Оригиналът е на Maya Posch
Всички ядрени реактори работят с гориво, съдържащо уран и други изотопи, но подаването на това гориво е малко по-сложно от това да доставиш камион с уранова руда и да я изсипеш в реактора. Въпреки че ядреното делене е толкова просто, че може да се осъществи без човешка намеса, както се вижда от естествените ядрени реактори на Окло, задачата на един промишлен реактор е да създаде верижна реакция на ядрено делене, която има за цел да постигне високо ниво на изгаряне (степен на разпад) с възможно най-стабилно освобождаване на енергия.
Всяка конструкция на даден реактор е проектирана с определени нюанси на горивните елементи, които се зареждат в него. Тези нюанси могат да включват степента на обогатяване на делящите се изотопи, например U-235, плътността на горивните пелети (таблетки), разстоянието между горивните елементи, съдържащи пелетите, конфигурацията на горивните елементи, елементите за регулиране и забавяне на реакцията и т.н.
Ето защо съвременните ядрени реактори с лека вода, реактори с тежка вода, реактори с бързи неутрони, високотемпературни реактори и т.н. имат собствени предпочитания към горивото. При най-новите конструкции на ядрените реактори металното гориво с високо съдържание на нискообогатен уран (high-assay low-enriched uranium, HALEU) се превърна в едно наистина многообещаващо гориво. Нека да разгледаме какво се влага в състава на всичките тези горива за ядрени реактори.
Съставките
Суровините за съставките обикновено се извличат от земята. Извличането на уран от морската вода е сравнително нова технология. Страните с най-много уранова руда за добив са Австралия (28%), Казахстан (15%) и Канада (9%), като в Канада се добива най-качествената руда. Обикновено суровината от урановите мини е урановият оксид U3O8, който съдържа около 85% уран. Следващият етап на преработка зависи от това дали уранът трябва да бъде обогатен, т.е. дали количеството на делящия се материал (U-235) трябва да бъде увеличено в сравнение с количеството в рудата.
В завода за производство на ядрено гориво първоначалният природен уран е в една от двете форми: уранов хексафлуорид (UF6) или уранов триоксид (UO3). Хексафлуоридът се получава чрез обогатяване. Преди материалът да бъде превърнат в горивни пелети, той трябва да се превърне в уранов диоксид (UO2). Обикновено се използват керамични горивни пелети, много по-рядко метални видове гориво (например ZrU), които са били използвани в някои реактори преди 80-те години на миналия век. Основното предимство на керамичните UO2 пелети е високата температура на топене (2865 °C), която е удобна за работа във високотемпературни ядрени реактори.
Керамичните горивни пелети, често пъти наричани и гранули, таблетки, топчета и т.н., се произвеждат под налягане от няколкостотин МРа и след това се изпичат при температура 1750 °C в безкислородна атмосфера (обикновено смес от аргон и водород). Последният етап е механичната обработка на изпечените таблетки. Така те получават точните размери, необходими за вграждане в горивните клетки. Всички остатъчни материали се връщат в някой от предишните етапи на процеса на производство на таблетките. За повечето типове реактори тези таблетки са с диаметър и дължина приблизително 1 cm.
Интересна добавка към някои таблетки може да бъде изгарящият неутронен абсорбер, например гадолиний (като оксид). Добавя се, за да се отстранят неутроните в началото на горивния цикъл, като по този начин се намалява реактивността и се увеличава животът на горивото. Най-често като горивен абсорбер се добавя циркониев диборид под формата на тънко покритие от таблетки. Използва се в повечето американски реактори, включително AP1000 (и различните му версии), както и в Китай.
Опаковането
Самите горивни елементи обикновено са изработени от циркониева сплав, която има следните полезни свойства: висока температура на топене, висока устойчивост към химична корозия, вибрации и физични въздействия. Освен това тези сплави са по същество „прозрачни“ за неутроните, което означава, че те на практика не оказват влияние върху верижната реакция на ядреното делене в реактора. Тези горивни елементи съдържат голям брой отделни керамични таблетки. След като се напълнят с таблетки, горивните елементи се промиват и се пълнят с хелий при налягане от няколко МРа. Обикновено в пространството, оставено между края на клетката и горивните гранули, се поставя пружина, за да се гарантира, че гранулите са плътно притиснати една към друга.
След това тези отделни елементи се закрепват в стоманена рамка, която дава възможност да се контролират отделните типове елементи (гориво, забавител на неутроните, празни отвори) в зависимост от нуждите на целевия реактор. В случай на конвенционален реактор от типа pressurized water reactor (PWR) – тоест ВВЕР ,тези касети с горивни елементи обикновено са високи 4-5 м и широки 20 см. За ВВЕР ректор с мощност 1 GWe са необходими приблизително двеста такива касети, съдържащи около 18 милиона таблетки. В западните реактори касетите обикновено са правоъгълни, докато в руските ВВЕР реактори се използват шестоъгълни касети. Формата им обаче не влияе на принципа на действие.
При презареждането на ВВЕР реакторите само около една трета или една четвърт от касетите се изваждат и заменят с нови, а останалите се преразпределят, за да се оптимизира работата на реактора и да се осигури равномерното изгаряне на старите и новите касети.
Вторият най-популярен дизайн на ядрен реактор е реакторът с кипяща вода (Boiling water reactor, BWR), който, както подсказва името, директно кипва водата, за да създаде пара, без да използва първичен контур под налягане като PWR. Макар че ВВЕР реакторите не могат да постигнат същото ниво на ефективност като реакторите PWR, те се справят много по-добре с контрола на товара, тъй като водата се подава в каналите, които минават през касетите с горивни елементи. Тъй като водата се използва едновременно като забавител и охладител, промяната в подавания поток променя произведената енергия.
Освен това касетите на горивните елементи на PWR реакторите имат редица други съществени разлики от тези на ВВЕР реакторите, но нито една от тях не е толкова съществена, колкото е при касетките на канадския тежководен реактор (HWR) CANDU. В този тип ядрени реактори се използва тежка вода (D2O) вместо лека вода (H2O), в която вместо водородни атоми има по-тежки деутериеви атоми. Тази разлика позволява използването на необогатено ураново гориво, което се сглобява във вид на къси касети, за да се зареди в горивните канали на реактора. Подобно зареждане и разреждане може да се извършва дори когато реакторът работи на пълна мощност, като разреждането се извършва в другия край на горивния канал. Това означава, че не е необходимо спирането на ядрения реактор, за да се извърши зареждане или преразпределяне на горивото.
Това са най-гъвкавите от всичките съвременни реактори, които могат да работят с необогатен природен уран, обогатен уран, смесен оксид и други видове горива като например торий. Те имат сходни характеристики със съветските реактори RBMK, които, благодарение на използването на графитни пръти като модератори, могат да работят и с необогатен уран, но новите реакторите са значително по-универсални.
Екзотиката
Тъй като почти всички ядрени реактори, работещи днес в света, са реактори с лека вода или с тежка вода (каквито са повечето канадски реактори), по-голямата част от ядреното гориво се произвежда като гориво именно за тях, но има и по-екзотични ядрени реактори, които изискват съвсем различни горива. Един от тях е реакторът на бързи неутрони РБН (Fast-neutron reactor, FNR), който се нуждае от специфична горивна стратегия. Като цяло при РБН се използват понятията „радиоактивно зърно“ и „бланкетна зона“. Районите на радиоактивните зърна са с висока реактивност и производство на неутрони. Неутроните от областите на зърната се улавят от възпроизвеждащите се изотопи в областите на бланкета (покритието), които се превръщат в делящи се изотопи.
Горивото за РБН нарушава нормалния уранов горивен цикъл (добив-отделяне-изхвърляне): отработеното гориво за реакторите с лека вода съдържа значителни количества възпроизвеждащи се изотопи, които могат да бъдат превърнати в ядрено гориво, използвано от РБН, както и в свежо гориво за същите ядрени реактори с лека вода. Това отчасти се припокрива с традиционната преработка на отработеното гориво от леководните реактори, при която се получават и извличат уран и плутоний. След това те могат да се използват във вид на смесено гориво от уран и плутониев оксид (MOX гориво). От своя страна MOX горивото се различава от смесеното гориво, в което се смесват отработено гориво с нискообогатен уран.
Общото между всички тези горива обаче е, че те са предназначени за реактори, работещи при сравнително умерени температури. Най-съвременните изследвания са съсредоточени върху високотемпературни горива, които могат да се използват във високотемпературни реактори, работещи при температури между 750 и 950°C и използващи хелий като охладител. Китайският реактор HTR-PM и американският Xe-100 (проектът на X-energy) използват сферични горивни елементи, които образуват конфигурация подобна на гаечен ключ, което прави процедурата за зареждане и освобождаване на горивото по-близка до тази, използвана в ТВР. Китай се стреми да използва ефективния дизайн на HTR-PM в конфигурацията HTR-PM600 (като тези съкращения всъщност означават комбинация от три 200-мегаватови реактора), която би могла да замени котлите в електроцентралите, работещи с въглища, което, ако се окаже успешно, ще увеличи значително търсенето на този вид гориво. Много революционна идея.
HALEU
През последните няколко години в САЩ се появиха редица компании, занимаващи се с ядрена енергетика, които разработват нови проекти на ядрени реактори. Много от тях се нуждаят от така нареченото метално високоактивно нискообогатено ураново гориво (high-assay low-enriched uranium, HALEU). Докато днешните американски реактори за ядрено делене работят с гориво, обогатено до 5%, HALEU достига до 5-20%, което позволява по-малки конструкции, по-голяма ефективност и по-дълъг период между зарежданията. Това може да се сравни с малките реактори в американските подводници, които работят с над 90% обогатено гориво U-235, което им позволява да работят 20-25 години преди презареждането. Обогатеният над 20% U-235 се счита за високообогатен (high-enriched, HEU) уран.
Тъй като обогатяването на урана изисква определено ниво на производствения капацитет, който понастоящем все още не е достатъчен, индустрията трябва активно да наваксва с потребностите. Това доведе например до това, че TerraPower обяви забавяне на пускането на първия си малък натриев реактор. Преди време най-големият доставчик на HALEU бе Русия, но след началото на инвазията в Украйна американската индустрия трябваше да разчита на вътрешните си мощности, които сега главоломно нарастват.
Вече на всички би трябвало да е ясно, че съществува огромно разнообразие от ядрени горива за реакторите от най-различен тип. Към това се добавят и новите реактори от четвърто поколение, на които ще обърнем внимание следващия път. Като се има предвид нарастващата нужда от надеждна нисковъглеродна енергия, изглежда, че основното предизвикателство е да се извлече максимално количество енергия от всеки грам добиван уран.