Нуклеарно гориво

Нуклеарно гориво је материјал који се користи у нуклеарним електранама за производњу топлоте за погон турбина. Топлота се ствара када нуклеарно гориво пролази кроз нуклеарну фисију.

Процес нуклеарног горива

Графикон који упоређује број нуклеона са енергијом везивања

Крупни план реплике језгра истраживачког реактора на Институту Лауи-Лангевин

Већина нуклеарних горива садржи тешке фисионе актинидне елементе који су способни да се подвргну и одрже нуклеарну фисију. Три најрелевантнија фисиона изотопа су уранијум-233, уранијум-235 и плутонијум-239. Када су нестабилна језгра ових атома погођена неутроном који се споро креће, они се често цепају, стварајући два језгра ћерке и још два или три неутрона. У том случају, ослобођени неутрони настављају да цепају више језгара. Ово ствара самоодрживу ланчану реакцију која се контролише у нуклеарном реактору или је неконтролисана у нуклеарном оружју. Алтернативно, ако језгро апсорбује неутрон без цепања, оно ствара теже језгро са једним додатним неутроном.

Оксидно гориво

За фисионе реакторе, гориво (типично на бази уранијума) се обично заснива на металном оксиду; оксиди се користе радије него сами метали зато што је тачка топљења оксида много виша од оне метала и зато што не могу да горе, будући да су већ у оксидованом стању.

Топлотна проводљивост металног цирконијума и уранијум диоксида у функцији температуре.

Уранијум диоксид

Уранијум диоксид је црна полупроводна чврста супстанца. Може се направити загревањем уранил нитрата да би се формирао УО
2.

УО
2(НО
3)
2 · 6 Х
2О → УО
2 + 2 НО
2 + ½ О
2 + 6 Х
2О (г)

Ово се затим претвара загревањем са водоником да би се формирао УО₂. Може се направити од обогаћеног уранијум хексафлуорида реакцијом са амонијаком да би се формирала чврста супстанца која се зове амонијум диуранат, (НХ
4)
2У
2О
7. Ово се загрева (калцинише) да би се формирао УО
3 и У₃О₈, који се затим загревањем са водоником или амонијаком претвара у УО₂.

УО₂ се меша са органским везивом и пресује у пелете, те се пелете затим пеку на много вишој температури (у Х₂/Ар) да би се синтеровала чврста супстанца. Циљ је формирање густе чврсте материје која има мало пора.

Топлотна проводљивост уранијум диоксида је веома ниска у поређењу са металним цирконијумом и опада како температура расте. Корозија уранијум диоксида у води контролише се сличним електрохемијским процесима као и галванска корозија металне површине.

Док је изложен неутронском флуксу током нормалног рада у окружењу језгра, мали проценат од 238
У у гориву апсорбује вишак неутрона и претвара се у 239
У. 239
У се брзо распада у 239
Нп који се заузврат брзо распада у 239
Пу. Мали проценат од 239
Пу има већи попречни пресек неутрона од 235
У. Како се 239
Пу акумулира померање ланчане реакције са чистог 235
У на почетку употребе горива до односа од око 70% 235
У и 30% 239
Пу на крају периода излагања горива од 18 до 24 месеца.

МОX

Главни чланак: МОX гориво

Мешовити оксид, или МОX гориво, је мешавина плутонијума и природног или осиромашеног уранијума који се понаша слично (мада не идентично) као извор обогаћеног уранијума за који је дизајнирана већина нуклеарних реактора. МОX гориво је алтернатива ниско обогаћеном уранијуму (ЛЕУ) гориву које се користи у лаководеним реакторима који преовлађују у производњи нуклеарне енергије.

Изражена је одређена забринутост да ће коришћена МОX језгра довести до нових изазова за одлагање, иако је МОX сам по себи средство за одлагање вишка плутонијума трансмутацијом.

Прерада комерцијалног нуклеарног горива за производњу МОX-а обављана је у Селафилд МОX постројењу (Енглеска). Од 2015, МОX гориво се производи у Француској (погледајте нуклеарну локацију Маркул), и у мањој мери у Русији (погледајте Рударско-хемијски комбинат), Индији и Јапану. Кина планира да развије брзоразмножавајуће реакторе (погледајте ЦЕФР) и капацитете за поновну прераду.

Глобално партнерство за нуклеарну енергију, био је предлог САД у администрацији Џорџа V. Буша да се формира међународно партнерство како би се истрошено нуклеарно гориво поново прерадило на начин који плутонијум у њему чини употребљивим за нуклеарно гориво, али не и за нуклеарно оружје. Поновна прерада истрошеног нуклеарног горива из комерцијалних реактора није дозвољена у Сједињеним Државама због непролиферационих разматрања. Све друге земље које се баве прерадом већ дуго имају нуклеарно оружје из војно фокусираних „истраживачких“ реакторских горива, осим Јапана. Нормално, са мењањем горива сваке три године, отприлике половина од 239
Пу је 'сагорена' у реактору, обезбеђујући око једне трећине укупне енергије. Он се понаша као 235
У и свом фисионом ослобађању сличне количине енергије. Што је веће сагоревање, то је више плутонијума у истрошеном гориву, али је мања фракција фисијског плутонијума. Типично око један проценат искоришћеног горива које се испушта из реактора је плутонијум, а око две трећине овог горива је фисионо (око 50% 239
Пу, 15% 241
Пу). Широм света, око 70 тона плутонијума садржаног у коришћеном гориву уклања се приликом пуњења реактора сваке године.

Спољашње везе

ПWР гориво

• „НЕИ фуел сцхематиц”. Архивирано из оригинала 2004-10-22. г. Приступљено 2005-12-14. 
• „Пицтуре оф а ПWР фуел ассемблy”. Архивирано из оригинала 2015-04-23. г. Приступљено 2005-12-14. 
• Пицтуре схоwинг хандлинг оф а ПWР бундле
• „Митсубисхи нуцлеар фуел Цо.”. Архивирано из оригинала 2012-02-24. г. Приступљено 2005-12-14. 

БWР гориво

• „Пицтуре оф а "цаннед" БWР ассемблy”. Архивирано из оригинала 2006-08-28. г. Приступљено 2005-12-14. 
• Пхyсицал десцриптион оф ЛWР фуел
• Линкс то БWР пхотос фром тхе нуцлеар тоурист wебпаге

ЦАНДУ гориво

• ЦАНДУ Фуел пицтурес анд ФАQ
• Басицс он ЦАНДУ десигн
• Тхе Еволутион оф ЦАНДУ Фуел Цyцлес анд тхеир Потентиал Цонтрибутион то Wорлд Пеаце
• „ЦАНДУ Фуел-Манагемент Цоурсе” (ПДФ). Архивирано из оригинала (ПДФ) 2006-03-15. г. Приступљено 2005-12-17. 
• ЦАНДУ Фуел анд Реацтор Специфицс (Нуцлеар Тоурист)
• Цанду Фуел Родс анд Бундлес

ТРИСО гориво

• Аламери, Саеед А.; Алрwасхдех, Мохаммад (2021). „Прелиминарy тхрее-дименсионал неутрониц аналyсис оф ИФБА цоатед ТРИСО фуел партицлес ин присматиц-цоре адванцед хигх температуре реацтор”. Анналс оф Нуцлеар Енергy. 163. дои:10.1016/ј.ануцене.2021.108551. 
• Алрwасхдех, Мохаммад; Аламери, Саеед А.; Алкааби, Ахмед К. (2020). „Прелиминарy Студy оф а Присматиц-Цоре Адванцед Хигх-Температуре Реацтор Фуел Усинг Хомогенизатион Доубле-Хетерогенеоус Метход”. Нуцлеар Сциенце анд Енгинееринг. 194 (2): 163—167. Бибцоде:2020НСЕ...194..163А. С2ЦИД 209983934. дои:10.1080/00295639.2019.1672511. 
• ТРИСО фуел десцрипциóн
• Нон-Деструцтиве Еxаминатион оф СиЦ Нуцлеар Фуел Схелл усинг X-Раy Флуоресценце Мицротомограпхy Тецхниqуе
• ГТ-МХР фуел цомпацт процесс Архивирано 2006-03-06 на сајту Wayback Machine
• Десцриптион оф ТРИСО фуел фор "пебблес"
• ЛАНЛ wебпаге схоwинг вариоус стагес оф ТРИСО фуел продуцтион
• Метход то цалцулате тхе температуре профиле ин ТРИСО фуел Архивирано 2016-04-15 на сајту Wayback Machine

QУАДРИСО гориво

• Цонцептуал Десигн оф QУАДРИСО Фуел

ЦЕРМЕТ гориво

• „А Ревиеw оф Фифтy Yеарс оф Спаце Нуцлеар Фуел Девелопмент Програмс” (ПДФ). Архивирано из оригинала (ПДФ) 2005-12-30. г. Приступљено 2005-12-14. 
• Тхориа-басед Цермет Нуцлеар Фуел: Синтеред Мицроспхере Фабрицатион бy Спраy Дрyинг
• „Тхе Усе оф Молyбденум-Басед Церамиц-Метал (ЦерМет) Фуел фор тхе Ацтиниде Манагемент ин ЛWРс” (ПДФ). Архивирано из оригинала (ПДФ) 2006-03-19. г. Приступљено 2005-12-14. 

Гориво типа плоча

• Реацтор Монте Царло (РМЦ) модел валидатион анд верифицатион ин цомпаре wитх МЦНП фор плате-тyпе реацтор
• Лист оф реацторс ат ИНЛ анд пицтуре оф АТР цоре
• АТР плате фуел

ТРИГА гориво

• „Генерал Атомицс ТРИГА фуел wебсите”. Архивирано из оригинала 2005-12-23. г. Приступљено 2005-12-14. 

Фузоно гориво

• Адванцед фусион фуелс пресентатион Архивирано 2016-04-15 на сајту Wayback Machine