топливо, вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. Существует только одно природное Я. т. - урановое, которое содержит делящиеся ядра 235U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. 'сырьевые' ядра 238U, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра 239Ри, не существующие в природе (вторичное горючее):
Вторичным горючим являются также не встречающиеся в природе ядра 233U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами 232Th:
Я. т. используется в ядерных реакторах , тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие Я. т. и герметично заваренные. По химическому составу Я. т. может быть металлическим (включая сплавы), окисным, карбидным, нитридным и др. Основные требования к Я. т.: хорошая совместимость с материалом оболочки ТВЭЛов; высокие температуры плавления и испарения, большая теплопроводность; слабое взаимодействие с теплоносителем; минимальное увеличение объёма (распухание) в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и минимальная стоимость; простая технология регенерации (см. ниже) и др. Я. т., используемое в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, кроме того, должно обеспечить высокий коэффициент воспроизводства.
Урановое Я. т. для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики , имеет обычно повышенное содержание изотопа 235U (2-4% по массе вместо 0,71% в естественном уране ) . Существенный недостаток реакторов на тепловых нейтронах - низкий коэффициент использования природного урана. Несравнимо более высокий коэффициент использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них используется уран с более высоким содержанием урана 235U (до 30%), а в будущем, по мере накопления запасов 239Pu, будет использоваться смешанное уран-плутониевое Я. т. с 15-20% Pu. В этом случае вместо обогащенного урана может быть использован природный и даже уран, обеднённый 235U, которого накопилось в мире уже достаточно большое количество. Обеднённый уран (без Pu) используется также в экранной зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих на уран-плутониевом Я. т., количество накапливающегося 239Ри может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство Я. т. Коэффициент воспроизводства зависит от состава Я. т. По степени его возрастания Я. т. располагается в следующем порядке: окисное (U, Ри) О2, карбидное ( V , Pu) C, нитридное (U, Pu) N и металлическое в виде различных сплавов.
Производство уранового Я. т. (топливный цикл, см. рис. ) начинается с переработки руд с целью извлечения из них урана. При предварительной сортировке руды по g-излучению в отвал удаляют 20-30% породы с содержанием урана £ 0,01% (применяются и обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработка руды состоит в её дроблении, кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении U из осветлённых растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси урана U3O8. Для руд, бедных ураном и лёгких для выщелачивания (особенно в трудных для горных работ условиях), применяют подземное выщелачивание а самом месторождении (для пластовых месторождений - через систему скважин, для жильных - в подземных камерах с предварительной отбойкой и дроблением руды взрывными методами).
Далее U3O8 переводят или в тетрафторид UF4 для последующего получения металлического урана или в гексафторид UF6 - единственное устойчивое газообразное соединение урана, используемое для обогащения урана изотопом 235U . Обогащение осуществляется методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение ) . Далее UF6 переводят в двуокись урана, которая используется для изготовления сердечников ТВЭЛов или для получения других соединений урана с той же целью.
К сердечникам ТВЭЛов предъявляются высокие требования в отношении стехиометрического состава и содержания посторонних примесей. Так, в сердечниках 113 UO2 соотношение (по массе) кислорода и металла должно быть в пределах 2,00-2,02; допустимое содержание F и H2O (по массе) соответственно не более 0,01-0,006% и 0,001%.
Торий как сырьевой материал для получения делящихся ядер 235U не нашёл широкого применения по ряду причин: 1) разведанные запасы U в состояния обеспечить ядерную энергетику Я. т. на многие десятилетия; 2) Th не образует богатых месторождений, и технология его извлечения из руд сложнее; 3) наряду с 235U образуется 232U, который, распадаясь, образует g-активные ядра (212Bi, 208Te), затрудняющие обращение с таким Я. т. и усложняющие производство ТВЭЛов:
4) переработка облученных ториевых ТВЭЛов с целью извлечения из них 233U является более трудной и дорогостоящей операцией по сравнению с переработкой урановых ТВЭЛов.
В процессе эксплуатации ТВЭЛов Я. т. выгорает далеко не полностью, в реакторах-размножителях имеет место воспроизводство Я. т. (Pu). Поэтому отработанные ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я. т. для повторного его использования; U и Pu очищают от продуктов деления. Затем Pu в виде PuO2 направляют для изготовления сердечников, а U, в зависимости от его изотопного состава, или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF6 с целью обогащения 235U.
Регенерация Я. т. - сложный и дорогостоящий процесс переработки высокорадиоактивных веществ, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанционного управления всеми операциями даже после длительной выдержки отработавших ТВЭЛов в специальных хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое количество делящихся веществ, чтобы предупредить возникновение самопроизвольной цепной реакции. Большие трудности связаны с переработкой и захоронением радиоактивных отходов. Разрабатываются методы остекловывания и битумирования отходов, 'закачка' слабоактивных растворов в глубокие горизонты Земли. Стоимость процессов регенерации Я. т. и переработки радиоактивных отходов оказывает существенное влияние на экономические показатели атомных электростанций .
Лит.: Химическая технология облученного ядерного горючего, М., 1971; Паттон Ф. С., Гуджин Д. М., Гриффитс В. Л., Ядерное горючее па основе обогащенного урана, М., 1966; Высокотемпературное ядерное топливо, М., 1969; Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С., Тепловыделяющие элементы атомных реакторов, М., 1966.
Ф. Г. Решетников, Д. И. Скороваров.