Ядерне паливо, речовина, яка використовується в ядерних реакторах для здійснення ядерній ланцюговій реакції ділення. Існує лише одне природне Я. т. — уранове, яке містить ядра , що діляться, 235 U, що забезпечують підтримку ланцюгової реакції (ядерне пальне), і т.з. «сировинні» ядра 238 U, здатні, захоплюючи нейтрони, перетворюватися на нові ядра 239 Рі, що діляться, що не існують в природі (вторинне пальне):
Вторинним пальним є ядра , що також не зустрічаються в природі, 233 U, що утворюються в результаті захвату нейтронів сировинними ядрами 232 Th:
Я. т. використовується в ядерних реакторах тепловиділяючі елементи (Твели) яких є зазвичай металевими оболонками різної форми і довжини, що містять Я. т. і герметично заварені. По хімічному складу Я. т. може бути металевим (включаючи сплави), окисним, карбідним, нітрідним і ін. Основні вимоги до Я. т.: хороша сумісність з матеріалом оболонки Твелів; високі температури плавлення і випару, велика теплопровідність; слабка взаємодія з теплоносієм; мінімальне збільшення об'єму (розпухання) в процесі опромінення в реакторі; технологічність виробництва і мінімальна вартість; проста технологія регенерації (див. нижчий) і ін. Я. т., використовуване в реакторах-розмножувачах на швидких нейтронах, крім того, повинно забезпечити високий коефіцієнт відтворення.
Уранове Я. т. для ядерних реакторів на теплових нейтронах, складових основу ядерної енергетики, має зазвичай підвищений вміст ізотопу 235 U (2—4% по масі замість 0,71% в природному урані ) . Істотний недолік реакторів на теплових нейтронах — низький коефіцієнт використання природного урану. Незрівняно вищий коефіцієнт використання урану може бути досягнутий в реакторах-розмножувачах на швидких нейтронах. У них використовується уран з вищим вмістом урану 235 U (до 30%), а в майбутньому, у міру накопичення запасів 239 Pu, використовуватиметься змішане плутонієве для урану Я. т. з 15—20% Pu. В цьому випадку замість збагаченого урану може бути використаний природний і навіть уран, збіднений 235 U, якого накопичилося в світі вже чимала кількість. Збіднений уран (без Pu) використовується також в екранній зоні реактора-розмножувача (зоні відтворення), по вазі що перевищує у декілька разів активну зону. У реакторах на швидких нейтронах, що працюють на плутонієвому для урану Я. т., кількість 239 Рі, що накопичується, може істотно перевищувати кількість що згорає, тобто має місце відтворення Я. т. Коефіцієнт відтворення залежить від складу Я. т. По мірі його зростання Я. т. розташовується в наступному порядку: окисне (U, Рі) О 2 , карбідне ( V , Pu) C, нітрідноє (U, Pu) N і металеве у вигляді різних сплавів.
Виробництво уранового Я. т. (паливний цикл, див.(дивися) мал. ) починається з переробки руд з метою витягання з них урану. При попередньому сортуванні руди по g-віпромінюванню у відвал видаляють 20—30% порід з вмістом урану £ 0,01% (застосовуються і звичайні методи збагачення). Гідрометалургійна переробка руди полягає в її дробленні, кислотному вилуговуванні, сорбційному або екстракційному витяганні U з освітлених розчинів або пульп і здобутті очищеного закису-окислу урану U 3 O 8 . Для руд, бідних ураном і легенів для вилуговування (особливо в скрутних для гірських робіт умовах), застосовують підземне вилуговування а самому родовищі (для родовищ пластів — через систему свердловин, для жильних — в підземних камерах з попереднім відбоєм і дробленням руди вибуховими методами).
Далі U 3 O 8 переводять або в тетрафторід Uf 4 для подальшого здобуття металевого урану або в гексафторід Uf 6 — єдина стійка газоподібна сполука урану, використовувана для збагачення урану ізотопом 235 U . Збагачення здійснюється методом газової термодифузії або центрифугуванням (див. Ізотопів розділення ) . Далєє Uf 6 переводять в двоокис урану, який використовується для виготовлення сердечників Твелів або для здобуття інших сполук урану з тією ж метою.
До сердечників Твелів пред'являються високі вимоги відносно стехіометричного складу і вмісту сторонніх домішок. Так, в сердечниках 113 Uo 2 співвідношення (по масі) кисню і металу має бути в межах 2,00—2,02; допустимий вміст F і H 2 O (по масі) відповідно не більше 0,01—0,006% і 0,001%.
Торій як сировинний матеріал для здобуття ядер , що діляться, 235 U не знайшов широкого вживання з ряду причин: 1) розвідані запаси U в стани забезпечити ядерну енергетику Я. т. на багато десятиліть; 2) Th не утворює багатих родовищ, і технологія його витягання з руд складніша; 3) поряд з 235 U утворюється 232 U, який розпадаючись, утворює g-актівні ядра ( 212 Bi, 208 Te), що утрудняють поводження з таким Я. т. і що ускладнюють виробництво Твелів:
4) переробка опромінених торієвих Твелів з метою витягання з них 233 U є важчою і дорожчою операцією в порівнянні з переробкою уранових Твелів.
В процесі експлуатації Твелів Я. т. вигоряє далеко не повністю, в реакторах-розмножувачах має місце відтворення Я. т. (Pu). Тому відпрацьовані Твели направляють на переробку з метою регенерації Я. т. для повторного його використання; U і Pu очищають від продуктів ділення. Потім Pu у вигляді Puo 2 направляють для виготовлення сердечників, а U, залежно від його ізотопного складу, або також направляють для виготовлення сердечників, або переводять в Uf 6 з метою збагачення 235 U.
Регенерація Я. т. — складний і дорогий процес переробки високорадіоактивних речовин, що вимагає захисту від радіоактивних випромінювань і дистанційного керування всіма операціями навіть після тривалої витримки відпрацьованих Твелів в спеціальних сховищах. При цьому в кожному апараті обмежується допустима кількість речовин, що діляться, щоб попередити виникнення мимовільної ланцюгової реакції. Великі труднощі пов'язані з переробкою і похованням радіоактивних відходів. Розробляються методи склування і бітумірованія відходів, «закачування» слабоактівних розчинів в глибокі горизонти Землі. Вартість процесів регенерації Я. т. і переробки радіоактивних відходів надає істотний вплив на економічні показники атомних електростанцій .
Літ.: Хімічна технологія опроміненого ядерного пального, М., 1971; Паттон Ф. С., Гуджін Д. М., Гріффітс Ст Л., Ядерне горюче па основі збагаченого урану, М., 1966; Високотемпературне ядерне паливо, М., 1969; Займовський А. С., Калашников Ст Ст, Головнін І. С., Тепловиділяючі елементи атомних реакторів, М., 1966.
