Ядзернае паліва: розьніца паміж вэрсіямі

19 байтаў дададзена ,  10 гадоў таму
д
r2.6.4) (робат дадаў: kk:Ядролық отын; касмэтычныя зьмены
д (r2.7.1) (робат дадаў: ta:அணு எரிபொருள்)
д (r2.6.4) (робат дадаў: kk:Ядролық отын; касмэтычныя зьмены)
Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў [[ядзерных рэактарах]], [[цеплавыдзяляючыя элементы]] якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўвання зазораў паміж [[цеплавыдзяляючымі элементамі]] і для дадання [[цеплавыдзяляючай зборкі]] жорсткасці, сборка мае некалькі канструктыўных элементаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках — чахлавую трубу. У залежнасці ад тыпаў рэактараў [[цеплавыдзяляючыя зборкі]] маюць розную колькасць [[цеплавыдзяляючых элементаў]].
 
Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаванні да ядзернага паліва: добрая сумеснасць з матэрыялам абалонкі [[цяпловыдзяляючых элементаў]]; высокія тэмпературы плаўлення і выпарэння, вялікая цеплаправоднасць; слабое ўзаемадзеянне з цяплоносбітам; мінімальнае павелічэнне аб’ёма ў працэссе абпраменьвання ў [[рэактары]]; тэхналагічнасць вытворчасці і мінімальная вартасць; простая тэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў [[рэактар-множальнік |рэактарах-множніках]](брыдэрах) на хуткіх [[нэўтрон | нейтронах]], акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.
 
Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерны рэактар | ядзерных рэактараў]] на цеплавых нейтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа <sup>235</sup>U (2 — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нейтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўвання натуральнага урана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўвання ўрана можа быць дасягнуты ў [[рэактар-множальнік | рэактарах-множніках]] на хуткіх нейтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманнем урана <sup>235</sup>U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці <sup>239</sup>Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават уран, збяднённы <sup>235</sup>U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасьць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне [[рэактар-множальнік | рэактара-множніка]] (зоне ўтварэньня), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нейтронах, працуючых на уран-плутоніевам ядзерным паліве, колькасць назапашваючагася <sup>239</sup>Рu можа істотна перавышаць колькасць сгараемага, г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэння залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастання ядзернае паліва размяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і металічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасць набыцця урану ці плутонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэньне будаўніцтва [[рэактар-множальнік | рэактараў-размнажальнікаў]] хутчэй за ўсё будзе зьніжана.
 
Вытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленьня з іх урана. Пры папярэднім сартаванні руды па <math>\gamma</math>-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманнем урана <math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэньня). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбненьня, кіслотным вылугаваньні, экстракцыйным здабываньні U з асветленых раствораў і атрыманьні ачышчанага закіса-вокіса урана <math>U_3</math><math>O_8</math>. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цажкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэнняў — праз сістэму скважын, для жыльных — ў падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэнні руды выбуховымі мэтадамі).
# Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элементаў з мэтай вымання з іх <sup>233</sup>U з’яўляецца больш складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элементаў.
 
У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элементаў ядзернае паліва выгарае не поўнасцю, у [[рэактар-множальнік |рэактарах-множніках]] мае месца ўзнаўленне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элементы накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu чысцяць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе Pu<math>O_2</math> накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, ці пераўтвараюць у U<math>F_6</math> з мэтай узбагачэння <sup>235</sup>U.
Рэгенерацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыёактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыёактыўных выпраменьванняў і дыстанцыйнага кіраванняўсімі аперацыямі нават пасля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элементаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасці звязаны з пераапрацоўкай і пахаваннем радыёактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца метады ашклянення і бітумавання адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыёактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.
 
[[it:Combustibile nucleare]]
[[he:דלק גרעיני]]
[[kk:Ядролық отын]]
[[ml:ആണവ ഇന്ധനം]]
[[nl:Kernbrandstof]]
110 305

зьменаў