核燃料は今日私たちが入手できる他のすべての種類の燃料より効率的であるという事実により、原子力施設（原子力発電所、潜水艦、船舶など）の助けを借りて機能するものすべてが非常に優先されます。 原子炉の核燃料がどのように作られるかについては後ほど説明します。
ウランは主に 2 つの方法で採掘されます。
1) ウランの産出深さが許せば、採石場または鉱山での直接採掘。 この方法で、すべてが明確になることを願っています。
2) 地下浸出。 これは、ウランが見つかった場所に井戸が掘削され、その中に弱い硫酸溶液がポンプで注入され、溶液がすでにウランと相互作用して結合するときです。 次に、得られた混合物が地表まで汲み上げられ、そこから化学的方法によってウランが抽出されます。
私たちがすでに鉱山でウランを採掘し、それをさらなる変化に備えていると想像してください。 下の写真は、いわゆる「イエローケーキ」、U3O8です。 さらに輸送するために樽に入れます。
すべてがうまくいき、理論的には、このウランは原子力発電所の燃料の製造にすぐに使用できるはずですが、残念なことに。 いつものように、自然は私たちに仕事を与えてくれました。 実際、天然ウランは 3 つの同位体の混合物から構成されています。 これらは、U238 (99.2745%)、U235 (0.72%)、および U234 (0.0055%) です。 ここでは U235 のみに興味があります。U235 は原子炉内の熱中性子によって完全に分割されるため、核分裂連鎖反応のすべての利点を享受できるのは U235 です。 残念ながら、その自然濃度は、最新の原子力発電所の原子炉を安定して長期運転するには十分ではありません。 私の知る限り、RBMK装置は天然ウラン燃料で起動できるように設計されていますが、そのような燃料での動作の安定性、長期的、安全性はまったく保証されていません。
ウランを濃縮する必要がある。 つまり、U235の濃度を天然のものから原子炉で使用される濃度に高めることである。
たとえば、RBMK 原子炉は濃縮度 2.8% のウランで動作し、VVER-1000 は濃縮度 1.6 ～ 5.0% です。 船舶用原子力発電所は最大20％濃縮された燃料を消費します。 また、一部の研究用原子炉は濃縮度 90% の燃料で稼働しています (一例としてトムスクの IRT-T)。
ロシアでは、ウラン濃縮はガス遠心分離機で行われます。 つまり、先ほどの写真にあった黄色い粉が六フッ化ウランUF6という気体になります。 次に、このガスは遠心分離機のカスケード全体に送られます。 各遠心分離機の出口では、U235 原子核と U238 原子核の重量の違いにより、U235 の含有量がわずかに増加した六フッ化ウランが得られます。 このプロセスが何度も繰り返され、その結果、必要な濃縮度の六フッ化ウランが得られます。 下の写真では、遠心分離機のカスケードの規模がわかります。遠心分離機がたくさんあり、遠くまで伸びています。
次に、UF6 ガスは粉末状の UO2 に戻されます。 結局のところ、化学は非常に役立つ科学であり、そのような奇跡を起こすことを可能にします。
しかし、この粉末を反応器に注入するのはそれほど簡単ではありません。 というか、眠ってもいいのですが、何も良いことはありません。 それ（粉末）は、長期間、何年にもわたって反応炉に投入できるような形にしなければなりません。 この場合、燃料自体が冷却材と接触して炉心を超えてはいけません。 さらに、燃料は原子炉内で作業する際に発生する非常に厳しい圧力と温度に耐える必要があります。
ちなみに、粉末もとにかくそうではなく、プレスや焼結中に不必要な空隙や亀裂が形成されないように、ある程度のサイズでなければならないことを言うのを忘れていました。 まず、粉末をプレスして長時間焼成してタブレットを作ります（非常に難しい技術で、割れてしまうと燃料タブレットが使えなくなります）。 下の写真でタブレットのバリエーションを紹介します。
タブレット上の穴や凹みは、熱膨張や放射線変形を補償するために必要です。 反応器内では、時間の経過とともに錠剤が膨張し、曲がり、サイズが変化し、何も予期しない場合には錠剤が崩壊する可能性があり、これは悪いことです。
完成した錠剤は、金属管 (鋼鉄、ジルコニウムとその合金、その他の金属製) に包装されます。 チューブは両端が閉じられ、密封されています。 燃料が入った完成したチューブは燃料エレメントと呼ばれます。
原子炉が異なれば、異なる設計と濃縮度の燃料棒が必要になります。 たとえば、RBMK 燃料棒の長さは 3.5 メートルです。 ちなみに、燃料棒は単なる燃料棒ではありません。 写真のように。 それらは、層状、リング、さまざまなタイプと修飾の海です。
次に、燃料棒は燃料集合体、つまり燃料集合体に結合されます。 RBMK 原子炉の燃料集合体は 18 本の燃料棒で構成されており、次のようになります。
VVER 原子炉の燃料集合体は次のようになります。
見てわかるように、VVER 原子炉の FA は、RBMK の原子炉よりもはるかに多数の燃料棒で構成されています。
完成した特殊製品（FA）は、予防措置に従って原子力発電所に納入されます。 なぜ予防策を取るのでしょうか? 核燃料はまだ放射性物質ではありませんが、非常に貴重で高価であり、非常に不用意に扱われると多くの問題を引き起こす可能性があります。 次に、燃料集合体の状態の最終制御が実行され、原子炉に装填されます。 つまり、ウランは地下の鉱石から原子炉内のハイテク装置まで長い道のりを歩んできたのです。 今、彼は別の運命を背負っています。数年間原子炉内に押し込まれ、貴重な熱が放出され、その熱が水（または他の冷却剤）によって奪われます。
原子力発電所 (NPP) - 制御された核反応中に放出されるエネルギーを使用して電気エネルギーを生成するように設計された技術的構造の複合体。
ウランは原子力発電所の一般的な燃料として使用されます。 核分裂反応は、原子力発電所の本体である原子炉で行われます。
反応器は、最大 1.6 x 107 Pa、または 160 気圧の高圧用に設計されたスチール製ケースに取り付けられています。
VVER-1000 の主な部分は次のとおりです。
1. 核燃料が存在する炉心では、核分裂の連鎖反応が進み、エネルギーが放出されます。
2. 炉心を囲む中性子反射体。
3. 冷却剤。
4. 保護制御システム (CPS)。
5. 放射線防護。
原子炉内の熱は、熱中性子の作用による核燃料の分裂の連鎖反応により放出されます。 この場合、核分裂生成物が形成され、その中には固体と気体の両方（キセノン、クリプトン）が含まれます。 核分裂生成物は非常に高い放射能を持っているため、燃料 (二酸化ウランタブレット) は密閉されたジルコニウム管 - TVEL (燃料要素) に入れられます。 これらのチューブはいくつかの部分を並べて組み合わせて単一の燃料集合体を形成します。 原子炉を制御および保護するには、炉心の高さ全体に沿って移動できる制御棒が使用されます。 ロッドは、ホウ素やカドミウムなど、中性子を強く吸収する物質で作られています。 ロッドを深く導入すると、中性子が強く吸収され、反応ゾーンから除去されるため、連鎖反応は不可能になります。 ロッドは制御パネルから遠隔操作されます。 ロッドを少し動かすと、連鎖プロセスが発展するか衰退します。 このようにして、原子炉の出力が調整されます。
駅の方式は2回線である。 最初の放射性回路は、1 つの VVER 1000 反応器と 4 つの循環冷却ループで構成されます。 2 番目の回路は非放射性で、蒸気発生器と給水ユニット、および容量 1030 MW のタービン ユニット 1 台が含まれます。 一次冷却材は、圧力 16 MPa の高純度非沸騰水に強力な中性子吸収剤であるホウ酸溶液を添加したもので、原子炉の出力を制御するために使用されます。
1. 主循環ポンプは水を原子炉炉心に送り込み、核反応中に放出される熱により水は 320 度の温度に加熱されます。
2. 加熱された冷媒は二次回路の水（作動流体）に熱を放出し、蒸気発生器内で蒸発します。
3. 冷却された冷却剤は再び反応器に入ります。
4. 蒸気発生器は圧力 6.4 MPa の飽和蒸気を生成し、蒸気タービンに供給します。
5. タービンは発電機のローターを駆動します。
6. 排気蒸気は復水器で凝縮され、復水ポンプによって蒸気発生器に戻されます。 回路内の圧力を一定に保つために、蒸気量補償器が取り付けられています。
7. 蒸気の凝縮熱は、冷却池から供給ポンプによって供給される水を循環させることによって凝縮器から除去されます。
8. 反応器の第 1 回路と第 2 回路は両方とも密閉されています。 これにより、職員と公衆に対する原子炉の安全が確保されます。
蒸気の凝縮に大量の水を使用できない場合は、貯留槽を使用する代わりに、水を専用の冷却塔（冷却塔）で冷却することができます。
原子炉運転の安全性と環境への配慮は、規制（運転ルール）の遵守と多数の制御機器によって確保されています。 そのすべては、リアクターを思慮深く効率的に制御できるように設計されています。
原子炉の緊急保護 - 炉心内の核連鎖反応を迅速に停止するように設計された一連の装置。
アクティブ緊急保護は、原子炉のパラメーターの 1 つが事故につながる可能性のある値に達すると、自動的にトリガーされます。 このようなパラメータには、温度、圧力、冷却剤の流量、電力増加のレベルと速度などがあります。
緊急防護の実行要素は、ほとんどの場合、中性子をよく吸収する物質 (ホウ素またはカドミウム) を備えた棒です。 場合によっては、原子炉を停止するために液体スカベンジャーが冷却剤ループに注入されます。
アクティブな保護に加えて、多くの最新の設計にはパッシブな保護の要素も含まれています。 例えば、最新バージョンの VVER 原子炉には、原子炉上部に設置されたホウ酸を入れた特別なタンクである「緊急炉心冷却システム」(ECCS) が含まれています。 最大設計基準事故（原子炉の一次冷却回路の破断）が発生した場合、これらのタンクの内容物は重力により炉心の内部に移動し、大量のホウ素含有物質によって核連鎖反応が停止されます。中性子をよく吸収します。
「原子力発電所の原子炉設置に関する原子力安全規則」によれば、提供される原子炉停止システムの少なくとも 1 つは緊急保護 (EP) の機能を実行する必要があります。 緊急保護には、少なくとも 2 つの独立した作業団体グループが必要です。 AZ の信号により、AZ の作動体は任意の作動位置または中間位置から作動する必要があります。
AZ 機器は少なくとも 2 つの独立したセットで構成されている必要があります。
AZ 機器の各セットは、中性子束密度が公称値の 7% ～ 120% 変化する範囲で、以下に対する保護が提供されるように設計する必要があります。
1.中性子束の密度に応じて、少なくとも3つの独立したチャネル;
2. 中性子束密度の増加率に応じて、少なくとも 3 つの独立したチャネルによって。
AZ 機器の各セットは、原子炉プラント (RP) 設計で確立されたプロセス パラメーター変更の全範囲において、保護対象のプロセス パラメーターごとに少なくとも 3 つの独立したチャネルによって緊急保護が提供されるように設計する必要があります。必要。
AZ アクチュエータの各セットの制御コマンドは、少なくとも 2 つのチャネルで送信する必要があります。 AZ 機器セットの 1 つで 1 つのチャネルが動作を停止し、このセットが動作を停止した場合、このチャネルに対してアラーム信号が自動的に生成される必要があります。
緊急保護機能のトリップは、少なくとも次の場合に発生する必要があります。
1. 中性子束密度が AZ 設定値に達したとき。
2. 中性子束密度の増加率が AZ 設定値に達したとき。
3. 稼働を停止していない AZ 機器および CPS 電源バスのセットに停電が発生した場合。
4. 廃止されていない AZ 機器セットにおいて、中性子束密度または中性子束増加率の観点から、3 つの保護チャネルのうちのいずれか 2 つが故障した場合。
5. 技術パラメータが AZ 設定に達した場合、それに応じて保護を実行する必要があります。
6. ブロック コントロール ポイント (BCR) またはバックアップ コントロール ポイント (RCP) からのキーから AZ の操作を開始する場合。
この資料は、RIA Novosti およびオープンソースからの情報に基づいてオンライン編集者 www.rian.ru によって作成されました。
核燃料は通常次のように理解されています 炉心内のすべての核分裂性核種の合計。原子力発電所の運転初期段階で使用される熱 ENR のほとんどは、 純粋なウラン燃料ですが、キャンペーン中にかなりの量が再生産されます。 二次核燃料- プルトニウム 239。生成直後、原子炉内の中性子増倍プロセスに含まれます。 したがって、そのような原子炉内の燃料は、 いずれにおいてもキャンペーンの瞬間は少なくとも次のように考慮されるべきです 3 つの核分裂性成分のセット: 235 U、238 U、239 Pu。 すでに述べたように、ウラン 235 とプルトニウム 239 は、原子炉スペクトルのあらゆるエネルギーの中性子と 238 U によって核分裂します。 高速閾値超過のみ（と E > 1.1 MeV)中性子。
ウラン核燃料の主な特徴は、 初期強化 (バツ）、つまり すべてのウラン核のうちのウラン 235 核の割合 (またはパーセンテージ)。 ウランの 99.99% 以上は 235 U と 238 U の 2 つの同位体で構成されているため、濃縮値は次のようになります。
天然金属ウランには約 0.714% の 235 U 原子核が含まれており、99.286% 以上が 238 U (ウランの他の同位体: 233 U、234 U、236 U、237 U) は天然ウラン中に非常に少量存在します。注目されない）。
燃料が新鮮ではない（照射済み - SNF）場合、もう 1 つのパラメータによって特徴付けられます。 バーンアウトの深さ.
核燃料は高価です。 ウラン鉱石の採掘、天然金属ウランの製造、235 U 同位体による濃縮、燃料組成物の製造、ペレットへの焼結とその仕上げ、燃料棒と燃料集合体の製造はすべて非常に複雑な技術プロセスです。多額の材料費とエネルギー費が必要になります。 かなりの量の未燃核燃料を放射性廃棄物墓地に捨てるのは非常に愚かな行為であることは明らかです。
使用済み（照射済み）燃料は次の場所に向けられます。 再生ここでは、一連の複雑な技術操作を通じて、運転中に蓄積された核分裂生成物から燃料成分が分離され、235 U 同位体で再濃縮されて、燃料サイクルに再組み込まれます。 核燃料の再生は、「新しい」燃料の生産と同じくらい複雑で高価であることに注意してください。
そのため、キャンペーン中は、装填された燃料をできるだけ多く燃やし、再生のために残される燃料をできるだけ少なくすることが非常に重要です。 発電用原子炉の燃料利用効率を評価する尺度となる主な特徴は 2 つあります。
A) 燃料燃焼度 初期量に対する燃え尽きた主燃料 (235 U) の割合 (またはパーセンテージ) です。
燃え尽き症候群の程度は文字で示されます z定義によれば、次のようになります。
基本的な置換を使用すると、キャンペーンのあらゆる瞬間における燃え尽き症候群の程度を簡単に示すことができます。 t- エネルギー生産の価値に正比例する価値 W(t)プルトニウム原子核の分裂の結果として得られる生成エネルギーの部分を考慮しない場合。
(15.3.1) から次のことがわかります。
炉心キャンペーン中に原子炉内で主燃料を使用する効率は、最大燃焼率（つまり、キャンペーン終了時の燃焼率）の数値によって判断できます。
RBMK-1000型リアクトル用 zmax = 0.35 ¸ 0.37、および加圧水型原子炉用 (VVER-440、VVER-1000) zmax = 0.30 ¸ 0.33.
実際には、燃え尽き症候群の程度は%で測定することもできます。
b) バーンアウトの深さは、最初に装填されたウランの単位質量当たりの現在のキャンペーンのエネルギー出力です。
ここで私たちは話しています すべてのウランについて(235 U + 238 U) がキャンペーンの開始前にコアにロードされました。 燃焼深度の値を次のように表すと、 b、定義に従って
バーンアウトの深さは通常、次のように測定されます。 MW日/t、MW日/kg
または GW 日/トン
次の図は、燃料燃焼深度の値を示しています。
※RBMK-1000型反応器用 bmax => 20 MW。 日/kg;
* VVER タイプのリアクトルの場合 最大 1000 b => 40 ¸ 50 MW。 日/kg.
原子力発電所の原子炉は低濃縮ウラン（最大 1.8 ¸ 5.2% まで濃縮）を使用し、海上輸送原子力発電所の原子炉では核燃料の初期濃縮度は 21 ¸ 45%、液体金属原子炉を備えたプラントでは濃縮度が最大 90 の核燃料を使用します。 ％ 使用されている。 原子力発電所における低濃縮度の燃料の使用は、経済的考察によって説明されます: 濃縮度燃料の製造技術 複雑でエネルギーを大量に消費し、複雑でかさばる装置を必要とするため、高価な技術です。
金属ウランは熱的に不安定で、比較的低温で相変態しやすく、化学的にも不安定であるため、 受け入れられない発電用原子炉の燃料として。 したがって、原子炉内のウランは純粋な金属の形ではなく、他の化学元素との化学（または冶金）化合物の形で使用されます。 燃料 組成物。
原子炉技術における最も一般的な燃料組成は次のとおりです。
UO2、U3O8、UC、UC2、UN、U3Si、(UAl3)Si、UBe13。 (Cu-UO2)
燃料組成の他の化学元素は次のように呼ばれます。 燃料のシンナー。 リストされた燃料組成の最初の 2 つは酸素で、次の 2 つは炭素、次の 2 つはそれぞれ窒素、シリコン、シリコンとベリリウムを含むアルミニウムです。
希釈剤の主な要件は、原子炉内の減速材の場合と同じです。希釈剤は、弾性散乱マイクロセクションが高く、場合によっては熱中性子および共鳴中性子に対する吸収マイクロセクションが低くなければなりません。
原子炉で最も一般的な燃料組成は次のとおりです。 二酸化ウラン(UO2)、そしてその希釈剤である酸素は上記のすべての要件を完全に満たしています .
二酸化物の融点 (2800 ああ C) およびその高い熱安定性により、 高温許容動作温度が最大 2200 °C の燃料。
(原子力技術)一次核燃料
(原子力技術)セラミック核燃料。
現在、ほとんどの発電用原子炉は、1950年に初めて得られた二酸化ウランU02をベースとしたセラミック燃料を使用しています。この物質は耐熱性が高く、化学的には核燃料の高温（/G1L=28500℃）での運転が可能です。安定した ...(原子力技術)
一次核燃料
核エネルギーの主要元素であるウランは、核燃料、プルトニウム生産の原料、核兵器の原料として使用されます。 地殻中のウラン含有量は2.5〜10〜4％で、厚さ20kmのリソスフェアの層の総量は1.3〜1014トンに達し、ウラン鉱物はほぼどこにでも存在します。 しかし...(原子力技術)
H. 二次リソース。 使用済み核燃料
他の産業活動と同様、原子力エネルギーの働きの結果として、この生産（原子炉で使用される核燃料からの電気の生産）の目的ではない製品が形成されます。 しかし、環境活動家たちが狙う使用済み核燃料は……。(原子力技術)
原子炉の活性領域 (a.z.EIAR)- これはそのボリュームの一部であり、核燃料の分裂による継続的な自立連鎖反応の実行と、その後の使用を目的として燃料内で発生する熱のバランスのとれた除去を実行するために条件が建設的に組織されます。
熱ENRの炉心に関連してこの定義の意味を考えると、そのような炉心の基本的な構成要素は核燃料、減速材、冷却材およびその他の構造材料であることが理解できます。炉心の減速材と炉心自体のゾーンは原子炉内に動かないように固定されなければならず、可能であれば折りたたみ可能な技術ユニットを表します。
核燃料は通常、活性領域内のすべての核分裂性核種の全体として理解されます。 運転の初期段階で原子力発電所で使用されるサーマルENRのほとんどは純粋なウラン燃料で動作しますが、キャンペーン中にかなりの量の二次核燃料であるプルトニウム239が再生産されます。プルトニウム239は生成直後にプロセスに含まれます。原子炉内での中性子の増殖。 したがって、キャンペーンの任意の瞬間におけるそのような ENR 内の燃料は、3 つの核分裂性成分、235U、238U、および 239Pu の組み合わせとして考慮されるべきです。 ウラン 235 とプルトニウム 239 は原子炉スペクトル内のあらゆるエネルギーの中性子によって核分裂可能ですが、238U は、すでに述べたように、閾値を超える高速中性子（E > 1.1 MeV）によってのみ核分裂します。
ウラン核燃料の主な特徴は、その初期濃縮度 (x) であり、これはすべてのウラン核のうちのウラン 235 核の割合 (またはパーセンテージ) を指します。 ウランの 99.99% 以上は 235 U と 238 U の 2 つの同位体で構成されているため、濃縮値は次のようになります。
x= N 5 /N U \u003d N 5 / (N 5 +N 8) (4.1.1)
天然金属ウランには約 0.71% の 235 U 原子核が含まれており、99.28% 以上が 238 U であることを考慮してください。
原子力発電所の原子炉は 1.8 ÷ 5.2% まで濃縮されたウランを使用しますが、海上輸送原子力発電所の原子炉では、核燃料の初期濃縮度は 20 ÷ 45% です。 原子力発電所での低濃縮燃料の使用は、経済的考慮によって説明されます。つまり、濃縮燃料の製造技術は複雑で、エネルギーを大量に消費し、複雑でかさばる装置を必要とするため、高価な技術です。
金属ウランは熱的に不安定で、比較的低温で同素体変態しやすく、化学的にも不安定であるため、発電炉の燃料としては受け入れられません。 したがって、ウランは純粋な金属の形ではなく、他の化学元素との化学（または冶金）化合物の形で原子炉で使用されます。 これらの接続は次のように呼ばれます 燃料 組成物。
原子炉技術における最も一般的な燃料組成は次のとおりです。
UO2、U3O8、UC、UC2、UN、U3Si、(UAl3)Si、UBe13。
燃料組成の他の化学元素は次のように呼ばれます。 燃料のシンナー。
列挙された燃料組成の最初の 2 つでは、希釈剤は酸素であり、次の 2 つは炭素であり、以下では、それぞれ窒素、シリコン、シリコンを含むアルミニウム、およびベリリウムです。
希釈剤の主な要件は、原子炉内の減速材の場合と同じです。希釈剤は、弾性散乱マイクロセクションが高く、場合によっては熱中性子および共鳴中性子に対する吸収マイクロセクションが低くなければなりません。
原子炉で最も一般的な燃料組成は次のとおりです。 二酸化ウラン(UO2)、そしてその希釈剤である酸素は上記のすべての要件を完全に満たしています .
二酸化物の融点 (2800 ああ C) およびその高い熱安定性により、 高温許容動作温度が最大 2200 °C の燃料。
