Все реакторы ядерного деления работают на топливе, содержащем уран и другие изотопы, однако подать такое топливо чуть сложнее, чем подвезти самосвал урановой руды и высыпать её в реактор. Хотя ядерный распад настолько прост, что может происходить без вмешательства человека, как мы могли убедиться на примере природных ядерных реакторов Окло, задача промышленного реактора — создание цепной ядерной реакции деления, нацеленной на высокий уровень сгорания (степень распада) с как можно более стабильным выделением энергии.

Каждая конструкция реактора рассчитана на определённые нюансы загружаемых в него топливных элементов. Такими нюансами могут быть степень обогащения делящихся изотопов наподобие U-235, плотность топливных таблеток, расстояние между топливными элементами, содержащими эти таблетки, конфигурация топливных элементов, регулирующих и замедляющих элементов и так далее.

Поэтому в современных легководных и тяжеловодных реакторах, реакторах на быстрых нейтронах, высокотемпературных реакторах и других есть собственные предпочтения в топливе. Для новых конструкций реакторов перспективным топливом стало металлическое высокопробное низкообогащённое урановое топливо (high-assay low-enriched uranium, HALEU). Давайте разберёмся, что же входит в рецепты таких видов топлива.

▍ Сбор ингредиентов

Урановая руда

Сырьё ингредиентов обычно добывается из недр земли. Относительно новой технологией стало добывание урана из морской воды. Среди стран с наибольшим количеством доступной для добывания урановой руды находятся Австралия (28%), Казахстан (15%) и Канада (9%), причём в Канаде добывается самая высококачественная руда. Обычно сырьё, получаемое из урановых рудников, представляет собой оксид урана U₃O₈, содержащий примерно 85% урана. Следующий этап переработки зависит от того, нужно ли обогащать уран, то есть нужно ли увеличивать количество делящегося вещества (U-235) по сравнению с количеством, находящимся в руде.

На заводе по производству ядерного топлива исходный природный уран находится в одном из двух видов: или гексафторид урана (UF₆), или триоксид урана (UO₃). Гексафторид получается вследствие обогащения. Прежде чем материал будет превращён в топливные таблетки, вещество необходимо преобразовать в диоксид урана (UO₂). Обычно используют керамические топливные таблетки, гораздо реже — металлические типы топлива (например, ZrU), которые использовались в некоторых реакторах до 1980-х. Основное преимущество керамических таблеток UO₂ заключается в высокой температуре плавления (2865 °C), что удобно для высокотемпературных сред ядерного реактора.

Процесс изготовления топлива (источник: Всемирная ядерная ассоциация)

Керамические топливные таблетки изготавливаются под давлением в несколько сотен МПа, после чего спекаются при температуре 1750 °C в бескислородной атмосфере (обычно это аргоно-водородная смесь). Последний этап — механическая обработка спечённых таблеток. Таким образом они получают точные размеры, необходимые для вставки в топливные элементы. Все остатки материала возвращаются на предыдущие этапы процесса изготовления таблеток. Для большинства типов реакторов диаметр и длина таких таблеток составляют приблизительно 1 см.

Интересным дополнением к некоторым таблеткам может быть сгораемый поглотитель нейтронов, например, гадолиний (в виде оксида). Он добавляется для удаления нейтронов на ранних этапах топливного цикла, что позволяет снизить реактивность и увеличить срок службы топлива. Чаще всего, в качестве сгораемого поглотителя добавляется диборид циркония в виде тонкого покрытия таблеток. Он используется в большинстве реакторов США, в том числе в AP1000 (и их различных версиях), а также в Китае.

▍ Упаковка

Схематическое изображение кассеты тепловыделяющих элементов ВВЭР (источник: Mitsubishi Nuclear Fuel)

Сами топливные элементы обычно изготавливаются из циркониевого сплава, обладающего следующими полезными свойствами: высокая температура плавления, высокая стойкость к химической коррозии, вибрациям и физическим воздействиям. Кроме того, такие сплавы, по сути, «прозрачны» для нейтронов, то есть практически не влияют на цепную ядерную реакцию деления в реакторе. Такие топливные элементы содержат большое количество отдельных керамических топливных таблеток. После заполнения таблетками топливные элементы промываются и заполняются гелием под давлением в несколько МПа. В пространство, оставшееся между концом элемента и топливными таблетками, обычно вставляется пружина, обеспечивающая прижатие таблеток.

Затем эти отдельные элементы закрепляются в стальной раме, позволяющей управлять отдельными типами элементов (топливными, замедлительными, пустыми отверстиями) в соответствии с потребностями целевого реактора. В случае обычного реактора типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) такие кассеты тепловыделяющих элементов обычно имеют высоту 4-5 м и ширину 20 см. Для ВВЭР на 1 ГВт требуется примерно двести таких кассет, содержащих примерно 18 миллионов таблеток. В западных реакторах кассеты обычно прямоугольные, а в российских ВВРЭ используются шестигранные кассеты. Впрочем, их форма не влияет на принцип работы.

При перезаправке ВВЭР извлекается лишь около трети или четверти кассет, заменяемых свежими кассетами, а оставшиеся перераспределяются для оптимизации работы реактора и равномерного сгорания старых и новых кассет.

Второй по популярности конструкцией ядерных реакторов является кипящий водо-водяной реактор (КВВР), который, как понятно из названия, напрямую кипятит воду для создания пара, а не использует петлю первого контура под давлением, как ВВЭР. Хотя КВВР не могут достичь того же уровня эффективности, как ВВЭР, они гораздо лучше справляются с работой в режиме следования за нагрузкой, поскольку вода подаётся в каналы, идущие через кассеты тепловыделяющих элементов. Так как вода одновременно используется и как замедлитель, и как охладитель, изменение подаваемого потока меняет вырабатываемую энергию.

Тепловыделяющие сборки ТВР (источник: Всемирная ядерная ассоциация)

Кроме того, кассеты тепловыделяющих элементов КВВР имеют множество других существенных отличий от кассет ВВЭР, но ни одно из них не настолько значительное, как у кассет канадского тяжеловодного реактора (ТВР) CANDU. В таком типе ядерных реакторов используется не лёгкая (H₂O), а тяжёлая вода (D₂O), в которой вместо атомов водорода находятся более тяжёлые атомы дейтерия. Это отличие позволяет использовать в ТВР необогащённое урановое топливо, которое собирается в короткие сборки, загружаемые в топливные каналы реактора. Такие загрузка и выгрузка могут выполняться, даже когда реактор работает на полную мощь, при этом выгрузка выполняется с другого конца топливного канала. Это значит, что ТВР не нужно останавливать для перезаправки или перераспределения топлива.

ТВР — самые гибкие из современных реакторов, они способны работать на необогащённом природном уране, обогащённом уране, смешанном оксиде и других видах топлива, например, на тории. Они имеют схожие черты с советскими реакторами РБМК, которые благодаря использованию в качестве замедлителей графитовых стержней тоже способны работать на необогащённом уране, однако ТВР существенно более универсальны.

▍ Экзотический вкус

Реактор на быстрых нейтронах БН-800, Белоярск

Поскольку практически все работающие сегодня в мире ядерные реакторы являются легководными (например, ВВЭР и КВВР) или ТВР (например, большинство канадских реакторов), основные объёмы ядерного топлива производятся в виде топлива для ВВЭР, КВВР или ТВР, однако существуют и более экзотические реакторы, которые тоже требуют совершенно иных видов топлива. Одними из таких реакторов являются реакторы на быстрых нейтронах (РБН), требующие собственной стратегии заправки. Обычно в РБН используются понятия областей «радиоактивных зёрен» и «бланкета». При этом области радиоактивных зёрен имеют высокую реактивность и производство нейтронов. Нейтроны из областей зёрен захватываются воспроизводящими изотопами в областях бланкета, которые превращаются в делящиеся.

Топливо для РБН нарушает привычный цикл уранового топлива (добыча-деление-утилизация): отработанное топливо легководных реакторов содержит существенные объёмы воспроизводящих изотопов, которые можно превратить в ядерное топливо, потребляемое РБН, а также в свежее топливо для легководных реакторов. Это частично пересекается с традиционной переработкой отработанного топлива легководных реакторов, при которой извлекаются уран и плутоний. В дальнейшем их можно использовать в смешанном оксидном уран-плутониевом топливе (МОКС-топливе). В свою очередь, МОКС-топливо отличается от топлива РЕМИКС, в котором смешиваются переработанные виды отработанного топлива с низкообогащённым ураном.

Однако общим для всех этих видов топлива является то, что они предназначены для реакторов, работающих на довольно умеренных температурах. Самые современные исследования сосредоточены на высокотемпературных видах топлива, которые должны использоваться в высокотемпературных реакторах, работающих при температурах от 750 до 950 °C и использующих в качестве охладителя гелий. В китайском реакторе HTR-PM и расположенном в США Xe-100 (проект компании X-energy) используются сферические топливные элементы, образующие конфигурацию «галечный слой», благодаря чему процедура загрузки и выгрузки топлива становится ближе к той, которая применяется в ТВР. Китай стремится использовать действенную конструкцию HTR-PM в конфигурации HTR-PM600 (комбинация из трёх реакторов по 200 МВт), способной заменить котлы на угольных электростанциях, что в случае успеха существенно увеличит спрос на этот вид топлива.

▍ HALEU

В урановом топливе много энергии, нужно только до неё добраться

Наблюдательные читатели могли заметить, что за последние годы в США появилось много стартапов в сфере ядерной энергетики, заявивших о разработке новых конструкций реакторов. Многие из них требуют так называемого металлического высокопробного низкообогащённого уранового (HALEU) топлива. В то время как современные реакторы деления США работают на топливе, обогащённом до 5%, HALEU обогащено до 5-20%, что позволяет создавать более компактные конструкции, повышать эффективность и увеличивать время между перезаправками. Это можно сравнить с небольшими реакторами в американских подводных лодках, работающими на обогащённом более чем на 90% топливе U-235, что позволяет им функционировать до перезаправки 20-25 лет. U-235 с обогащением выше 20% считается «высоконасыщенным» (high-enriched, HEU).

Поскольку для обогащения урана требуется определённый уровень производственных мощностей, которого на данный момент не существует, промышленности приходится активно догонять потребности. Это привело, например, к тому, что TerraPower объявила о задержке запуска её первого малого натриевого реактора. Ранее крупнейшим поставщиком HALEU была Россия, но после начала военной операции в Украине промышленности США пришлось полагаться на внутренние мощности, которые сейчас стремительно развиваются.

Теперь вам должно быть понятно, что существует огромное разнообразие видов ядерного топлива и способов его применения. К этому можно прибавить и новые реакторы четвёртого поколения. Учитывая растущую потребность в надёжной низкоуглеродной энергии, похоже, основная задача заключается в извлечении максимального количества энергии из каждого грамма добытого урана.

Играй в нашу новую игру прямо в Telegram!