Combustible nuclear : materiales que se utilizan en los reactores nucleares para llevar a cabo una reacción en cadena de fisión nuclear controlada. El combustible nuclear es fundamentalmente diferente de otros tipos de combustible utilizados por la humanidad, consume mucha energía, pero también es muy peligroso para los humanos, lo que impone muchas restricciones a su uso por razones de seguridad. Por esta y muchas otras razones, el combustible nuclear es mucho más difícil de utilizar que cualquier tipo de combustible fósil y requiere muchas medidas técnicas y organizativas especiales para su uso, así como personal altamente cualificado para su manejo.
Una reacción nuclear en cadena es la fisión de un núcleo en dos partes, llamadas fragmentos de fisión , con la liberación simultánea de varios (2-3) neutrones , que, a su vez, pueden provocar la fisión de los siguientes núcleos. Tal fisión ocurre cuando un neutrón ingresa al núcleo de un átomo de la sustancia original. Los fragmentos de fisión formados durante la fisión nuclear tienen una gran energía cinética . La desaceleración de los fragmentos de fisión en la materia va acompañada de la liberación de una gran cantidad de calor. Los fragmentos de fisión son núcleos formados directamente como resultado de la fisión. Los fragmentos de fisión y sus productos de desintegración radiactiva se conocen comúnmente como productos de fisión . Los núcleos que se fisionan con neutrones de cualquier energía se denominan combustible nuclear (por regla general, se trata de sustancias con un número atómico impar). Hay núcleos que se fisionan solo por neutrones con energías por encima de un cierto valor umbral (por regla general, estos son elementos con un número atómico par). Dichos núcleos se denominan materias primas, ya que cuando un neutrón es capturado por un núcleo umbral, se forman núcleos de combustible nuclear. La combinación de combustible nuclear y materia prima se denomina combustible nuclear. A continuación se muestra la distribución de la energía de fisión del núcleo de 235 U entre diferentes productos de fisión (en MeV ):
| Energía cinética de fragmentos de fisión. | 162 | 81% |
| Energía cinética de los neutrones de fisión | 5 | 2,5% |
| Energía de la radiación γ que acompaña a la captura de neutrones | diez | 5 % |
| Energía de la radiación γ de los productos de fisión | 6 | 3% |
| Energía de la radiación β de los productos de fisión | 5 | 2,5% |
| Energía transportada por neutrinos | once | 5,5% |
| Energía de fisión total | ~200 | 100 % |
|---|
Dado que la energía del neutrino se lleva irrevocablemente, solo 188 MeV / átomo = 30 pJ / átomo = 18 TJ / mol = 76,6 TJ / kg está disponible para su uso (según otros datos (ver enlace) 205,2 - 8,6 = 196,6 MeV /átomo) [1] .
El uranio natural consta de tres isótopos: 238U (99,282 %), 235U ( 0,712 %) y 234U ( 0,006 % ). No siempre es adecuado como combustible nuclear, especialmente si los materiales estructurales y el moderador absorben mucho los neutrones . En este caso, el combustible nuclear se fabrica a base de uranio enriquecido. En los reactores térmicos se utiliza uranio con un enriquecimiento inferior al 6%, y en los reactores de neutrones rápidos e intermedios el enriquecimiento de uranio supera el 20%. El uranio enriquecido se obtiene en plantas especiales de enriquecimiento.
Una "tableta" de combustible para centrales nucleares, con un peso de 4,5 gramos, proporciona 10¹⁰ J de energía térmica [2] .
El combustible nuclear se divide en dos tipos:
Según la composición química, el combustible nuclear puede ser:
Variedades: TRISO
El combustible nuclear se utiliza en los reactores nucleares en forma de gránulos de unos pocos centímetros de tamaño, donde suele estar ubicado en elementos combustibles herméticamente sellados (TVEL), que a su vez, para facilitar su uso, se combinan en varios cientos en elementos combustibles ( FA).
El combustible nuclear está sujeto a altos requisitos de compatibilidad química con el revestimiento de las barras de combustible, debe tener una temperatura de fusión y evaporación suficiente, buena conductividad térmica , un ligero aumento de volumen durante la irradiación de neutrones y capacidad de fabricación.
El uranio metálico se usa relativamente raramente como combustible nuclear. Su temperatura máxima está limitada a 660 °C. A esta temperatura, se produce una transición de fase en la que cambia la estructura cristalina del uranio. La transición de fase va acompañada de un aumento en el volumen de uranio, lo que puede conducir a la destrucción del revestimiento de la barra de combustible . Bajo irradiación prolongada en el rango de temperatura de 200 a 500 °C, el uranio está sujeto a crecimiento radiativo. Este fenómeno consiste en que la barra de uranio irradiada se alarga. Experimentalmente se observó un aumento de dos o tres veces en la longitud de una barra de uranio [3] .
El uso de uranio metálico, especialmente a temperaturas superiores a 500 °C, es difícil debido a su dilatación. Después de la fisión nuclear, se forman dos fragmentos de fisión, cuyo volumen total es mayor que el volumen de un átomo de uranio ( plutonio ). Parte de los átomos: los fragmentos de fisión son átomos de gas ( criptón , xenón , etc.). Los átomos de gas se acumulan en los poros del uranio y crean una presión interna que aumenta con el aumento de la temperatura. Debido a un cambio en el volumen de los átomos en el proceso de fisión y un aumento en la presión interna de los gases, el uranio y otros combustibles nucleares comienzan a hincharse. Se entiende por hinchamiento el cambio relativo en el volumen de combustible nuclear asociado a la fisión nuclear.
El hinchamiento depende del quemado y de la temperatura del elemento combustible . El número de fragmentos de fisión aumenta con el quemado y la presión interna del gas aumenta con el quemado y la temperatura. El hinchamiento del combustible nuclear puede conducir a la destrucción del revestimiento del elemento combustible . El combustible nuclear es menos propenso a hincharse si tiene altas propiedades mecánicas. El uranio metálico simplemente no se aplica a tales materiales. Por tanto, el uso de uranio metálico como combustible nuclear limita la profundidad de quemado, que es una de las principales características del combustible nuclear.
La resistencia a la radiación y las propiedades mecánicas del combustible mejoran después de la aleación de uranio , durante la cual se agregan al uranio pequeñas cantidades de molibdeno , aluminio y otros metales . Los aditivos dopantes reducen el número de neutrones de fisión por neutrones capturados por el combustible nuclear. Por lo tanto, las adiciones de aleación al uranio tienden a elegirse entre materiales que absorben neutrones débilmente.
Los buenos combustibles nucleares incluyen algunos de los compuestos refractarios del uranio: óxidos , carburos y compuestos intermetálicos. La cerámica más utilizada - dióxido de uranio UO 2 . Su punto de fusión es de 2800 °C, la densidad es de 10,2 g/cm³. El dióxido de uranio no tiene transiciones de fase y es menos propenso a hincharse que las aleaciones de uranio. Esto le permite aumentar el agotamiento hasta varios por ciento. El dióxido de uranio no interactúa con el circonio , el niobio , el acero inoxidable y otros materiales a altas temperaturas. La principal desventaja de la cerámica es la baja conductividad térmica - 4,5 kJ/(m·K), que limita la potencia específica del reactor en términos de temperatura de fusión. Así, la máxima densidad de flujo de calor en los reactores VVER para dióxido de uranio no supera los 1,4⋅10 3 kW/m², mientras que la temperatura máxima en las barras de combustible alcanza los 2200 °C. Además, la cerámica caliente es muy quebradiza y puede agrietarse.
El plutonio es un metal de bajo punto de fusión. Su punto de fusión es de 640 °C. El plutonio tiene malas propiedades plásticas, por lo que es casi imposible de mecanizar. La tecnología para fabricar barras de combustible se complica por la toxicidad del plutonio. Para la preparación de combustible nuclear , se suele utilizar dióxido de plutonio , una mezcla de carburos de plutonio con carburos de uranio , y aleaciones metálicas de plutonio.
Los combustibles de dispersión tienen una alta conductividad térmica y propiedades mecánicas, en las que finas partículas de UO 2 , UC, PuO 2 y otros compuestos de uranio y plutonio se colocan heterogéneas en una matriz metálica de aluminio , molibdeno , acero inoxidable , etc. El material de la matriz determina la resistencia a la radiación y conductividad térmica del combustible de dispersión. Por ejemplo, el combustible de dispersión de la Primera CN consistía en partículas de una aleación de uranio con un 9% de molibdeno cargadas con magnesio .
En las centrales nucleares y otras instalaciones nucleares, el combustible se presenta en forma de dispositivos técnicos bastante complejos: conjuntos de combustible (FA), que, según el tipo de reactor, se cargan directamente durante su funcionamiento (como en los reactores de tipo RBMK en Rusia ) en lugar de conjuntos de combustible quemados o reemplazar conjuntos gastados grandes grupos durante la campaña de mantenimiento (como en los reactores VVER rusos o sus análogos en otros países, PWR y otros). En este último caso, con cada nueva carga, lo más frecuente es que se cambie un tercio del combustible y su disposición en el núcleo del reactor cambie por completo , los conjuntos combustibles más quemados se descargan del centro del núcleo y el segundo tercio de los conjuntos se pone en su lugar, con un quemado y ubicación promedio. A su vez, son reemplazados por los elementos combustibles menos quemados de la periferia del núcleo; mientras que la periferia se carga con combustible fresco. Tal esquema de intercambio de combustible es tradicional y se debe a muchas razones, por ejemplo, el deseo de garantizar una liberación de energía uniforme en el combustible y la reserva máxima antes de la crisis del intercambio de calor del agua en las vainas del combustible.
La descripción de la carga de combustible nuclear en el núcleo del reactor, dada anteriormente, todavía es muy condicional, lo que permite tener una idea general de este proceso. De hecho, la carga de combustible es realizada por conjuntos con diversos grados de enriquecimiento del combustible y es precedida por los más complejos cálculos físico-nucleares de la configuración del núcleo del reactor en software especializado [~ 2] , que se realizan años en adelantar y permitir planificar campañas de combustible y reparación para aumentar los indicadores de desempeño Central nuclear, por ejemplo KIUM . Además, si la configuración del combustible no cumple con ciertos requisitos, el más importante de los cuales son varios coeficientes de liberación de energía desigual en el núcleo, el reactor no podrá operar en absoluto o será incontrolable. Además de diversos grados de enriquecimiento de diferentes elementos combustibles, se utilizan otras soluciones para asegurar la configuración deseada del núcleo y la estabilidad de sus características durante la campaña de combustible, por ejemplo, elementos combustibles que en lugar de algunos elementos combustibles contienen elementos absorbentes ( FEL) que compensan el exceso de reactividad inicial del combustible nuevo que se quema en el proceso. El funcionamiento del reactor y, a medida que se usa el combustible, tienen cada vez menos efecto sobre su reactividad, lo que eventualmente iguala la cantidad de energía liberada con el tiempo. durante todo el período de funcionamiento del elemento combustible. Actualmente, en el combustible de los reactores industriales refrigerados por agua en todo el mundo, los PEL con absorbedor de boro, que durante mucho tiempo fueron elementos casi indiscutibles, prácticamente han dejado de utilizarse , y se ha pasado a un método más progresivo [ ~ 3] - introducir un absorbedor combustible de gadolinio directamente en el combustible con el mismo propósito. este método tiene muchas ventajas importantes.
Los conjuntos de combustible gastado contienen una gran cantidad de fragmentos de fisión de uranio; inmediatamente después de la descarga, cada elemento de combustible contiene un promedio de 300 000 Curies de sustancias radiactivas, cuya descomposición conduce a un calentamiento espontáneo a temperaturas significativas (el combustible recién descargado puede calentarse hasta 300 °C en el aire ) y crear niveles peligrosos de radiación ionizante . Por tanto, el combustible gastado se descarga del núcleo del reactor bajo una capa de agua, colocándolo en una piscina especial de combustible gastado en las inmediaciones del reactor. El agua protege al personal de las radiaciones ionizantes y a los propios conjuntos del sobrecalentamiento. A medida que la exposición en la piscina disminuye la radiactividad del combustible y el poder de su liberación de energía residual . Unos años más tarde, cuando el autocalentamiento de los elementos combustibles se reduce a 50-60 °C, se retiran de la piscina y se envían para almacenamiento en seco o procesamiento a largo plazo [4] [5] [6] [7] . También se están estudiando las posibilidades de disposición final del combustible nuclear gastado sin reprocesamiento, sin embargo, tales soluciones aún no han encontrado una implementación práctica debido al enorme riesgo de radiación del combustible nuclear gastado sin refinar, estimado en cientos de miles de años.
El combustible nuclear de uranio se obtiene procesando minerales. El proceso se desarrolla en varias etapas:
Mineral de uranio , estado natural
Concentrado de óxido nitroso de uranio (U 3 O 8 ) [8]
Hexafluoruro de uranio (UF 6 )
Óxido de uranio (UO 2 ) en forma de pastilla de combustible
Actualmente, el torio no se utiliza como materia prima para la producción de combustible nuclear por las siguientes razones:
El combustible nuclear de plutonio tampoco se usa actualmente, debido a su química extremadamente compleja. A lo largo de la larga historia de la industria nuclear, se han realizado repetidos intentos de utilizar el plutonio tanto en forma de compuestos puros como en mezclas con compuestos de uranio, pero no han tenido éxito. El combustible de las centrales nucleares que contiene plutonio se denomina combustible MOX (óxidos de uranio y plutonio) y MNOF (nitruros de uranio y plutonio) [9] . Su uso en reactores VVER no es práctico debido a una disminución en el período de aceleración de aproximadamente 2 veces [~ 5] , para lo cual no están diseñados los sistemas de control de reactor estándar .
Durante la operación de un reactor nuclear, el combustible no se quema por completo, se lleva a cabo el proceso de reproducción de isótopos individuales (Pu). En este sentido, las barras de combustible gastado se envían para su procesamiento para la regeneración y reutilización del combustible.
Actualmente, el más utilizado para estos fines es el proceso pyurex , cuya esencia es la siguiente: los elementos combustibles se cortan en pedazos y se disuelven en ácido nítrico , luego la solución se purifica a partir de productos de fisión y elementos de caparazón, y U puro y Los compuestos de Pu están aislados. Luego, el dióxido de plutonio PuO 2 resultante se envía a la fabricación de nuevos núcleos, y el uranio se usa para la fabricación de núcleos o para el enriquecimiento con 235 U.
El procesamiento y la regeneración de sustancias altamente radiactivas es un proceso complejo y costoso. Una vez extraídas de los reactores, las barras de combustible se conservan durante varios años (normalmente de 3 a 6 años) en instalaciones de almacenamiento especiales. Las dificultades también son causadas por el procesamiento y eliminación de desechos no aptos para la regeneración. El coste de todas estas medidas tiene un impacto significativo en la eficiencia económica de las centrales nucleares.
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