Большая Советская Энциклопедия (ЯД) - [13]

; Договор о подземных ядерных взрывах в мирных целях (1976). СССР имеет также договорённость с Францией о предупреждении случайного и несанкционированного применения Я. о. (1976) и соглашение с Великобританией о предотвращении случайного возникновения ядерной войны (1977).

  СССР решительно выступает против производства нейтронной бомбы. В 1977 СССР внёс США предложение о взаимном отказе от производства нейтронного оружия.

  Лит.: Атом и оружие, М., 1964; Атомное оружие, пер. с англ., М., 1957; Вооруженные силы капиталистических государств, М., 1971; Военная стратегия, 3 изд., М., 1968; 50 лет Вооруженных Сил СССР, М., 1968; Ядерными взрыв в космосе, на земле и под землей. Сб. ст., пер. с англ., сост. С. Л. Давыдов, М., 1974.

Ядерное топливо

Я'дерное то'пливо, вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. Существует только одно природное Я. т. — урановое, которое содержит делящиеся ядра ²³⁵ U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра ²³⁸ U, способные, захватывая нейтроны, превращаться в новые делящиеся ядра ²³⁹ Ри, не существующие в природе (вторичное горючее):

 

  Вторичным горючим являются также не встречающиеся в природе ядра ²³³ U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами ²³² Th:

 

  Я. т. используется в ядерных реакторах , тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие Я. т. и герметично заваренные. По химическому составу Я. т. может быть металлическим (включая сплавы), окисным, карбидным, нитридным и др. Основные требования к Я. т.: хорошая совместимость с материалом оболочки ТВЭЛов; высокие температуры плавления и испарения, большая теплопроводность; слабое взаимодействие с теплоносителем; минимальное увеличение объёма (распухание) в процессе облучения в реакторе; технологичность производства и минимальная стоимость; простая технология регенерации (см. ниже) и др. Я. т., используемое в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, кроме того, должно обеспечить высокий коэффициент воспроизводства.

  Урановое Я. т. для ядерных реакторов на тепловых нейтронах, составляющих основу ядерной энергетики , имеет обычно повышенное содержание изотопа ²³⁵ U (2—4% по массе вместо 0,71% в естественном уране ). Существенный недостаток реакторов на тепловых нейтронах — низкий коэффициент использования природного урана. Несравнимо более высокий коэффициент использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них используется уран с более высоким содержанием урана ²³⁵ U (до 30%), а в будущем, по мере накопления запасов ²³⁹ Pu, будет использоваться смешанное уран-плутониевое Я. т. с 15—20% Pu. В этом случае вместо обогащенного урана может быть использован природный и даже уран, обеднённый ²³⁵ U, которого накопилось в мире уже достаточно большое количество. Обеднённый уран (без Pu) используется также в экранной зоне реактора-размножителя (зоне воспроизводства), по весу превышающей в несколько раз активную зону. В реакторах на быстрых нейтронах, работающих на уран-плутониевом Я. т., количество накапливающегося ²³⁹ Ри может существенно превышать количество сгораемого, т. е. имеет место воспроизводство Я. т. Коэффициент воспроизводства зависит от состава Я. т. По степени его возрастания Я. т. располагается в следующем порядке: окисное (U, Ри) О₂ , карбидное (V , Pu) C, нитридное (U, Pu) N и металлическое в виде различных сплавов.

  Производство уранового Я. т. (топливный цикл, см. рис. ) начинается с переработки руд с целью извлечения из них урана. При предварительной сортировке руды по g-излучению в отвал удаляют 20—30% породы с содержанием урана £ 0,01% (применяются и обычные методы обогащения). Гидрометаллургическая переработка руды состоит в её дроблении, кислотном выщелачивании, сорбционном или экстракционном извлечении U из осветлённых растворов или пульп и получении очищенной закиси-окиси урана U₃ O₈ . Для руд, бедных ураном и лёгких для выщелачивания (особенно в трудных для горных работ условиях), применяют подземное выщелачивание а самом месторождении (для пластовых месторождений — через систему скважин, для жильных — в подземных камерах с предварительной отбойкой и дроблением руды взрывными методами).

  Далее U₃ O₈ переводят или в тетрафторид UF₄ для последующего получения металлического урана или в гексафторид UF₆ — единственное устойчивое газообразное соединение урана, используемое для обогащения урана изотопом ²³⁵ U. Обогащение осуществляется методом газовой термодиффузии или центрифугированием (см. Изотопов разделение ). Далее UF₆ переводят в двуокись урана, которая используется для изготовления сердечников ТВЭЛов или для получения других соединений урана с той же целью.

  К сердечникам ТВЭЛов предъявляются высокие требования в отношении стехиометрического состава и содержания посторонних примесей. Так, в сердечниках 113 UO₂ соотношение (по массе) кислорода и металла должно быть в пределах 2,00—2,02; допустимое содержание F и H