Sobota, 24 října
Shadow

Typy jaderného paliva

 

Hnací silou jaderných reaktorů je přeměna energie obsažené v jaderném palivu, jehož nejdůležitější složkou je štěpný materiál (v přírodě se nacházející izotop 235U; a izotopy 239Pu a 233U vznikají radiačním záchytem neutronu na 238U, respektive 232Th). Při štěpení se uvolňuje velké množství využitelné tepelné energie. Štěpný materiál proto musí být schopen snášet vysoké provozní teploty a prostředí intenzivního neutronového záření. Struktura jaderného paliva musí po celou dobu, jeho existence (výroba, manipulace, provoz, uložení), zachovávat tvar a integritu paliva a tím zabraňovat úniku štěpných produktů do chladiva. Jaderné palivo se nesmí roztavit a musí být schopno zadržet produkty štěpení. Mělo by mít vysokou tepelnou vodivost a malý účinný průřez pro parazitní absorpci neutronů. Mělo by být korozivzdorné a nemělo by být drahé ani jedovaté. [1] [2] [3]

palivove prostredi
Obrázek 1: Palivové prostředí (Zdroj: INL.gov)

Oxidická keramika – UO2

Nejrozšířenější podoba jaderného paliva je keramická peleta oxidu uraničitého (UO2, v některých reaktorech lze použít i směsné oxidické palivo MOX, mixed oxide fuel, tj. směs oxidů uraničitého a plutoničitého). Výhody oxidické keramiky jsou: vysoká teplota tání, teplotní stabilita (až do teploty tání nevykazuje žádné fázové změny), dobře zadržuje štěpné produkty, je velmi dobře korozně odolná, a radiačně stabilní. Nevýhodou je nízká hustota štěpných jader, nízká tepelná vodivost, nízká odolnost vůči rychlým teplotním změnám, a křehkost. Vlastnosti, které ovlivňují chování paliva z UO2 jsou hustota, porozita (tvar pórů, velikostní rozložení), stechiometrický poměr kyslíku a uranu, štěpením způsobené zhušťování (změna hustoty) a restrukturalizace.

peleta z UO2
Obrázek 2: Peleta z UO2 (IAEA.org)

Podoba keramických pelet je pro většinu reaktorů velmi podobná – v průměru mají 1-2 cm a jejich výška lehce přesahuje 1 cm. Oxidické keramické palivo můžeme nalézt u reaktorů uvedených v Tabulce 1. S výjimkou paliva do PHWR, kde se využívá především přírodní, neobohacený uran (0,7 % 235U), se ve výše zmíněných typech energetických reaktorů využívá nízko obohacený uran (do 5 % 235U, LEU, low-enriched uranium). [1] [3] [4]

chovani paliva pri ozarovani
Obrázek 3: Chování paliva při ozařování (INL.gov)

Tabulka 1 Přehled reaktorů využívajících oxidické keramické palivo:

PWR pressurized water reactor tlakovodní reaktor západního typu
PHWR pressurized heavy-water reactor těžkovodní reaktor s tlakovými kanály
VVER vodo-vodjanoj energetičeskij reaktor tlakovodní reaktor východního typu

 

BWR boiling water reactor varný reaktor
AGR advanced gas-cooled reactor zdokonalený plynem chlazený reaktor
RBMK reaktor bolšoj moščnosti kanalnyj reaktor s varnými kanály

 

 

interakce mezi palivem a pokrytim
Obrázek 4: Interakce mezi palivem a pokrytím (Zdroj: INL.gov)

 

Palivo rychlých reaktorů (FBR, fast breeder reactors)

Palivo rychlých reaktorů, kde se primárně využívá energie rychlých neutronů, se skládá zejména z 239Pu či vysoce obohaceného uranu (20-30 % 235U, HEU, highly enriched uranium). Absorpcí neutronu štěpitelného 238U za provozu vzniká spotřebovávané 239Pu. Palivo rychlých reaktorů může existovat ve více chemických formách – standardní oxidická keramika (UO2), směsná oxidická keramika (MOX), standardní či směsná nitridická či karbidická keramika, nebo kovové struktury. [1] [3] [4]

 

Palivo vysokoteplotních reaktorů

Pracovní teplota vysokoteplotních reaktorů (HTR – high temperature reactor) se pohybuje mezi 750 °C a 950 °C. Palivem těchto reaktorů jsou TRISO (tristructural isotropic) částice, jejichž průměr je menší než 1 mm. Každá částice má jádro (cca 0,5 mm) z UO2 (či oxykarbidu uranu) obohaceného do 20 % 235U. Toto jádro je obaleno 3 vrstvami materiálů: vnitřní a vnější vrstvou pyrolytického uhlíku a mezivrstvou karbidu křemíku, které zadržují štěpné produkty uvnitř částice i za vysokých teplot. TRISO částice jsou rozptýlené v grafitové matrici, která může mít podobu šestihranných hranolových bloků nebo koulí. HTR může využívat i palivo na bázi thoria, tj. vysoko či nízko obohacený 235U s ThO2, 233U s ThO2 nebo PuO2 s ThO2 (většina zkušeností s palivy na bázi thoria pochází právě z HTR). [3] [4]

palivova koule obsahujici TRISO castice
Obrázek 5 Palivová koule obsahující TRISO částice (Zdroj: TRISO-Coated Particle Fuel Performance in Comprehensive Nuclear Materials, ed. R. J. M. Konings)

  

Kovová paliva

V současné době se kovová paliva v jaderné energetice již nevyužívají. Používala se v britských reaktorech typu Magnox a ve dvou amerických FBR. Jejich nevýhodou je nízká teplota tání, ve srovnání s oxidickou keramikou (2865°C) pouze (1132 °C). Další negativní vlastností kovového paliva jsou objemové změny, které probíhají při teplotním přechodu do jiné alotropické modifikace s rozdílnou krystalovou mřížkou, což má za následek cyklický růst kovového paliva v jednom směru (většinou v axiálním, z důvodu preferované orientace kovových krystalů). Dále je třeba vzít úvahu i radiační růst uranu v důsledku ozařování a rovněž jeho napuchání. U kovových paliv je obecným nedostatkem jejich rozměrová nestabilita projevující se při růstu teplot, ozařování i při reakci s určitými látkami (CO2 či vodou). V porovnání s keramikou mají výrazně lepší tepelnou vodivost a vyšší hustotou jader štěpného materiálu.

Objemové změny kovového paliva se mohou částečně zmírnit legováním určitými prvky, jako jsou např. molybden, hliník, zirkonium, křemík, hořčík, aj. Tento typ jaderného paliva zpravidla neprochází fází obohacování, proto by měl být obsah legur, které mohou paraziticky absorbovat neutrony, co nejnižší (to neplatí pro palivo FBR). [3] [4]

palivove elementy reaktoru typu Magnox
Obrázek 6: Palivové elementy reaktoru typu Magnox (Sellafieldsites.com)

 

Paliva výzkumných reaktorů

Z pohledu jaderné energetiky jsou paliva výzkumných reaktorů nevýhodná kvůli jejich nízké hustotě štěpných jader a vysoké parazitické absorpci neutronů v nosné matrici. Pro výzkumné reaktory je ale žádoucí vysoký neutronový tok (např. pro výzkum ozářených materiálů, či produkci izotopů) a nikoli vysoké teploty jako u keramických pelet klasického paliva velkých energetických reaktorů, a proto se u nich často využívá tzv. rozptýlené palivo ve formě tenkých desek (přímých či prohnutých) nebo ve formě koncentrických trubek čtvercového průřezu.

deskove palivo
Obrázek 7: Deskové palivo (Zdroj: INL.gov)

Rozptýlené palivo může tvořit keramická či dvoufázová kovová slitina (kovový uran a slitiny uranu s hliníkem, zirkoniem či křemíkem), ve které je štěpná fáze v podobě kovového uranu či práškového UO2 nebo UC, která prošla konverzí na malé částice (> 0,1 mm), rozptýlena. Kovová matrice je zvolena tak, aby měla lepší fyzikální a mechanické vlastnosti než samotné palivo. Výzkumné reaktory pracují s palivem o vyšším obohacení (obvykle do 20 % 235U, ale některé používají i 93 % 235U). [1] [2] [3] [4]

palivo LVR-15
Obrázek 8 Palivo LVR-15 (Zdroj: CVRez.cz)

 

Další keramická paliva (karbidy, nitridy)

Výhodou nitridických a karbidických paliv je, ve srovnání s oxidickou keramikou, lepší tepelná vodivost a vyšší hustota štěpných jader (lepší stechiometrický poměr uhlíku, resp. dusíku, a uranu), což umožní delší intervaly mezi výměnou paliva. Nedochází u nich k restrukturalizaci. Nevýhodou je větší míra napuchání.

Zprvu se zkoumalo využití karbidické keramiky v rychlých reaktorech chlazených tekutými kovy, nyní se karbidická keramika uplatňuje např. v TRISO částicích. Karbidy sice mají větší hustotu štěpných jader než oxidy, ale na druhé straně reagují s vodní párou, a proto se s práškem či peletami karbidů uranu musí manipulovat v suché inertní atmosféře rukavicových boxů. Obecně jsou více chemicky reaktivní, méně korozně odolné a ve srovnání s oxidy uranu mají nižší teplotu tavení.

Nitridy mají ještě o něco větší hustotu štěpných jader než karbidy. Kvůli snížení parazitní absorpce neutronů se používá dusík obohacený o izotop 15N (použitím izotopu 14N, který se v přírodě nachází v 99,6 %, by se rovněž generoval radioaktivní 14C), což zvyšuje náklady na výrobu takového paliva. [3] [4]

 

Paliva s inertní maticí

Hlavním úkolem paliv s inertní matricí (IMF, inert matrix fuel) je likvidace plutonia a redukce minoritních aktinidů. Paliva IMF se skládají z nosné neutronově transparentní matrice a štěpného materiálu. Aniž by ji tvořil uran, má inertní matrice v palivu stejnou úlohu jako 238U v klasickém nízko obohaceném jaderném palivu bez toho, že by v ní docházelo k záchytu neutronů. Měla by se vyznačovat vysokou teplotou tavení, dobrou tepelnou vodivostí, nízkou rozpustností v chladivu, dobrými mechanickými vlastnostmi a vysokou hustotou. V rámci IMF rozlišujeme homogenní a heterogenní uspořádání štěpných izotopů a k nim odpovídající typ matrice. Pro homogenní IMF to jsou pevné roztoky (eutektika či slitiny), pro heterogenní uspořádání pak keramika v keramice (cercer), keramika v kovu (cermet) nebo kov v kovu (metmet). V současné době probíhá vývoj IMF v Kanadě (IMF na bázi SiC pro místní PHWR CANDU reaktory), Francii, Japonsku a Rusku (U-Th cermet paliva pro VVER reaktory). [5]

 

Kapalná paliva

Výzkum kapalných paliv probíhal již v 50. a 60. letech 20. století s cílem vyvinout pohon pro letadla (např. projekt ARE). Snahou bylo získat roztok či suspenzi nejprve uranu ve vodě, poté uranu v roztaveném kovu či slitině, který by se dal jednoduše přepracovat a u něhož by byly eliminovány problémy s radiačním napucháním, růstem a hromaděním plynných produktů štěpení. Nejlepším řešením je fluorid uraničitý rozpouštěný ve fluoridové soli, nejčastěji ve směsi fluoridu lithného a berylnatého (FLiBe), nebo směsi fluoridu lithného, sodného a draselného (FLiNaK). Výhodami tohoto řešení jsou vyšší provozní teploty a s nimi spojená vyšší dosažitelná účinnost a provoz za atmosférického tlaku. Palivo by bylo zároveň i chladivem, což by umožňovalo rychlé vypuštění kapalné směsi do nádrže (zastavení štěpné řetězové reakce díky podkritičnosti směsi mimo aktivní zónu reaktoru), a průběžné odstraňování štěpných produktů. Nevýhody jsou následující: silná koroze způsobená fluoridovými solemi, palivo i štěpné produkty proudící v celém primárním okruhu, nutnost při najíždění reaktoru vyhřívat potrubí, kterým kapalné palivo proudí, technické problémy s vývojem homogenních reaktorů, ekonomická stránka celého projektu. Reaktor s kapalným palivem byl úspěšně provozován v rámci projektu MSR (molten salt reactor) v americké Národní laboratoři Oak Ridge (Oak Ridge National Laboratory). [3] [4]

Andrea Forejtová

 

Zdroje:

[1] World-nuclear.org

[2] NRC.org

[3] Berger F. P.. Nuclear materials and fuel elements. Lectures given at ČVUT Prague in March 1992.

[4] Frost Brian R. T.. Nuclear fuel elements. Design, fabrication and performance. Pergamon Press: Oxford, 1982.

[5] Viability of inert matrix fuel in reducing plutonium amounts in reactors. Vienna: International Atomic Energy Agency, IAEA-TECDOC-1516, August 2006, ISBN 92–0–110506–1.

 

Tento článek byl napsán ve spolupráci se studenty oboru Jaderná energetická zařízení Fakulty strojní ČVUT v Praze.

2 Comments

Napsat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *

Tato stránka používá Akismet k omezení spamu. Podívejte se, jak vaše data z komentářů zpracováváme..