов типа ВВЭР-1000 существуют два основных усовершенствованных вида ТВС (рис. 1.12): ТВСА(разработки ОКБМ имени И. И. Африкантова) и ТВС-2 М (разработки ОКБ «Гидропресс»),

Рис. 1.12. Тепловыделяющие сборки для реактора ВВЭР: а - ТВСА-PLUS, б - ТВС-2 М

Топливные сборки ТВСА-PLUS и ТВС-2 М обладают идентичными технико-экономическими характеристиками, обеспечивающими возможность повышения мощности РУ до 104% от номинальной, 18-месячный топливный цикл (подпитка 66 шт.), выгорание в твэле - 72 МВтсут/кг U, возможность эксплуатации в маневренном режиме, защиту от посторонних предметов.

Возрастающая доля выработки электроэнергии на АЭС в энергетическом балансе и переход к либеральному рынку электроэнергии потребует в ближайшие годы перевода части энергоблоков АЭС на работу в маневренном режиме. Такой режим эксплуатации, не использовавшийся раньше на АЭС, предъявляет и дополнительные требования к топливу и топливным циклам. Должно быть разработано топливо, сохраняющее высокие эксплуатационные характеристики в условиях переменных нагрузок.

• По данным совместного отчета МАГАТЭ и ОЭСР «Уран-2011: запасы, добыча и спрос».

Ядерное топливо - материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется.

Ход цепной реакции

Во время цепной ядерной реакции, ядро делится на две части, которые называют осколками деления. Одновременно с этим выделяется несколько (2-3) нейтронов, которые впоследствии вызывают деление следующих ядер. Процесс происходит при попадании нейтрона в ядро исходного вещества. Осколки деления имеют большую кинетическую энергию. Их торможение в веществе сопровождается выделением огромного количества тепла.

Осколки деления, вместе с продуктами их распада, называют продуктами деления. Ядра, которые делятся нейтронами любой энергии, называют ядерным горючим. Как правило, они представляют собой вещества с нечетным количеством атомов. Некоторые ядра делятся сугубо нейтронами, энергия которых выше определенного порогового значения. Это преимущественно элементы с четным числом атомов. Такие ядра называют сырьевым материалом, так как в момент захвата нейтрона пороговым ядром образуются ядра горючего. Комбинация горючего и сырьевого материала называется тем самым ядерным топливом.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO 2);
3. Карбидное (к примеру PuC 1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

ТВЭЛ и ТВС

Топливо для ядерных реакторов используется в виде таблеток небольшого размера. Они помещаются в герметично-закрытые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые, в свою очередь, по несколько сотен объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу предъявляются высокие требования по совместимости с оболочками ТВЭЛов. Оно должно иметь достаточную температуру плавления и испарения, хорошую теплопроводность и не сильно увеличиваться в объеме при нейтронном облучении. Также во внимание берется технологичность производства.

Применение

На атомные электростанции и другие ядерные установки топливо приходит в виде ТВС. Они могут загружаться в реактор как во время его работы (на место выгоревших ТВС), так и во время ремонтной кампании. В последнем случае тепловыделяющие сборки меняют крупными группами. При этом лишь третья часть топлива заменяется полностью. Наиболее выгоревшие сборки выгружаются из центральной части реактора, а на их место ставятся частично выгоревшие сборки, которые ранее находились в менее активных областях. Следовательно, на место последних устанавливаются новые ТВС. Эта нехитрая схема перестановки считается традиционной и имеет ряд преимуществ, главным из которых является обеспечение равномерного энерговыделения. Конечно же, это условная схема, которая дает лишь общие представления о процессе.

Выдержка

После изъятия отработанного ядерного топлива из активной зоны реактора, его отправляют в бассейн выдержки, который, как правило, находится неподалеку. Дело в том, что в отработанных ТВС содержится огромное количество осколков деления урана. После выгрузки из реактора каждый ТВЭЛ содержит порядка 300 тысяч Кюри радиоактивных веществ, выделяющих 100 кВт/час энергии. За счет нее топливо саморазогревается и становится высокорадиоактивным.

Температура недавно выгруженного топлива может достигать 300°С. Поэтому его выдерживают на протяжении 3-4 лет под слоем воды, температура которой поддерживается в установленном диапазоне. По мере хранения под водой, радиоактивность топлива и мощность его остаточных выделений падает. Примерно через три года саморазогрев ТВС доходит уже до 50-60°С. Тогда топливо извлекают из бассейнов и отправляют на переработку или захоронение.

Металлический уран

Металлический уран используется в качестве топлива для ядерных реакторов относительно редко. Когда вещество достигает температуры 660°С, происходит фазовый переход, сопровождающийся изменением его структуры. Попросту говоря, уран увеличивается в объеме, что может привести к разрушению ТВЭЛа. В случае длительного облучения при температуре 200-500°С вещество подвергается радиационному росту. Суть этого явления заключается в удлинении облученного уранового стержня в 2-3 раза.

Применение металлического урана при температуре более 500°С затрудняется из-за его распухания. После деления ядра образуется два осколка, суммарный объем которых превышает объем того самого ядра. Часть осколков деления представлена атомами газов (ксенон, криптон и др.). Газ накапливается в порах урана и формирует внутреннее давление, которое растет по мере увеличения температуры. За счет увеличения объема атомов и повышения давления газов ядерное топливо начинает распухать. Таким образом, под этим подразумевается относительное изменение объема, связанное с делением ядер.

Сила распухания зависит от температуры ТВЭЛов и выгорания. С увеличением выгорания, возрастает количество осколков деления, а с увеличение температуры и выгорания - внутреннее давление газов. Если топливо обладает более высокими механическими качествами, то оно менее подвержено распуханию. Металлический уран к таким материалам не относится. Поэтому его применение в качестве топлива для ядерных реакторов ограничивает глубину выгорания, являющуюся одной из главных характеристик такого топлива.

Механические свойства урана и его радиационная стойкость улучшаются путем легирования материала. Это процесс предполагает добавление к нему алюминия, молибдена и других металлов. Благодаря легирующим добавкам, число нейтронов деления, необходимое на один захват, снижается. Поэтому для этих целей используются материалы, которые слабо поглощают нейтроны.

Тугоплавкие соединения

Хорошим ядерным топливом считаются некоторые тугоплавкие соединения урана: карбиды, окислы и интерметаллические соединения. Наиболее распространенным из них является диоксид урана (керамика). Его температура плавления составляет 2800°С, а плотность - 10,2 г/см 3 .

Так как у этого материала нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, нежели сплавы урана. Благодаря этой особенности температуру выгорания можно повысить на несколько процентов. На высоких температурах керамика не взаимодействует с ниобием, цирконием, нержавеющей сталью и прочими материалами. Ее главный недостаток заключается в низкой теплопроводности - 4,5 кДж (м*К), ограничивающей удельную мощность реактора. Кроме того, горячая керамика склонна к растрескиванию.

Плутоний

Плутоний считается низкоплавким металлом. Он плавится при температуре 640°С. Из-за плохих пластических свойств он практически не поддается механической обработке. Токсичность вещества усложняет технологию изготовления ТВЭЛов. В атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония и его соединений, однако они не увенчались успехом. Использовать топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, нецелесообразно из-за примерно 2-кратного уменьшения периода разгона, на что не рассчитаны стандартные системы управления реакторами.

Для изготовления ядерного топлива, как правило, используют диоксид плутония, сплавы плутония с минералами, а также смесь карбидов плутония с карбидами урана. Высокими механическими свойствами и теплопроводностью обладают дисперсионные топлива, в которые частицы соединений урана и плутония размещаются в металлической матрице из молибдена, алюминия, нержавеющей стали и прочих металлов. От материала матрицы зависит радиационная стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. К примеру, на первой АЭС дисперсионное топливо состояло из частиц уранового сплава с 9% молибдена, которые были залиты молибденом.

Что касается ториевого топлива, то оно на сегодня не используется в силу трудностей производства и переработки ТВЭЛов.

Добыча

Значительные объемы основного сырья для ядерного топлива - урана сконцентрированы в нескольких странах: Россия, США, Франция, Канада и ЮАР. Его залежи, как правило, находятся около золота и меди, поэтому все эти материалы добывают одновременно.

Здоровье людей, работающих на разработках, подвержено большой опасности. Дело в том, что уран является токсичным материалом, и газы, выделяющиеся в процессе его добычи, могут вызывать рак. И это притом, что в руде содержится не более 1% этого вещества.

Получение

Производство ядерного топлива из урановой руды включает в себя такие стадии, как:

1. Гидрометаллургическая переработка. Включает в себя выщелачивание, дробление и экстракционное или сорбционное извлечение. Результатом гидрометаллургической переработки является очищенная взвесь закиси оксиурана, диураната натрия или диураната аммония.
2. Перевод вещества из оксида в тетрафторид или гексафторид, используемый для обогащения урана-235.
3. Обогащение вещества путем центрифугирования или газовой термодиффузии.
4. Перевод обогащенного материала в диоксид, из которого производят «таблетки» ТВЭЛов.

Регенерация

Во время работы ядерного реактора топливо не может полностью выгорать, поэтому воспроизводятся свободные изотопы. В этой связи отработанные ТВЭЛЫ подлежат регенерации с целью повторного использования.

На сегодня эту задачу решают путем пьюрекс-процесса, состоящего из таких этапов, как:

1. Разрезание ТВЭЛов на две части и растворение их в азотной кислоте;
2. Очистка раствора от продуктов деления и частей оболочки;
3. Выделение чистых соединений урана и плутония.

После этого полученный диоксид плутония идет на производство новых сердечников, а уран - на обогащение или также изготовление сердечников. Переработка ядерного топлива является сложным и дорогостоящим процессом. Ее стоимость оказывает существенное влияние на экономическую целесообразность использования атомных электростанций. То же самое можно сказать и про захоронение отходов ядерного топлива, не пригодных к регенерации.

В силу того, что ядерное топливо эффективнее всех остальных видов топлива, которым мы располагаем сегодня, огромное предпочтение отдается всему тому, что способно работать с помощью атомных установок (АЭС, подводные лодки, корабли и прочее). О том, как производят ядерное топливо для реакторов, мы поговорим далее.

Добывают уран двумя основными способами:
1) Прямая добыча в карьерах или шахтах, если позволяет глубина залегания урана. С этим методом, надеюсь, всё понятно.
2) Подземное выщелачивание. Это когда на том месте, где найден уран, бурятся скважины, в них закачивается слабый раствор серной кислоты, а уже раствор взаимодействует с ураном, соединяясь с ним. Затем получившаяся смесь откачивается наверх, на поверхность, и из неё химическими методами выделяется уран.

Представим, будто мы уже добыли на руднике уран и подготовили его для дальнейших преобразований. На фото ниже - так называемый "желтый кек", U3O8. В бочке для дальнейшей перевозки.

Всё бы хорошо, и этот уран в теории можно было бы сразу использовать для производства топлива для АЭС, но увы. Природа, как всегда, подкинула нам работы. Дело в том что природный уран состоит из смеси трех изотопов. Это U238 (99.2745%), U235 (0.72%) и U234(0.0055%). Нас интересует здесь лишь U235 - так как он отлично делится тепловыми нейтронами в реакторе, именно он позволяет нам пользоваться всеми благами цепной реакции деления. К сожалению, его природной концентрации не хватит для стабильной и долгой работы современного реактора АЭС. Хотя, насколько я знаю, аппарат РБМК спроектирован так, что запуститься на топливе из природного урана сможет, но вот стабильность, долговременность и безопасность работы на таком топливе совершенно не гарантируется.
Уран нам надо обогатить. То есть повысить концентрацию U235 от природной до той, которая используется в реакторе.
Для примера, реактор РБМК работает на уране обогащения 2.8%, ВВЭР-1000 - обогащение от 1.6 до 5.0%. Судовые и корабельные ядерные энергетические установки кушают топливо с обогащением до 20%. А некоторые исследовательские реакторы работают на топливе аж с 90% обогащением (пример - ИРТ-Т в Томске).
В России обогащение урана проводится на газовых центрифугах. Т. е. тот желтый порошок, что был на фото ранее, превращают в газ, гексафторид урана UF6. Затем этот газ поступает на целый каскад центрифуг. На выходе из каждой центрифуги, из-за разности веса ядер U235 и U238, мы получаем гексафторид урана с чуть повышенным содержанием U235. Процесс повторяется многократно и в итоге мы получаем гексафторид урана с нужным нам обогащением. На фото ниже как раз можно увидеть масштаб каскада центрифуг - их очень много и простираются они в далекие дали.

Затем газ UF6 превращают обратно в UO2, в виде порошка. Химия, всё-таки, очень полезная наука и позволяет нам творить такие чудеса.
Однако этот порошок в реактор так просто не засыпать. Вернее, засыпать-то можно, но ничего хорошего из этого не выйдет. Его (порошок) надо привести к такому виду, чтобы мы могли надолго, на годы, опустить его в реактор. При этом само горючее не должно контактировать с теплоносителем и выходить за пределы активной зоны. И еще ко всему этому топливо должно выдерживать очень и очень суровые давления и температуры, которые возникнут в нём при работе внутри реактора.
Забыл, кстати, сказать что порошок тоже не абы какой - он должен быть определенных размеров, чтобы при спрессовывании и спекании не образовывалось ненужных пустот и трещин. Сначала из порошка делают таблетки, путем спрессовывания и долгого выпекания (технология действительно непростая, если её нарушить - топливные таблетки не будут годны к использованию). Вариации таблеток покажу на фото ниже.

Отверстия и выемки на таблетках нужны для компенсации теплового расширения и радиационных формоизменений. В реакторе со временем таблетки пухнут, выгибаются, изменяют размеры, и если ничего не предусмотреть - могут разрушиться, а это плохо.

Готовые таблетки затем упаковывают в металлические трубки (из стали, циркония и его сплавов и других металлов). Трубки закрывают с обоих концов и герметизируют. Готовая трубка с топливом называется твэл - тепловыделяющий элемент.

Для разных реакторов требуются твэлы разной конструкции и обогащения. Твэл РБМК, например, длиной 3.5 метра. Твэлы, кстати, бывают не только стержневые. как на фото. Они бывают пластинчатые, кольцевые, море различных видов и модификаций.
Твэлы затем объединяют в тепловыделяющие сборки - ТВС. ТВС реактора РБМК состоит из 18 твэлов и выглядит примерно вот так:

ТВС реактора ВВЭР выглядит вот так:
Как видно, ТВС реактора ВВЭР состоит из гораздо большего количества твэлов, чем у РБМК.
Готовое специзделие (ТВС) затем с соблюдением мер предосторожности доставляется на АЭС. Зачем предосторожности? Ядерное горючее, хоть пока и нерадиоактивно, очень ценное, дорогое, и при очень неаккуратном обращении способно вызвать много проблем. Затем проводится финальный контроль состояния ТВС и - загрузка в реактор. Всё, уран прошел долгий путь от руды под землей к высокотехнологичному устройству внутри ядерного реактора. Теперь у него другая судьба - несколько лет тужиться внутри реактора и выделять драгоценное тепло, которое у него будет забирать вода (или любой другой теплоноситель).

Атомная энергетика состоит из большого количества предприятий разного назначения. Сырье для этой индустрии добывается на урановых рудниках. После оно доставляется на предприятия по изготовлению топлива.

Далее топливо транспортируют на атомные станции, где оно попадает в активную зону реактора. Когда ядерное топливо отрабатывает свой срок, его подлежат захоронению. Стоит отметить, что опасные отходы появляются не только после переработки топлива, но и на любом этапе - от добычи урана до работы в реакторе.

Ядерное топливо

Топливо бывает двух видов. Первое - это уран, добытый в шахтах, соответственно, природного происхождения. Он содержит сырье, которое способно образовать плутоний. Второе - это топливо, которое создано искусственно (вторичное).

Также ядерное топливо делится по химическому составу: металлическое, оксидное, карбидное, нитридное и смешанное.

Добыча урана и производство топлива

Большая доля добычи урана приходится всего лишь на несколько стран: Россию, Францию, Австралию, США, Канаду и ЮАР.

Уран - это основной элемент для топлива на атомных электростанциях. Чтобы попасть в реактор, он проходит несколько стадий обработки. Чаще всего залежи урана находятся рядом с золотом и медью, поэтому его добычу осуществляют с добычей драгоценных металлов.

На разработках здоровье людей подвергается большой опасности, потому что уран - токсичный материал, и газы, которые появляются в процессе его добычи, вызывают разнообразные формы рака. Хотя в самой руде содержится очень малое количество урана - от 0,1 до 1 процента. Также большому риску подвергается население, которое проживает рядом с урановыми шахтами.

Обогащенный уран - главное топливо для атомных станций, но после его использования остается огромное количество радиоактивных отходов. Несмотря на всю его опасность, обогащение урана является неотъемлемым процессом создания ядерного топлива.

В природном виде уран практически нельзя нигде применить. Для того чтобы использовать, его нужно обогатить. Для обогащения используются газовые центрифуги.

Обогащенный уран используют не только в атомной энергетике, но и в производстве оружия.

Транспортировка

На любом этапе топливного цикла есть транспортировка. Она осуществляется всеми доступными способами: по земле, морем, воздухом. Это большой риск и большая опасность не только для экологии, но и для человека.

Во время перевозки ядерного топлива или его элементов происходит немало аварий, следствием которых является выброс радиоактивных элементов. Это одна из многих причин, по которой считают небезопасной.

Вывод из строя реакторов

Ни один из реакторов не демонтирован. Даже печально известная Чернобыльская Все дело в том, что по подсчетам экспертов цена демонтажа равняется, а то и превосходит цену постройки нового реактора. Но точно никто не может сказать, сколько понадобится средств: стоимость рассчитывалась на опыте демонтажа небольших станций для исследования. Специалисты предлагают два варианта:

1. Помещать реакторы и отработанное ядерное топливо в могильники.
2. Строить над вышедшими из эксплуатации реакторами саркофаги.

В ближайшие десять лет около 350 реакторов по всему миру выработают свой ресурс и должны быть выведены из строя. Но так как наиболее подходящего по безопасности и цене способа не придумали, это вопрос еще решается.

Сейчас по всему миру работают 436 реакторов. Безусловно, это большой вклад в энергосистему, но он очень небезопасен. Исследования показывают, что через 15-20 лет АЭС смогут заменить станциями, которые работают на энергии ветра и солнечных батареях.

Ядерные отходы

Огромное количество ядерных отходов образуется в результате деятельности АЭС. Переработка ядерного топлива также оставляет после себя опасные отходы. При этом ни одна из стран не нашла решения проблемы.

Сегодня ядерные отходы содержатся во временных хранилищах, в бассейнах с водой или захороняются неглубоко под землей.

Наиболее безопасный способ - это хранение в специальных хранилищах, но тут тоже возможна утечка радиации, как и при других способах.

На самом деле ядерные отходы имеют некоторую ценность, но требуют строго соблюдения правил их хранения. И это наиболее острая проблема.

Важным фактором является время, в течение которого отходы опасны. У каждого свой срок распада, в течение которого оно токсично.

Виды ядерных отходов

При эксплуатации любой атомной электростанции ее отходы попадают в окружающую среду. Это вода для охлаждения турбин и газообразные отходы.

Ядерные отходы делят на три категории:

1. Низкого уровня - одежда сотрудников АЭС, лабораторное оборудование. Такие отходы могут поступать и из медицинских учреждений, научных лабораторий. Они не представляют большой опасности, но требуют соблюдения мер безопасности.
2. Промежуточного уровня - металлические емкости, в которых перевозят топливо. Уровень радиации их достаточно высок, и те, кто находится от них недалеко, должны быть защищены.
3. Высокого уровня - это отработанное ядерное топливо и продукты его переработки. Уровень радиоактивности быстро уменьшается. Отходов высокого уровня очень мало, около 3 процентов, но они содержат 95 процентов всей радиоактивности.