До Я. р відносяться такі нукліди, к-які при взаємодії з нейтронами діляться з випусканням не менше двох нейтронів і, крім того, мають ядерно-фіз. властивостями, що забезпечують створення критичної маси в реальних геом. розмірах активної зони реактора. Вимогам, що пред'являються до Я. р задовольняють парному-непарні ядра актиноидов (з парним числом протонів і непарним числом нейтронів), в т. Ч. Природний ізотоп 235 U, мистецтв. ізотопи 233 U, 239 Pu, 241 Pu, 243 Рu, к-які діляться в усьому спектрі енергій нейтронів, починаючи з теплових, і здатні створювати ланцюгові реакції поділу. Парному-парні ядра актиноидов (природні ізотопи 238 U, 232 Th, мистецтв. Ізотопи 232 U, 234 U, 236 U, 240 Pu, 242 Pu і ін.) Можуть ділитися тільки на нейтронах з енергією 1 МеВ і більше. Використовуючи ці ізотопи, неможливо створити ланцюгову реакцію внаслідок низьких ймовірності розподілу і пор. виходу нейтронів. Однак в процесі ній-. тронного захоплення ці ядра здатні перетворюватися в діляться ізотопи. Т. о. відкривається реальна можливість в про з п р про і із в про буд з тонн на а Я. р і повернення його в паливний цикл (замкнутий паливний цикл).
Наїб. значення для програвання ва Я. р мають природні ізотопи 238 U і 232 Th (рис. 1), к-які при поглинанні нейтронів утворюють неіснуючі в природі ізотопи 239 Рu і 233 U (про б про р про т н о в и Я . м). Природний уран в осн. складається з 238 U і лише на 0,714% по масі з ізотопу 235 U. Природний торій складається практично повністю з 232 Th. Як вихідний матеріал для програвання ва Я. р ізотопи 238 U і 232 Th отримали назв. "Паливної сировини". Ефективність програвання ва Я. р визначається коеф. програвання ва Кв. рівним відношенню кількості відтворених Я. р до кол-ву "вигорілого" за той же час і істотно залежать від нейтронного енергетичних. спектра реактора. У реакторах на теплових нейтронах Кв не перевищує 0,5-0,8. Підвищити кількість використаного природного урану за рахунок програвання ва в теплових реакторах можливе не більше ніж на 2% по масі. У реакторах на швидких нейтронах Кв> 1, що забезпечує розширене воспро-з-під Я. р і практично повне використання всього видобутого урану, а в майбутньому і торію (див. Реактор-розмножувач).
Мал. 1. Ланцюжки перетворень 238 U - 239 Pu і 232 Th - 233 U.
При розподілі ядер актиноидов виділяється енергія 200 МеВ на один акт поділу. Ця енергія розподіляється між розлітаються осколками ядра і виникаючими частинками. Ок. 90% енергії (кінетичної. Енергія осколків і частинок) перетворюється в теплову. В результаті поділу 1 г 235 U виділяється 1 МВт. добу енергії. Енергетичних. еквівалент 1 г плутонію відповідає 1 т нафти.
Торій (232 Th) як сировинний матеріал для отримання діляться ядер 233 U поки не знайшов застосування по дек. причин: 232 Th не утворює багатих родовищ, технологія його вилучення з руд складніше; крім того, 232 Th поряд з 233 U дає ізотоп 232 U, к-рий при розпаді утворює g-активні ядра (212 Bi, 208 Tl), що погіршують радиац. властивості Я. р (рис. 2).
Ядерне паливо. Я. р в чистому вигляді в ядерному реакторі використовуватися не може через низьку темп-ри плавлення. хім. активності, корозійної нестійкості, високого уд. енерговиділення і ін. причин. Речовина, що містить діляться нукліди і розміщується у вигляді сердечників тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) в активній зоні реактора, наз. я д е р н и м т о п л і в о м. Воно являє собою радіаційно і хімічно стійку композицію. Горюча компонента в паливі складає порівняно невелику частину.
Мал. 2. Ланцюжок радіоактивного розпаду 232 U.
За хім. складом паливо може бути металевим (U, Pu, сплави) або керамічним, з використанням стійких в реакторних умовах хім. з'єднань (оксиди, карбіди, нітриди і ін.). За ступенем зростання коеф. програвання ва ядерне паливо розташовується в слід. порядку: (U, Pu) O2. (U, Pu) C, (U, Pu) N, сплави. Переваги керамич. палива: висока темп-pa плавлення, сумісність з матеріалами оболонок ТВЕЛів і теплоносієм. До недоліків відносяться більш низька теплопровідність в порівнянні зі сплавами, підвищене поглинання нейтронів, низька міцність і ін. В табл. наведені нек-риє властивості паливних матеріалів при кімнатній темп-ре.
Наїб. широке застосування отримало діоксидний паливо. У реакторах з жідкометалліч. охолодженням представляється оптимальним використання нітрідная уранового і уран-плутонієвого палива. Вивчається також можливість використання металеві. палива у вигляді сплаву U-Pu-Zr і ін. Паливо в ТВЕЛах, як правило, гомогенне. Іноді застосовується т. Зв. дисперсійне, або матричне, паливо, коли крупиці палива (частіше у вигляді кераміки) включаються в матрицю з інертного (не ділиться) розчинника, що володіє хорошими ядерними і механічними властивостями і прийнятною теплопровідністю.
Істотний вплив на ресурс роботи палива та ТВЕЛів надають нерівномірність енерговиділення в активній зоні, що визначається спотворенням нейтронних полів, внесеним регулюючими стрижнями (перехідні потужності режими) і витоком нейтронів з обсягу активної зони реактора, а також "вигорання" Я. р відповідне масового накопичення осколків в паливі.
"Вигорання" Я. р досягає 2-6% по масі в реакторах на теплових нейтронах і більше 10% - в реакторах на швидких нейтронах. Воно призводить до істотної зміни властивостей палива: виникає зашлаковиваніе високопоглощающімі нейтрони нуклідами, що носить нестаціонарний характер, змінюється кристалічної. структура палива, знижується темп-ра плавлення, змінюються теплофізичних. і міцності і т. д. Накопичення і вихід з палива хім. активних легколетких елементів призводять до деградації властивостей матеріалів ТВЕЛів. У металеві. паливних композиціях накопичуються осколки входять в кристалічних. грати за типом заміщення або впровадження з наступним виділенням надлишкових фаз. При розподілі ядер елементів, пов'язаних в хім. з'єднання, звільняються відповідно О2. З, N2. 3/4 з яких брало, з'єднуючись з осколковими елементами, можуть переходити в твердий розчин паливної матриці з наступним виділенням надлишкових фаз. Особливу роль відіграють газові осколкові елементи - ксенон і криптон, що створюють у міру накопичення значить. надлишковий тиск в порах паливного матеріалу і під оболонкою ТВЕЛ. В результаті цих процесів відбувається загальне "розпухання" паливного матеріалу приблизно від 0,4 до 2,5% на 1% вигорілих актиноидов в залежності від умов опромінення і типу паливної композиції.
Нерівномірність енерговиділення, нестационарен. потужності режими, формозміна і деградація властивостей паливних матеріалів - осн. явища, що визначають допустимий рівень напруги в оболонках і ресурс роботи палива та ТВЕЛів. Дисперсійні металлокераміч. і керметні паливні композиції дозволяють підвищити ресурс "працездатності" ТВЕЛів.
Замкнутий ядерний паливний цикл. До числа осн. підприємств ядерного паливного циклу крім специализир. транспорту відносяться рудники і рудоперерабативающіе заводи, произова поділу ізотопів урану, произова ТВЕЛів і тепловиділяючих збірок (ТВЗ) з природного і оборотного пального, ядерні енергетичних. реакторні установки, радіохіт. заводи з переробки відпрацьованих ТВЕЛів і палива і фракціонування радіоізотопів в відходах радіохіт. вироб-в, установки затвердіння відходів тимчасового контрольованого зберігання, могильники (рис. 3).
Мал. 3. Урановий і уран-плутонієвий замкнутиеядерние паливні цикли.
1%) - малі актиноїди та деякі осколки, напр. 99Тс, 129 I, 150 Gd з періодами напіврозпаду від десятків до сотень тис. Років і більше - довго зберігають високу радіоактивність і не можуть бути поховані в геол. формації Землі. Такі радіонукліди підлягають вилученню при фракціонуванні відходів і перетворення (трансмутації) в діляться або короткоживучі ізотопи шляхом опромінення в спец. ядерних реакторах. Використання реакторів на швидких нейтронах дозволяє досить повно "випалювати" все актиноїди, а також знищувати актиноїди, що накопичуються в реакторах на теплових нейтронах, внаслідок еф. перетворення їх в діляться нук-ліди.
Регенеріруемий в замкнутому паливному циклі уран при багаторазовому використанні накопичує в помітних кол-вах ізотопи 234 U, 236 U (баласт), що знижують ядерні характеристики палива, і 232 U, який передбачає погіршення стану його радиац. властивості. Відновлення експ. характеристик регенерованого урану можливо шляхом поділу ізотопів з подальшою трансмутація баластних.