Comment est fabriqué le combustible nucléaire (29 photos). La Russie modernise son combustible nucléaire Combustible atomique

Exemple.
La fusion D-T commence par un atome de deutérium et de tritium et se termine par un atome d'hélium-4 et un neutron. Masse initiale 2,013553 + 3,015500 = 5,029053. Masse finale 4,001506 + 1,008665 = 5,010171. En soustrayant le second du premier, on constate que le défaut de masse est égal à 0,018882. En multipliant par 931,494028, nous trouvons l’énergie résultante égale à 17,58847 MeV.

Notez que la fusion nucléaire produit de l’énergie à mesure que des atomes de plus en plus gros fusionnent jusqu’à ce qu’ils grandissent au point de devenir des atomes de fer. Après cela, la fusion d’atomes lourds commence à consommer plus d’énergie qu’elle n’en produit.

Particules

Ce tableau donne les symboles des différentes particules pouvant être utilisées comme combustible de fusion. Les masses des particules sont données au cas où vous souhaiteriez calculer le défaut de masse pour les réactions ci-dessous et être surpris par la quantité d'énergie obtenue.

Le tritium a une demi-vie de seulement 12,32 ans, ce qui le rend un peu difficile à utiliser dans l'espace, puisqu'au bout de douze ans, il se désintégrera à moitié en hélium-3. C'est pourquoi il n'existe aucun gisement naturel de tritium. La plupart des conceptions de réacteurs utilisant du tritium reposent sur des générateurs de tritium. Il s'agit généralement de réservoirs de lithium liquide entourant le réacteur. Le lithium absorbe les neutrons et se transmute en tritium frais et en hélium-4.

Le fameux hélium 3, souvent cité comme motif économique de l’exploration spatiale, n’est malheureusement pas aussi bon qu’on pourrait l’espérer. Premièrement, on ne le trouve pas sur Terre, ce qui le rend difficile à obtenir. Certains passionnés souhaitent l’exploiter sur la Lune, sans le préciser, sa concentration y est très faible. Pour obtenir seulement une tonne d’hélium-3, il faut traiter 100 millions de tonnes de régolithe lunaire. Alternativement, il peut être produit en usine, mais cela nécessite un grand nombre de neutrons. D’une manière générale, vous devez vous procurer du tritium et attendre qu’il se désintègre. D’énormes quantités d’hélium-3 sont disponibles dans les atmosphères de Saturne et d’Uranus, mais une infrastructure appropriée est nécessaire pour l’en extraire. La concentration d'hélium-3 dans leur atmosphère peut atteindre dix parties par million, ce qui est bien mieux que sur la Lune. Jupiter contient également de l'hélium-3 dans son atmosphère, mais en raison de son énorme gravité, son extraction peut être très difficile.

Introduction

Cet article décrit, à première vue, une autre méthode d'utilisation de l'énergie thermonucléaire pour des vols spatiaux habités rapides. Les efforts précédents dans cette voie ont échoué, en grande partie pour les deux raisons suivantes. Premièrement, ils reposaient sur la conception de réacteurs à fusion. L'application simple des approches utilisées dans les réacteurs conduit à des systèmes d'une masse énorme et à des problèmes de dissipation d'énergie. Dans une analyse détaillée, pour le concept TOKMAK le plus compact, un tore sphérique, la masse du navire était d'environ 4 000 tonnes. La masse maximale pour le lancement sur une orbite de référence basse à l'aide de fusées chimiques ne doit pas dépasser 200 tonnes.

La deuxième raison est qu’en fait, tous les systèmes de propulsion antérieurs nécessitaient des réactions complexes produisant, pour la plupart, des particules chargées. Cela était nécessaire pour réduire les pertes d’énergie dues aux neutrons. Les plus prometteuses étaient D- 3 He et P- 11 B. Mais ces réactions nécessitent des températures de plasma beaucoup plus élevées et étaient de plusieurs ordres de grandeur plus difficiles à réaliser que la fusion D-T, qui est beaucoup plus accessible et est considérée comme la seule candidate pour une application sur Terre. . Bien que moins rentables, elles nécessitent néanmoins d’énormes quantités d’énergie pour entretenir la combustion, ce qui ne les rend guère meilleures que les réactions de fission alternatives.

Les idées passées sur la manière d’utiliser l’énergie de fusion dans les systèmes de propulsion spatiale doivent être repensées. Voyons ce qui confère de tels avantages aux moteurs de fusée chimiques. La raison principale est que l’énergie obtenue à partir de la réaction chimique de combustion peut être aussi grande ou aussi petite que souhaité. De 13 GW pour un lanceur lourd Atlas, à 130 kW pour une voiture. Il convient de noter qu'à énergie inférieure, la combustion est plus efficace, car la température peut être augmentée sans se soucier de la nécessité d'une évacuation intensive de la chaleur et des dommages thermiques qui peuvent survenir lors d'un fonctionnement continu à long terme.

Comme l'ont montré les tests de bombes atomiques et à hydrogène, la combustion de combustible nucléaire peut produire une énergie de plusieurs ordres de grandeur supérieure à celle du même Atlas. Le problème est de savoir comment contrôler la libération de l’énergie nucléaire pour obtenir les caractéristiques nécessaires aux vols spatiaux : un panache de plusieurs mégawatts, une faible densité α (~ 1 kg/kW) avec une impulsion spécifique Isp élevée (> 20 000 m/s). Il s’avère que, du moins pour la fission nucléaire, il n’existe aucun moyen de réduire l’échelle d’énergie requise, puisqu’une certaine masse critique (configuration critique) est requise pour que la réaction commence à s’auto-entretenir. En conséquence, les projets utilisant des réactions de fission nucléaire, comme Orion, produisaient généralement des millions de tonnes de poussée, ce qui ne convient qu'aux engins spatiaux d'une masse de 10,7 kg et plus.

Heureusement, l’échelle des réactions de fusion peut être beaucoup plus petite et des techniques telles que la fusion magnéto-inertielle (MIF) peuvent produire de grandes quantités d’énergie à partir de matières nucléaires dans des systèmes capables de s’adapter aux systèmes de propulsion spatiale en termes de taille, de puissance et de coût.

Physique du moteur

Le moteur est basé sur le principe de l'implosion tridimensionnelle (compression par une onde de souffle) d'une feuille métallique autour d'un plasmoïde FRC (Field-reverse configuration) à l'aide d'un champ magnétique. Ceci est nécessaire pour obtenir les conditions nécessaires au début de la synthèse, telles qu’une température et une pression élevées. Cette approche pour démarrer une réaction est un type de fusion inertielle. Pour comprendre grossièrement comment cela fonctionne, vous pouvez jeter un œil à Inertial Confinement Fusion (ICF). La synthèse ICF est réalisée en utilisant l'implosion tridimensionnelle d'une capsule sphérique avec un carburant cryogénique de taille millimétrique. L'implosion se produit en raison de l'évaporation explosive du corps de la capsule, après qu'il ait été chauffé à l'aide de faisceaux laser, d'électrons ou d'ions. La couche externe chauffée de la capsule explose vers l’extérieur, ce qui produit une force contraire qui accélère le reste du matériau de la capsule vers l’intérieur, le comprimant. De plus, des ondes de choc semblent se déplacer vers la cible. Un ensemble d'ondes de choc suffisamment puissant peut comprimer et chauffer le combustible au centre à tel point qu'une réaction thermonucléaire commence. Cette méthode suppose que l'inertie d'une petite capsule est suffisante pour retenir le plasma suffisamment longtemps pour que tout le combustible réagisse et produise un rendement utile de G ~ 200 ou plus (G = énergie de fusion/énergie du plasma). L’approche ICF est suivie par la National Nuclear Security Administration (NNSA) depuis des décennies car elle représente une sorte de bombe thermonucléaire miniature. En raison de sa petite taille et de son poids, la capsule doit être chauffée à la température de synthèse en quelques nanosecondes. Il s’est avéré que la solution la plus prometteuse à ce problème est un ensemble de lasers pulsés de haute puissance focalisés sur une capsule contenant du carburant D-T.

Je voudrais noter que lorsqu'il s'agit de vols spatiaux, l'indicateur principal est Δv - incrément de vitesse (m/s ou km/s). Il s’agit d’une mesure de « l’effort » nécessaire pour passer d’une trajectoire à une autre lors de l’exécution d’une manœuvre orbitale. Pour un vaisseau spatial, il n'existe pas de concepts tels que la réserve de carburant, la distance maximale ou la vitesse maximale, il n'y a que Δv. Le Δv maximum d'un navire peut être représenté comme l'augmentation de vitesse qu'il recevra après avoir épuisé tout son carburant. Il est important de savoir qu'une « mission » peut être caractérisée en fonction de ce Δv nécessaire pour la mener à bien. Par exemple, l’ascension de la Terre, la trajectoire d’Homan vers Mars et l’atterrissage sur celle-ci nécessitent un budget Δv de 18 km/s. Si le navire dispose d'une réserve Δv supérieure ou égale à la mission Δv, alors il peut accomplir cette mission.

Afin de connaître le Δv du navire, vous pouvez utiliser la formule de Tsiolkovsky.

Où:
V est la vitesse finale (une fois tout le carburant épuisé) de l'avion (m/s) ;
I est l'impulsion spécifique du moteur-fusée (le rapport entre la poussée du moteur et la deuxième consommation massique de carburant, la vitesse du fluide de travail sortant de la tuyère, m/s) ;
M 1 - masse initiale de l'avion (charge utile + conception du véhicule + carburant, kg) ;
M 2 - masse finale de l'avion (charge utile + structure, kg).

Il en découle une conclusion très importante, qui peut ne pas être très évidente à première vue. Si le Δv de la mission est inférieur ou égal à l'impulsion spécifique, alors la masse relative du navire est importante et il devient possible de transporter une charge utile plus importante. Cependant, si le Δv de la mission est supérieur à l'impulsion spécifique, la masse relative commence à diminuer de façon exponentielle, faisant du navire un énorme réservoir de carburant avec une minuscule charge utile. En fait, c’est précisément pour cette raison que les vols interplanétaires utilisant des moteurs chimiques conventionnels sont très difficiles.

Prévoyez un vol aller-retour de 210 jours vers Mars.

Mission de 90 jours sur Mars (ΔV = 13,5 km/s)

Objectif : meilleur rapport charge utile/poids total.
Avantages :

• Pas besoin de missions de transport supplémentaires
• Architecture de mission simplifiée
• Possibilité d'apporter toutes les fournitures au cours d'une mission
• Faible coût des missions
• Possibilité de démarrer une mission après un seul lancement depuis la Terre

Mission de 30 jours vers Mars (ΔV = 40,9 km/s)

Objectif : mission la plus rapide.
Avantages :

• Faible risque
• Exposition minimale aux rayonnements
• Architecture de la mission Apollo
• La clé pour visiter régulièrement Mars
• Développer les technologies nécessaires à la conquête de l’espace lointain

La NASA développe actuellement le Space Launch System (SLS), un lanceur ultra-lourd capable de lancer de 70 à 130 tonnes de charge utile sur une orbite de référence basse. Cela permet de commencer une mission de 90 jours vers Mars après un seul lancement d'un tel lanceur.

Les deux missions ont la capacité d’être immédiatement annulées et de revenir sur Terre.

Paramètres clés de la mission

Hypothèses relatives au carburant
Coûts d'ionisation du matériau de revêtement	75 MJ/kg
Efficacité du transfert d'énergie vers le revêtement (l'énergie restante est restituée aux condensateurs)	50%
Efficacité de conversion en poussée η t	90%
Poids du liner (correspond à un gain de 50 à 500)	de 0,28 à 0,41 kg
Facteur d'allumage	5
Marge de sécurité (G F =G F (calc.) /2)	2
Hypothèses de la mission
Masse du module Mars (selon Design Reference Architecture 5.0)	61 tonnes
Zone habitable	31 tonnes
Capsule de retour	16 tonnes
Système de libération	14 tonnes
Poids relatif des condensateurs (cela inclut également le câblage nécessaire)	1 J/g
Masse relative des panneaux solaires	200 W/kg
Facteur structurel (réservoirs, structure, radiateurs, etc.)	10%
Freinage à plein carburant, aucun aérofreinage utilisé
Conception de navire
Structure (carénages, structures de puissance, canaux de communication, systèmes de contrôle automatisés, batteries)	6,6 tonnes
Système de rétention au lithium	0,1 tonne
Système de création et d'injection de plasma	0,2 t
Mécanisme d'alimentation en carburant	1,2 t
Banques de condensateurs	1,8 tonnes
Bobines de compression de doublure	0,3 tonne
Câblage et électronique de puissance	1,8 tonnes
Panneaux solaires (180 kW à 200 W/kg)	1,5 tonne
Système de contrôle thermique	1,3 tonne
Buse magnétique	0,2 t
Poids du navire	15 tonnes
Masse du module Mars	61 tonnes
Fluide de travail au lithium	57 tonnes
poids total	133 tonnes

Le taux de répétition des impulsions, à en juger par le plan de recherche, sera supérieur à 0,1 Hz. Si l'on tient compte du fait que l'impulsion spécifique est de 51 400 m/s et que la masse du fluide de travail est de 0,37 kg par impulsion, alors nous pouvons calculer l'impulsion p = mv = 19 018 kg m/s. Selon la loi de conservation de la quantité de mouvement, la vitesse du navire augmentera de p/M = 19 018/133 000 = 0,14 m/s. Si nous prenons le rayon de la buse comme étant de 1 m, alors les gaz en expansion exerceront une pression dessus dans la zone t = r/v =1/51400 =0,00002 s. Par conséquent, l'accélération sera dans la zone a = dv/dt = 0,14/0,00002 = 7 000 m/s 2 . Il est évident que l'on utilisera soit des amortisseurs, comme dans le projet Daedalus, soit d'autres solutions techniques pour atténuer l'impulsion.

Balises : Ajouter des balises

L'uranium est le principal élément de l'énergie nucléaire, utilisé comme combustible nucléaire, matière première pour la production de plutonium et dans les armes nucléaires. La teneur en uranium de la croûte terrestre est de 2,5 à 10 -4 %, et la quantité totale dans une couche de 20 km d'épaisseur de la lithosphère atteint 1,3 à 10. 14 tonnes de minéraux d'uranium se trouvent presque partout. Or, l’uranium est un oligoélément. Cela signifie que sa concentration dans les roches est souvent insuffisante pour une production commercialement viable. La teneur en uranium du minerai est l'un des paramètres clés qui déterminent le coût de production. Les minerais d'uranium contenant 0,03 à 0,10 % d'uranium sont considérés comme pauvres, ordinaires - 0,10 à 0,25 %, moyens - 0,25 à 0,5 %, riches - plus de 0,50 % 1.

L'uranium possède 14 isotopes, mais seulement trois d'entre eux sont présents dans la nature (tableau 1.6).

Tableau 1.6

Selon les dernières données, le volume exploré des réserves d'uranium, dont le coût de production ne dépasse pas 130 $/kg d'U, est de 5 327 200 tonnes. Pour la catégorie avec un coût de production inférieur à 260 $/kg d'U, soit 7 096 600 tonnes. En outre, la quantité d'uranium dans les réserves dites prévues et estimées atteint 10 429 100 tonnes.

Tableau 1.7

Pays possédant les plus grandes réserves prouvées d'uranium, d'une valeur ne dépassant pas 130 $/kg d'U.

Ces dernières années, la répartition des gisements d'uranium par pays a quelque peu changé du fait que lors de l'étude d'un certain nombre de gisements d'uranium, des ressources supplémentaires ont été découvertes dans des pays africains (Botswana, Zambie, République islamique de Mauritanie, Malawi, Mali , Namibie, République-Unie de Tanzanie). De nouvelles réserves ont également été découvertes en Guyane, en Colombie, au Paraguay, au Pérou et en Suède.

Les principaux minéraux contenant de l'uranium sont l'uraninite (un mélange d'oxydes d'uranium et de thorium de formule générale (U, Th)0 2x), la pitchblende (oxydes d'uranium : U0 2, U0 3, également appelés brai d'uranium), la carnotite - K, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, uranophane - Ca (U0 2)Si0 3 (0H) 2 -5H 2 0 et autres 110].

L'extraction de l'uranium des roches s'effectue des manières suivantes :

• Exploitation minière en carrière(méthode ouverte) est utilisée pour extraire le minerai situé à la surface de la croûte terrestre ou peu profond. La méthode consiste à créer des fosses appelées carrières ou coupes. À ce jour, les gisements exploitables à ciel ouvert sont pratiquement épuisés. La production est de 23 % ;
• Exploitation minière(méthode fermée) est utilisée pour l'extraction de minéraux situés à des profondeurs importantes et implique la construction d'un complexe de chantiers miniers souterrains. Production - 32%;
• Lessivage sur place consiste à pomper dans la formation sous pression une solution aqueuse d'un réactif chimique qui, en traversant le minerai, dissout sélectivement les composés naturels de l'uranium. La solution de lixiviation, contenant de l'uranium et des métaux associés, est ensuite ramenée à la surface de la terre via des puits d'extraction. Fabrication - 39%.
• Extraction conjointe avec des minerais d'autres métaux(l'uranium dans ce cas est un sous-produit) - est de 6 %.

La production de combustible dioxyde à partir du minerai d'uranium est un processus complexe et coûteux, comprenant l'extraction de l'uranium du minerai, sa concentration, sa purification (raffinage), sa conversion (production d'hexafluorure d'uranium, son enrichissement, sa déconversion (traduction UF) 6 b U0 2), production d'éléments combustibles (crayons combustibles).

Lors de la première étape du traitement du minerai d'uranium extrait par les méthodes de carrière et de mine, il est broyé et trié par radioactivité. Après tri, les morceaux de minerai sont ensuite broyés et envoyés à la lixiviation pour convertir l'uranium sous une forme soluble. Le choix de la solution chimique pour ouvrir le minerai dépend du type de minéral qui contient de l'uranium. Dans certains cas, des méthodes microbiologiques sont utilisées pour ouvrir le minerai.

À la suite de la lixiviation, une solution productive contenant de l'uranium se forme. Lors du traitement ultérieur de la solution productive par des méthodes d'échange d'ions, d'extraction ou de précipitation, l'uranium est concentré et les impuretés indésirables (Na, K, Ca, Mg, Fe, Mn, Ni, etc.) sont séparées. Le produit obtenu est filtré, séché et chauffé à une température élevée, à laquelle se forme de l'oxyde d'uranium - gâteau jaune (U 3 0 8). Pour purifier en profondeur l'uranium des impuretés, on effectue un raffinage dont le schéma traditionnel consiste à dissoudre l'U 3 0 8 dans l'acide nitrique et à le purifier par extraction (moins souvent, précipitation). Dans ce cas, le produit final de la technologie de raffinage est U 3 0 8 ou trioxyde d'uranium U0 3. Le produit d'oxyde résultant est converti à l'état gazeux - UF 6, ce qui est le plus pratique pour l'enrichissement. Ce processus est appelé conversion.

Le minerai d'uranium broyé (voir Fig. 1.10) est acheminé vers une usine de traitement. Le concentré de minerai (uranium naturel) est envoyé à l'usine pour produire de l'hexafluorure d'uranium (UF 6).

Riz. 1.10.

L'uranium provenant d'une usine de régénération de combustible radiochimique est ajouté au cycle. L'hexafluorure d'uranium est envoyé dans une usine d'enrichissement de l'uranium naturel et régénéré pour augmenter la teneur en isotope 235 U. Pour séparer les isotopes de l'uranium, des méthodes spéciales sont nécessaires (diffusion gazeuse et centrifugation gazeuse), car les isotopes séparés 23 :> et et 238 représentent un élément chimique (c'est-à-dire qu'ils ne peuvent pas être séparés par des méthodes chimiques) et ne diffèrent que par leur nombre de masse (235 et 238 uma). Ces méthodes sont extrêmement complexes et nécessitent des quantités importantes d’énergie, de temps et d’équipement spécial. La méthode de diffusion gazeuse est basée sur la différence des taux de pénétration des hexafluorures d'uranium 238 et d'uranium 235 à travers des cloisons poreuses (membranes). Lorsque l'uranium gazeux traverse une membrane, les concentrations ne changent que de 0,43 %, c'est-à-dire que la concentration initiale est de 2b et augmente de 0,710 à 0,712 %. Pour enrichir significativement le mélange en 235 U, le processus de séparation doit être répété plusieurs fois. Ainsi, pour obtenir un mélange à partir d'uranium naturel enrichi à 2,4% en 235 U, et une concentration en 235 U dans de l'uranium appauvri (déchet) de 0,3%, environ 840 étapes sont nécessaires. La cascade de production d'uranium hautement enrichi (90 % et plus) doit comporter 3 000 étages.

La méthode de centrifugation à gaz est plus efficace, dans laquelle les hexafluorures des isotopes de l'uranium 235 et 238 sont introduits dans une centrifugeuse à gaz qui tourne à une vitesse de 1 500 tours par seconde. Dans ce cas, une force centrifuge importante apparaît, poussant l'uranium-238 vers la paroi, et l'uranium-235 est concentré dans la zone de l'axe de rotation. Pour atteindre le degré d'enrichissement requis, les centrifugeuses à gaz sont combinées en cascades composées de dizaines de milliers d'appareils.

Pour convertir l'UF 6 après enrichissement en dioxyde d'uranium U O, des méthodes « humides » (dissolution dans l'eau, précipitation et calcination) et « sèches » (combustion de l'UF 6 dans une flamme d'hydrogène) sont utilisées. La poudre de U0 2 obtenue est pressée en comprimés et frittée à une température d'environ 1750°C.

Après enrichissement, les deux flux – l’uranium enrichi et l’uranium appauvri – suivent des chemins différents. L'uranium appauvri est stocké dans une usine de diffusion et l'uranium enrichi est converti en dioxyde d'uranium (U0 2) et envoyé à l'usine de production de barres de combustible.

Dans ces usines, l'U0 2 destiné aux réacteurs est transformé en pastilles de combustible. Les comprimés sont chauffés et frittés pour obtenir une consistance dure et dense (Fig. 1.11). Après traitement, ils sont placés dans des tubes (coquilles) en zirconium, des bouchons sont soudés aux extrémités, et le résultat est élément combustible. Un certain nombre de crayons combustibles sont assemblés en une seule structure - assemblage combustible(Téléviseurs).

Riz. 1.11. Pastilles combustibles à partir de U0 2

Les assemblages combustibles finis sont livrés aux centrales nucléaires dans des conteneurs spéciaux par transport ferroviaire, routier ou maritime. Dans certains cas, le transport aérien est utilisé.

Partout dans le monde, des travaux sont en cours pour améliorer les caractéristiques techniques et économiques du combustible nucléaire. L'exigence la plus importante du point de vue de l'efficacité économique du combustible nucléaire est d'augmenter le taux de combustion. Pour une utilisation plus complète de l'uranium, le combustible doit rester plus longtemps dans le cœur du réacteur (voir tableau 1.8). Pour augmenter la durée de vie du combustible, on améliore les matériaux de structure, qui doivent fonctionner dans des conditions de fonctionnement plus longues et plus sévères ; compositions de combustibles (pour réduire le rendement en produits de fission) ; la rigidité des cadres des assemblages combustibles augmente.

Tableau 1.8

Cycles de combustible VVER modernes et prometteurs utilisant de l’uranium naturel enrichi

		Statut pour 2014			À court terme
			Carburant	Thermique pouvoir réacteur,		Carburant	Thermique pouvoir réacteur,
	Balle NPP 1-3
	RosAES 1,2
	Centrale nucléaire de Kal 1-4				TVSA-plus
					tapez TVS-2M
					tapez TVS-2M
Bulgarie	Kozlodouy 5.6
	Tianwan 1.2
	Tianwan 3.4
	Témelin 1,2
	Kadankulam 1
	Kadankulam 2
	ZaNPP, centrale nucléaire du sud de l'Ukraine, centrale nucléaire de Khm, RovNPP

1.4. Combustible nucléaire

Pour les réacteurs de type VVER-1000, il existe deux principaux types d'assemblages combustibles améliorés (Fig. 1.12) : TVSA (développé par OKBM du nom de I. I. Afrikantov) et TVS-2 M (développé par OKB Gidropress),

Riz. 1.12. Assemblages combustibles pour le réacteur VVER : UN- TVSA-PLUS, b-TVS-2M

Les assemblages combustibles TVSA-PLUS et TVS-2 M ont des caractéristiques techniques et économiques identiques, permettant d'augmenter la puissance de la centrale nucléaire jusqu'à 104 % du cycle du combustible nominal de 18 mois (complément de 66 unités), le combustible taux de combustion - 72 MW jour/kg U, possibilité de fonctionnement en mode manœuvrable, protection contre les corps étrangers.

La part croissante de la production d'électricité des centrales nucléaires dans le bilan énergétique et la transition vers un marché libéral de l'électricité nécessiteront dans les années à venir le transfert de certaines centrales nucléaires vers une exploitation en mode flexible. Ce mode de fonctionnement, inédit dans les centrales nucléaires, impose également des exigences supplémentaires au combustible et aux cycles du combustible. Il faut développer un carburant qui conserve des caractéristiques de performance élevées dans des conditions de charge variables.

• Selon le rapport conjoint de l'AIEA et de l'OCDE « Uranium 2011 : réserves, production et demande ».

Principe de fonctionnement et conception du TURD

Actuellement, 2 options de conception pour le TURD sont proposées :

TNR basé sur un réacteur thermonucléaire à confinement magnétique du plasma

Dans le premier cas, le principe de fonctionnement et de conception du TNRE est le suivant : la partie principale du moteur est le réacteur dans lequel se produit une réaction de fusion thermonucléaire contrôlée. Le réacteur est une « chambre » cylindrique creuse, ouverte d'un côté, appelée. une installation de fusion thermonucléaire « à piège ouvert » (appelée aussi « bouteille magnétique » ou chambre miroir). La « chambre » du réacteur n’a pas nécessairement besoin (et même non souhaitable) d’être complètement scellée ; il s’agira très probablement d’une ferme légère et de taille stable qui portera les bobines du système magnétique. Actuellement, le soi-disant programme est considéré comme le plus prometteur. "confinement ambipolaire" ou "miroirs magnétiques" rétroviseurs tandem), bien que d'autres schémas de confinement soient possibles : pièges à dynamique gazeuse, confinement centrifuge, champ magnétique inversé (FRC). Selon les estimations modernes, la longueur de la « chambre » de réaction sera de 100 à 300 m avec un diamètre de 1 à 3 m dans la chambre du réacteur. Des conditions sont créées dans la chambre du réacteur, suffisantes pour commencer la fusion thermonucléaire des composants sélectionnés. couple de combustibles (températures de l'ordre de centaines de millions de degrés, facteurs du critère de Lawson). Le combustible thermonucléaire - un plasma préchauffé provenant d'un mélange de composants combustibles - est introduit dans la chambre du réacteur, où se produit une réaction de fusion constante. Les générateurs de champs magnétiques (bobines magnétiques d'une conception ou d'une autre) entourant le noyau créent des champs de haute intensité et de configuration complexe dans la chambre du réacteur, qui empêchent le plasma thermonucléaire à haute température d'entrer en contact avec la structure du réacteur et stabilisent les processus qui s'y déroulent. La zone de « combustion » thermonucléaire (torche à plasma) est formée le long de l'axe longitudinal du réacteur. Le plasma résultant, guidé par des systèmes de contrôle magnétique, s'écoule hors du réacteur à travers une buse, créant une poussée du jet.

A noter la possibilité de fonctionnement « multi-mode » du TURD. En injectant une substance relativement froide dans le jet de panache de plasma, la poussée globale du moteur peut être fortement augmentée (en réduisant l'impulsion spécifique), ce qui permettra à un navire équipé d'un turbopropulseur de manœuvrer efficacement dans les champs gravitationnels de corps célestes massifs. , comme les grandes planètes, où une poussée totale importante du moteur est souvent requise. Selon les estimations générales, un moteur nucléaire d'une telle conception peut développer une poussée de plusieurs kilogrammes jusqu'à des dizaines de tonnes avec une impulsion spécifique de 10 000 secondes à 4 millions de secondes. À titre de comparaison, l’impulsion spécifique des moteurs-fusées chimiques les plus avancés est d’environ 450 secondes.

TURD basé sur des systèmes de fusion inertielle (réacteur thermonucléaire pulsé)

Le moteur du deuxième type est un moteur thermonucléaire inertiel pulsé. Dans un tel réacteur, une réaction thermonucléaire contrôlée se produit en mode pulsé (fractions de microseconde avec une fréquence de 1 à 10 Hz), avec compression et chauffage périodiques de microcibles contenant du combustible thermonucléaire. Initialement, il était prévu d'utiliser un moteur à fusion laser (LTYARD). Un tel LNFJ a notamment été proposé pour une sonde automatique interstellaire dans le cadre du projet Daedalus. Sa partie principale est un réacteur fonctionnant en mode pulsé. Le combustible thermonucléaire (par exemple, le deutérium et le tritium) est introduit dans la chambre sphérique du réacteur sous forme de cibles - une conception complexe de sphères constituées d'un mélange de composants combustibles gelés dans une coque d'un diamètre de plusieurs millimètres. Sur la partie extérieure de la chambre se trouvent des lasers puissants - de l'ordre de centaines de térawatts - dont une impulsion de rayonnement nanoseconde frappe la cible à travers des fenêtres optiquement transparentes dans les parois de la chambre. Dans ce cas, une température de plus de 100 millions de degrés est instantanément créée à la surface de la cible à une pression d'environ un million d'atmosphères - des conditions suffisantes pour le démarrage d'une réaction thermonucléaire. Une micro-explosion thermonucléaire d'une puissance de plusieurs centaines de kilogrammes de TNT se produit. La fréquence de telles explosions dans la chambre du projet Daedalus est d'environ 250 par seconde, ce qui a nécessité l'alimentation des cibles en carburant à une vitesse supérieure à 10 km/s à l'aide d'un canon EM. Le plasma en expansion s'écoule de la partie ouverte de la chambre du réacteur à travers une buse de conception appropriée, créant une poussée du jet. À l'heure actuelle, il a été prouvé théoriquement et pratiquement que la méthode laser de compression/chauffage de microcibles est une impasse - et il est pratiquement impossible de construire des lasers d'une telle puissance avec une ressource suffisante. Par conséquent, l’option avec compression/chauffage de microcibles par faisceau d’ions est actuellement envisagée pour la synthèse inertielle, car elle est plus efficace, plus compacte et dispose d’une ressource beaucoup plus longue.

Et pourtant, il existe une opinion selon laquelle un TURE basé sur le principe de l'impulsion inertielle est trop volumineux en raison des très grandes puissances qui y circulent, avec une impulsion spécifique et une poussée pires qu'un TURE à confinement magnétique, qui est provoqué par l'impulsion. -type périodique de son action . Idéologiquement, les fusées explosives basées sur des charges thermonucléaires comme le projet Orion sont adjacentes aux TURD basés sur le principe de l'impulsion inertielle.

Types de réactions et combustible de fusion

Un TNRE peut utiliser différents types de réactions thermonucléaires selon le type de combustible utilisé. En particulier, les types de réactions suivants sont actuellement fondamentalement réalisables :

Réaction deutérium + tritium (carburant D-T)

2 H + 3 H = 4 He + n à une puissance énergétique de 17,6 MeV

Cette réaction est la plus facilement réalisable du point de vue des technologies modernes, elle offre un rendement énergétique important et les composants combustibles sont relativement bon marché. Son inconvénient est une très grande production de rayonnement neutronique indésirable (et inutile pour la génération directe de poussée), qui emporte la majeure partie de la puissance de réaction et réduit considérablement l'efficacité du moteur. Le tritium est radioactif, sa demi-vie est d'environ 12 ans, c'est-à-dire que son stockage à long terme est impossible. Parallèlement, il est possible d'entourer un réacteur deutérium-tritium d'une coque contenant du lithium : ce dernier, irradié par un flux de neutrons, se transforme en tritium, ce qui ferme dans une certaine mesure le cycle du combustible, puisque le réacteur fonctionne en surgénérateur. mode. Ainsi, le combustible d’un réacteur D-T est en réalité du deutérium et du lithium.

Réaction deutérium + hélium-3

2 H + 3 He = 4 He + p. avec une production d'énergie de 18,3 MeV

Les conditions pour y parvenir sont bien plus compliquées. L'hélium-3 est également un isotope rare et extrêmement coûteux. Il n’est actuellement pas produit à l’échelle industrielle. Bien que le rendement énergétique de la réaction D-T soit plus élevé, la réaction D-3He présente les avantages suivants :

Flux neutronique réduit, la réaction peut être classée comme « sans neutrons »,

Moins de masse de radioprotection,

Moins de poids des bobines magnétiques du réacteur.

Lors de la réaction D-3 He, seulement environ 5 % de la puissance est libérée sous forme de neutrons (contre 80 % pour la réaction D-T). Environ 20 % est libérée sous forme de rayons X. Toute l’énergie restante peut être directement utilisée pour créer une poussée de jet. Ainsi, la réaction D-3He est beaucoup plus prometteuse pour une utilisation dans un réacteur nucléaire.

Autres types de réactions

Réaction entre noyaux de deutérium (D-D, monoergol) D + D -> 3 He + n avec un rendement énergétique de 3,3 MeV, et

D + D -> T + p+ avec une puissance énergétique de 4 MeV. Le rendement en neutrons de cette réaction est assez important.

D’autres types de réactions sont possibles :

P + 6 Li → 4 He (1,7 MeV) + 3 He (2,3 MeV) 3 He + 6 Li → 2 4 He + p + 16,9 MeV p + 11 B → 3 4 He + 8,7 MeV

Il n’y a aucun rendement en neutrons dans les réactions ci-dessus.

Le choix du combustible dépend de nombreux facteurs - sa disponibilité et son faible coût, la production d'énergie, la facilité d'obtention des conditions requises pour la réaction de fusion thermonucléaire (principalement la température), les caractéristiques de conception nécessaires du réacteur, etc. Les plus prometteurs pour la mise en œuvre de moteurs de fusée à propulsion nucléaire sont ce qu'on appelle. des réactions « sans neutrons », puisque le flux de neutrons généré par la fusion thermonucléaire (par exemple dans la réaction deutérium-tritium) emporte une partie importante de la puissance et ne peut pas être utilisé pour créer une poussée. De plus, le rayonnement neutronique génère une radioactivité induite dans la structure du réacteur et du navire, créant un danger pour l'équipage. La réaction deutérium-hélium-3 est prometteuse en raison du manque de rendement en neutrons. Actuellement, un autre concept de TNRE a été proposé : utiliser de petites quantités d'antimatière comme catalyseur pour une réaction thermonucléaire.

Histoire, état actuel et perspectives de développement du TURD

L'idée de créer un TNRE est apparue presque immédiatement après les premières réactions thermonucléaires (tests de charges thermonucléaires). L'une des premières publications sur le thème du développement du TURD était un article de J. Ross publié en 1958. Actuellement, des développements théoriques de tels types de moteurs sont en cours (basés notamment sur la fusion thermonucléaire laser) et, en général, des recherches pratiques approfondies dans le domaine de la fusion thermonucléaire contrôlée. Il existe de solides conditions théoriques et techniques pour la mise en œuvre de ce type de moteur dans un avenir proche. Sur la base des caractéristiques calculées des TNRE, ces moteurs pourront assurer la création d'un transport interplanétaire rapide et efficace pour l'exploration du système solaire. Cependant, de véritables échantillons de TNRE n'ont pas encore été créés pour le moment (2012).

voir également

Liens

• Cosmonautique du XXIe siècle : moteurs thermonucléaires // journal « For Science », 2003
• New Scientist Space (23/01/2003) : La fusion nucléaire pourrait alimenter les vaisseaux spatiaux de la NASA (anglais)
• Encyclopédie physique, vol. 4, article « réactions thermonucléaires », page 102, Moscou, « Grande Encyclopédie russe », 1994, 704 p.

Machine à vapeur Le moteur de Stirling Moteur pneumatique Par type de fluide de travail Gaz Usine de turbine à gaz Centrale électrique à turbine à gaz Moteurs à turbine à gaz‎ Vapeur Usine à cycle combiné Turbine à condensation Turbines hydrauliques‎ Turbine à hélice Convertisseur de couple Par caractéristiques de conception Turbine axiale (axiale) Turbine centrifuge (radiale,

Le cycle de vie du combustible nucléaire à base d'uranium ou de plutonium commence dans les entreprises minières, les usines chimiques, dans les centrifugeuses à gaz, et ne se termine pas au moment où l'assemblage combustible est déchargé du réacteur, car chaque assemblage combustible doit parcourir un long chemin d'élimination puis de retraitement.

Extraction de matières premières pour le combustible nucléaire

L'uranium est le métal le plus lourd sur terre. Environ 99,4 % de l’uranium terrestre est de l’uranium 238, et seulement 0,6 % est de l’uranium 235. Le rapport du Livre rouge de l'Agence internationale de l'énergie atomique montre que la production et la demande d'uranium augmentent malgré l'accident nucléaire de Fukushima, qui laisse beaucoup de personnes s'interroger sur les perspectives de l'énergie nucléaire. Au cours des seules dernières années, les réserves prouvées d'uranium ont augmenté de 7 %, ce qui est associé à la découverte de nouveaux gisements. Les plus grands producteurs restent le Kazakhstan, le Canada et l'Australie ; ils exploitent jusqu'à 63 % de l'uranium mondial. De plus, des réserves de métaux sont disponibles en Australie, au Brésil, en Chine, au Malawi, en Russie, au Niger, aux États-Unis, en Ukraine, en Chine et dans d'autres pays. Pronedra avait précédemment écrit qu'en 2016, 7,9 mille tonnes d'uranium avaient été extraites en Fédération de Russie.

Aujourd’hui, l’uranium est extrait de trois manières différentes. La méthode ouverte ne perd pas de sa pertinence. Il est utilisé dans les cas où les dépôts sont proches de la surface de la terre. Avec la méthode ouverte, les bulldozers créent une carrière, puis le minerai contenant des impuretés est chargé dans des camions à benne basculante pour être transporté vers des complexes de traitement.

Souvent, le gisement se trouve à de grandes profondeurs, auquel cas la méthode d'exploitation souterraine est utilisée. Une mine est creusée jusqu'à deux kilomètres de profondeur, la roche est extraite par forage dans des galeries horizontales et transportée vers le haut dans des monte-charges.

Le mélange ainsi transporté vers le haut contient de nombreux composants. La roche doit être concassée, diluée avec de l'eau et l'excédent enlevé. Ensuite, de l’acide sulfurique est ajouté au mélange pour effectuer le processus de lixiviation. Lors de cette réaction, les chimistes obtiennent un précipité jaune de sels d'uranium. Enfin, l'uranium contenant des impuretés est purifié dans une installation de raffinage. Ce n'est qu'après cela que l'oxyde d'uranium est produit et négocié en bourse.

Il existe une méthode beaucoup plus sûre, écologique et rentable appelée lixiviation in situ en forage (ISL).

Avec cette méthode d'exploitation minière, le territoire reste sûr pour le personnel et le fond de rayonnement correspond à celui des grandes villes. Pour extraire de l’uranium par lixiviation, vous devez percer 6 trous aux coins de l’hexagone. Grâce à ces puits, l'acide sulfurique est pompé dans les gisements d'uranium et mélangé à ses sels. Cette solution est extraite, c'est-à-dire pompée à travers un puits au centre de l'hexagone. Pour atteindre la concentration requise de sels d'uranium, le mélange est passé plusieurs fois dans des colonnes de sorption.

Production de combustible nucléaire

Il est impossible d’imaginer la production de combustible nucléaire sans les centrifugeuses à gaz, utilisées pour produire de l’uranium enrichi. Après avoir atteint la concentration requise, le dioxyde d'uranium est pressé en comprimés. Ils sont créés à partir de lubrifiants éliminés lors de la cuisson dans les fours. La température de cuisson atteint 1000 degrés. Après cela, les comprimés sont vérifiés pour s'assurer qu'ils répondent aux exigences énoncées. La qualité de la surface, la teneur en humidité et le rapport oxygène/uranium sont importants.

Parallèlement, des coques tubulaires pour éléments combustibles sont en cours de préparation dans un autre atelier. Les processus ci-dessus, y compris le dosage ultérieur et le conditionnement des comprimés dans des tubes à coque, le scellement et la décontamination, sont appelés fabrication de combustible. En Russie, la création d'assemblages combustibles (FA) est réalisée par le Mashinostroitelny Zavod dans la région de Moscou, l'usine de concentrés chimiques de Novossibirsk à Novossibirsk, l'usine de polymétaux de Moscou et d'autres.

Chaque lot d'assemblages combustibles est créé pour un type de réacteur spécifique. Les assemblages combustibles européens ont la forme d'un carré, tandis que les assemblages combustibles russes ont une section hexagonale. Les réacteurs des types VVER-440 et VVER-1000 sont largement utilisés en Fédération de Russie. Les premiers éléments combustibles pour le VVER-440 ont commencé à être développés en 1963 et pour le VVER-1000, en 1978. Bien que de nouveaux réacteurs dotés des technologies de sécurité post-Fukushima soient activement introduits en Russie, de nombreuses installations nucléaires de type ancien sont en activité dans tout le pays et à l'étranger, de sorte que les assemblages combustibles pour différents types de réacteurs restent tout aussi pertinents.

Par exemple, pour fournir des assemblages combustibles pour un cœur du réacteur RBMK-1000, plus de 200 000 composants en alliages de zirconium, ainsi que 14 millions de pastilles de dioxyde d'uranium fritté, sont nécessaires. Parfois, le coût de fabrication d'un assemblage combustible peut dépasser le coût du combustible contenu dans les éléments, c'est pourquoi il est si important de garantir une efficacité énergétique élevée par kilogramme d'uranium.

Coûts des processus de production en %

Par ailleurs, il convient de mentionner les assemblages combustibles pour les réacteurs de recherche. Ils sont conçus de manière à rendre l'observation et l'étude du processus de génération de neutrons aussi confortables que possible. De tels barres de combustible destinées à des expériences dans les domaines de la physique nucléaire, de la production d'isotopes et de la médecine radiologique sont produites en Russie par l'usine de concentrés chimiques de Novossibirsk. Les FA sont créés sur la base d'éléments sans soudure avec de l'uranium et de l'aluminium.

La production de combustible nucléaire en Fédération de Russie est assurée par la société pétrolière TVEL (une division de Rosatom). L'entreprise travaille à l'enrichissement des matières premières, à l'assemblage d'éléments combustibles et fournit également des services d'autorisation de carburant. L'usine mécanique de Kovrov dans la région de Vladimir et l'usine de centrifugation à gaz de l'Oural dans la région de Sverdlovsk créent des équipements pour les assemblages combustibles russes.

Caractéristiques du transport des barres de combustible

L'uranium naturel se caractérise par un faible niveau de radioactivité, cependant, avant la production d'assemblages combustibles, le métal subit une procédure d'enrichissement. La teneur en uranium 235 du minerai naturel ne dépasse pas 0,7 % et la radioactivité est de 25 becquerels pour 1 milligramme d'uranium.

Les pastilles d'uranium, qui sont placées dans les assemblages combustibles, contiennent de l'uranium à une concentration d'uranium 235 de 5 %. Les assemblages combustibles finis contenant du combustible nucléaire sont transportés dans des conteneurs métalliques spéciaux à haute résistance. Pour le transport, on utilise le transport ferroviaire, routier, maritime et même aérien. Chaque conteneur contient deux assemblages. Le transport de combustible non irradié (frais) ne présente pas de risque de rayonnement, puisque le rayonnement ne s'étend pas au-delà des tubes de zirconium dans lesquels sont placées les pastilles d'uranium pressées.

Un itinéraire spécial est développé pour le transport du carburant ; la cargaison est transportée accompagnée du personnel de sécurité du fabricant ou du client (le plus souvent), ce qui est principalement dû au coût élevé de l'équipement. Dans toute l'histoire de la production de combustible nucléaire, aucun accident de transport impliquant des assemblages combustibles n'a été enregistré qui aurait affecté le fond radiologique de l'environnement ou aurait fait des victimes.

Combustible dans le cœur du réacteur

Une unité de combustible nucléaire - un TVEL - est capable de libérer d'énormes quantités d'énergie sur une longue période. Ni le charbon ni le gaz ne peuvent rivaliser avec de tels volumes. Le cycle de vie du combustible dans toute centrale nucléaire commence par le déchargement, l'enlèvement et le stockage du combustible neuf dans l'entrepôt des assemblages combustibles. Lorsque le lot précédent de combustible dans le réacteur brûle, le personnel assemble les assemblages combustibles pour les charger dans le cœur (la zone de travail du réacteur où se produit la réaction de désintégration). En règle générale, le carburant est partiellement rechargé.

Le combustible complet n'est ajouté au cœur qu'au moment du premier démarrage du réacteur. Cela est dû au fait que les barres de combustible dans le réacteur brûlent de manière inégale, car le flux de neutrons varie en intensité dans différentes zones du réacteur. Grâce aux compteurs, le personnel de la station a la possibilité de suivre en temps réel le degré d'épuisement de chaque unité de carburant et de procéder à des remplacements. Parfois, au lieu de charger de nouveaux assemblages combustibles, les assemblages sont déplacés entre eux. Au centre de la zone active, l'épuisement professionnel se produit le plus intensément.

FA après une centrale nucléaire

L'uranium qui a été utilisé dans un réacteur nucléaire est appelé irradié ou brûlé. Et ces assemblages combustibles sont du combustible nucléaire usé. Le SNF est positionné séparément des déchets radioactifs, car il contient au moins 2 composants utiles : l'uranium non brûlé (la profondeur de combustion des métaux n'atteint jamais 100 %) et les radionucléides transuraniens.

Récemment, les physiciens ont commencé à utiliser les isotopes radioactifs accumulés dans le combustible nucléaire usé dans l'industrie et en médecine. Une fois que le combustible a terminé sa campagne (temps où l'assemblage est dans le cœur du réacteur dans les conditions de fonctionnement à puissance nominale), il est envoyé vers la piscine de refroidissement, puis vers le stockage directement dans le compartiment du réacteur, puis vers le retraitement ou l'élimination. La piscine de refroidissement est conçue pour évacuer la chaleur et protéger des rayonnements ionisants, car l'assemblage combustible reste dangereux après sa sortie du réacteur.

Aux États-Unis, au Canada ou en Suède, le combustible usé n'est pas envoyé au retraitement. D’autres pays, dont la Russie, travaillent sur un cycle du combustible fermé. Il permet de réduire considérablement le coût de production du combustible nucléaire, puisqu'une partie du combustible usé est réutilisée.

Les barres de combustible sont dissoutes dans de l'acide, après quoi les chercheurs séparent le plutonium et l'uranium non utilisé des déchets. Environ 3 % des matières premières ne peuvent pas être réutilisées ; il s'agit de déchets de haute activité qui subissent des procédures de bitumage ou de vitrification.

1 % de plutonium peut être récupéré du combustible nucléaire usé. Ce métal n'a pas besoin d'être enrichi ; la Russie l'utilise dans le processus de production de combustible MOX innovant. Un cycle de combustible fermé permet de fabriquer un assemblage combustible environ 3 % moins cher, mais cette technologie nécessite de gros investissements dans la construction d'unités industrielles, elle n'est donc pas encore généralisée dans le monde. Pour autant, le pétrolier Rosatom n’arrête pas les recherches dans ce sens. Pronedra a récemment écrit que la Fédération de Russie travaillait sur un combustible capable de recycler les isotopes de l'américium, du curium et du neptunium dans le cœur du réacteur, qui font partie des mêmes 3 % de déchets hautement radioactifs.

Producteurs de combustible nucléaire : notation

1. La société française Areva assurait jusqu'à récemment 31 % du marché mondial des assemblages combustibles. L'entreprise produit du combustible nucléaire et assemble des composants pour centrales nucléaires. En 2017, Areva a subi une rénovation qualitative, de nouveaux investisseurs sont arrivés dans l'entreprise et la perte colossale de 2015 a été réduite de 3 fois.
2. Westinghouse est la division américaine de la société japonaise Toshiba. Elle développe activement le marché en Europe de l'Est, en fournissant des assemblages combustibles aux centrales nucléaires ukrainiennes. Avec Toshiba, elle assure 26 % du marché mondial de la production de combustible nucléaire.
3. La société pétrolière TVEL de la société d'État Rosatom (Russie) occupe la troisième place. TVEL fournit 17 % du marché mondial, dispose d'un portefeuille de contrats sur dix ans d'une valeur de 30 milliards de dollars et fournit du combustible à plus de 70 réacteurs. TVEL développe des assemblages combustibles pour les réacteurs VVER et entre également sur le marché des centrales nucléaires de conception occidentale.
4. Selon les dernières données, Japan Nuclear Fuel Limited fournit 16 % du marché mondial et fournit des assemblages combustibles à la plupart des réacteurs nucléaires du Japon même.
5. Mitsubishi Heavy Industries est un géant japonais qui produit des turbines, des pétroliers, des climatiseurs et, plus récemment, du combustible nucléaire pour les réacteurs de type occidental. Mitsubishi Heavy Industries (une division de la société mère) est engagée dans la construction de réacteurs nucléaires APWR et dans des activités de recherche en collaboration avec Areva. Cette société a été choisie par le gouvernement japonais pour développer de nouveaux réacteurs.