Ще на початку минулого століття дослідники атома шукали елемент, здатний вивільняти величезну кількість енергії при мінімальному впливі. Увага прикувалася до важкого металу – урану. Як з’ясувалося пізніше, не вся уранова руда однаково корисна для ядерного реактора. Вирішальну роль відіграє лише один із ізотопів, чия частка в природній суміші становить менше відсотка. Саме він відповідає за підтримку ланцюгової реакції поділу, що дозволяє отримувати тепло й електрику на атомних станціях.
Розщеплення ядра урану-235 відкрило шлях до створення потужних джерел енергії. Фізики швидко зрозуміли, що без штучного підвищення концентрації цього ізотопу реактор не запрацює або буде неефективним. Так виникла ціла галузь – збагачення урану. Але чому саме цей нуклід, а не, скажімо, уран-238, став ключовим гравцем? І як його поведінка залежить від конструкції реактора? Далі розкриємо ці питання без зайвих спрощень, спираючись на фізику процесу й інженерні рішення.
Звідки береться уран-235 і чому він став ядерним паливом
Природний уран на 99,3% складається з ізотопу уран-238 і лише на 0,7% – з урану-235. Обидва нукліди важкі, але лише ядро з 92 протонами та 143 нейтронами охоче захоплює повільний нейтрон і ділиться на уламки, викидаючи додаткові нейтрони. Уран-238 теж може ділитися, одначе потребує нейтронів дуже високих енергій, що робить спонтанну ланцюгову реакцію з ним майже неможливою в тепловому реакторі. Саме властивість ділитися під дією теплових нейтронів визначила долю урану-235.
Історія відкриття поділу урану розпочалася з експериментів Отто Гана та Фріца Штрассмана, а теоретичне обґрунтування дали Ліза Мейтнер та Отто Фріш. Вони показали, що ядро після захоплення нейтрона стає нестабільним і розвалюється на два осколки, звільняючи величезну енергію зв’язку. Подальші дослідження Енріко Фермі продемонстрували, що саме уран-235 підходить для підтримки керованої ланцюгової реакції. Вже тоді стало зрозуміло: для практичного використання доведеться підвищувати концентрацію цього ізотопу в паливі.
Природна рідкість урану-235 зумовлена періодом його напіврозпаду – близько 704 мільйонів років, що значно менше, ніж в урану-238 (4,5 мільярда років). Тому з моменту формування Землі вміст першого поступово знижувався. Попри це, саме залишкової частки вистачило, аби в давнину на окремих родовищах виникали природні ядерні реактори – найвідоміший з них знайдений в Окло, Габон. Там приблизно два мільярди років тому концентрація урану-235 сягала 3%, і підземні води виступали сповільнювачем, запускаючи короткочасні ланцюгові реакції. Сьогодні цей феномен лише підтверджує унікальність нукліду.
Ланцюгова реакція поділу та критична маса
Коли ядро урану-235 поглинає нейтрон, воно переходить у збуджений стан і зазвичай розпадається на два осколки з випромінюванням двох-трьох швидких нейтронів. Саме ці вторинні нейтрони здатні викликати поділ інших ядер, утворюючи ланцюжок. Якщо кожен акт поділу породжує в середньому більше одного нового поділу, реакція стає самопідтримуваною – говорять про досягнення критичності.
Поняття критичної маси безпосередньо залежить від збагачення урану-235 та геометрії збірки. Для чистого урану-235 з ідеальною сферичною формою критична маса становить близько 48–52 кілограмів без відбивача нейтронів. З відбивачем із берилію чи вольфраму це значення зменшується до 15–20 кг. У реакторних умовах, де паливо розосереджене серед сповільнювача й теплоносія, критичність регулюють стрижнями-поглиначами, найчастіше з боровмісних матеріалів або кадмію.
До речі, не всі нейтрони народжуються миттєво. Близько 0,6% з них є запізнілими – вони випромінюються уламками поділу через секунди або навіть хвилини після акту. Це явище виявилося вирішальним для керованості реактора: без запізнілих нейтронів швидкість зміни потужності була б надто високою для будь-яких механічних систем регулювання. Інженери свідомо проектують активну зону так, щоб реактор працював у режимі, де частка запізнілих нейтронів забезпечує стійкість ланцюгової реакції.
Уран-235 – єдиний нуклід, що зустрічається в природі та здатний підтримувати ланцюгову реакцію поділу на теплових нейтронах без зовнішнього джерела.
Для підтримання стаціонарного рівня потужності оператори реактора відстежують нейтронний потік і положення регулюючих стрижнів. На практиці запас реактивності компенсують вигоряючими поглиначами – гадолінієм або ербієм, які поступово виводяться з реакції разом з вигоранням основного палива. Такі інженерні рішення дозволяють збільшити тривалість кампанії між перевантаженнями палива.
Різновиди паливних композицій на основі урану-235
Ядерне паливо – це не просто металічний уран, а складна композиція, що враховує теплопровідність, механічну стійкість і радіаційне навантаження. У переважній більшості сучасних реакторів використовують діоксид урану (UO₂) зі збагаченням від 2% до 5% за ураном-235. Таблетки UO₂ спікають за температури близько 1700°C, отримуючи кераміку з високою щільністю, стійку до утворення тріщин під час опромінення.
Крім оксидного палива, обмежене застосування мають такі форми:
- металевий уран, легований алюмінієм або цирконієм для покращення корозійної стійкості, використовувався у ранніх дослідницьких реакторах;
- нітрид урану (UN), який відрізняється підвищеною теплопровідністю й густиною, що робить його привабливим для компактних реакторів на швидких нейтронах;
- карбід урану (UC), цікавий для високотемпературних газоохолоджуваних систем завдяки термостійкості;
- сплав урану з молібденом, що стабілізує γ‑фазу й запобігає радіаційному розпуханню;
- у вигляді мікросфер із захисним покриттям для кулькових реакторів, де матрицею слугує графіт або карбід кремнію.
Розгляньмо основні характеристики декількох нуклідів, придатних для паливного циклу. Порівняння наведене нижче.
Ось порівняння ключових параметрів ділящихся нуклідів, що використовуються або розглядаються як ядерне паливо.
| Нуклід | Період напіврозпаду | Переріз поділу тепловими нейтронами, барн | Критична маса без відбивача (сфера), кг | Доступність у природі |
|---|---|---|---|---|
| Уран-235 | 704 млн років | ~583 | ~48 | 0,72% у природному урані |
| Плутоній-239 | 24 110 років | ~748 | ~10 | Лише штучне напрацювання в реакторах |
| Уран-233 | 159 200 років | ~531 | ~15 | Отримують із торію-232 у реакторах-брідерах |
У таблиці добре видно: хоча плутоній має меншу критичну масу й вищий переріз поділу, природний уран-235 залишається безальтернативним для запуску більшості реакторів без складних брідерних циклів. До того ж поводження з плутонієм потребує дистанційної роботи через високу радіотоксичність.
Уран-235 у водо-водяних та графітових реакторах
Найпоширеніший тип реакторів – водо-водяні під тиском (PWR) – використовують діоксид урану зі збагаченням 3–5% за ураном-235. Сповільнювачем і теплоносієм виступає звичайна вода, що заразом слугує поглиначем нейтронів. Тому свіже паливо мусить мати надлишкову реактивність, яку поступово “з’їдають” продукти поділу та вигоряння поглиначів. Паливна кампанія триває 12–18 місяців, після чого відпрацьоване паливо містить приблизно 0,8–1,2% урану-235 і майже 1% плутонію, придатного для переробки.
Реактори з графітовим сповільнювачем, такі як РБМК, використовують паливо з нижчим збагаченням – у межах 1,8–2,4%. Графіт дуже слабко поглинає нейтрони, тому надлишок реактивності менший. Натомість великий розмір активної зони вносить свої корективи: нейтронне поле неоднорідне, що вимагає постійного контролю профілю енерговиділення. В обох типах установок на поведінку урану-235 суттєво впливають температурні та парові ефекти зворотного зв’язку.
Дослідницькі реактори часто завантажують високозбагаченим ураном (до 20% і більше), щоб отримати компактну активну зону з високим потоком нейтронів. Це критично для виробництва медичних радіоізотопів або нейтронно-активаційного аналізу. Але глобальна тенденція останніх років – зниження збагачення дослідницького палива до рівня нижче 20%, щоб унеможливити його використання у збройових програмах.
Цікавим є досвід використання урану-235 у реакторах на швидких нейтронах, де відмовилися від сповільнювача. Там частка урану-235 у паливі має бути значно вищою – близько 15–25%. Така концентрація компенсує зменшений переріз поділу для швидких нейтронів і забезпечує коефіцієнт відтворення понад одиницю, тобто реактор напрацьовує більше ділящого матеріалу з урану-238, ніж спалює. Проте широкого промислового впровадження швидкі реактори поки не отримали через високі капітальні витрати.
Як відбувається процес збагачення урану
Аби довести вміст урану-235 до комерційно прийнятних 3–5%, руду спочатку перетворюють на газоподібний гексафторид урану (UF₆). Ця сполука за кімнатної температури є твердою, але легко випаровується за невеликого нагрівання, що робить її ідеальною для центрифужного або дифузійного розділення. Сьогодні майже всі потужності використовують газові центрифуги, які споживають на порядок менше електроенергії порівняно з дифузійними заводами.
Принцип центрифугування спирається на різницю мас ²³⁵UF₆ і ²³⁸UF₆ – вона становить менше 1%, тому один прохід дає мізерне збагачення. Щоб досягти потрібної концентрації, з’єднують кілька сотень послідовних ступенів у каскад. Внутрішня роторна швидкість сучасної центрифуги перевищує 700 обертів на секунду, а ресурс безперервної роботи сягає десятків років без заміни підшипників. Збагачені потоки збирають, а збіднений гексафторид, де вміст урану-235 впав до 0,2–0,3%, направляють на зберігання або використання у військових цілях – наприклад, для виготовлення броні.
Існує ще лазерний метод іонізації, що дозволяє вибірково збуджувати атоми урану-235 і відділяти їх в електромагнітному полі. Він обіцяє менші витрати енергії, але поки не вийшов за межі дослідних установок через складність масштабування.
Збагачення урану – дуже чутлива технологія з погляду нерозповсюдження. Тому МАГАТЕ ретельно відстежує всі переміщення ядерних матеріалів і контролює облік збагаченого урану. Від вибору ступеня збагачення залежить весь подальший ланцюжок: виробництво паливних таблеток, компонування тепловидільних збірок і врешті режим експлуатації реактора.
Майбутнє урану-235 і конкуренція з іншими нуклідами
Хоча уран-235 залишатиметься основою ядерної енергетики ще не одне десятиліття, його запаси не безмежні. Розвіданих родовищ із прийнятною собівартістю видобутку вистачить на 80–120 років роботи нинішнього парку реакторів. Тому вчені розглядають замкнений паливний цикл із повторним використанням напрацьованого плутонію та рециклом урану, що дозволить розтягнути ресурс на століття.
Інший перспективний напрям – торієвий цикл, де стартовим матеріалом слугує торій-232, який за захоплення нейтрона перетворюється на уран-233 – чудовий ділящийся нуклід. Для запуску ж такої системи однаково потрібен початковий заряд урану-235 або плутонію. Тож повністю відмовитися від урану-235 поки неможливо.
У реакторах покоління IV, зокрема високотемпературних газоохолоджуваних, досліджують використання палива у формі мікросфер з багатошаровим покриттям. Таке паливо зберігає радіонукліди всередині навіть за аварійних перегрівів. І тут уран-235 залишається базовим компонентом через добре вивчені властивості.
Поступова модернізація парку реакторів і підвищення глибини вигоряння палива дають змогу вичавлювати більше енергії з тієї ж кількості урану-235. Сучасні тепловидільні збірки витримують глибину вигоряння до 60 ГВт·діб на тонну, тоді як кілька десятиліть тому цей показник ледве сягав 30 ГВт·діб/т. Таке зростання ефективності рівнозначне подвоєнню доступного ресурсу без збільшення видобутку.
Отже, уран-235 пройшов шлях від маловідомого ізотопу до стратегічного енергоресурсу. Його здатність підтримувати керовану ланцюгову реакцію в поєднанні з наявними технологіями збагачення робить цей нуклід незамінним уже тривалий час. Попри пошук альтернатив – плутонію, урану-233, тощо – саме 235-й ізотоп поки що лишається ключем, яким відмикають атомну енергію в усьому світі.
