Розьніца паміж вэрсіямі «Ядзернае паліва»

д
(артаграфія)
{{Артаграфія}}
 
[[Файл:Uranium2.jpg|міні|200пксзначак|Уранавая руда]]
 
[[Файл:Crocus-p1020491.jpg|міні|200пксзначак|Ядзерны рэактар CROCUS]]
 
'''ЯдзернаеЯ́дзернае палівапа́ліва'''  — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў [[Ядзерны рэактар|ядзерным рэактары]]. Ядзернае паліва гэта смесь рэчываў, якія утрымліваюць дзелячыеся ядры і ядры здольныя ў выніку бамбардзіроўкі нэўтронамі ствараць дзелячыеся ядры (якія не існуюць у прыродзе). Існуе толькі адно натуральнае ядзернае паліва  — уранавае, якое ўтрымлівае дзелячыеся ядры <sup>235</sup>U, забяспечваючыя ўтрыманьне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і г. зв. «сыравінныя» ядры <sup>238</sup>U, здольныя, захопліваючы нэўтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядры <sup>239</sup>Рu, якія не існуюць у прыродзе (паўторнае гаручае):
Паўторным гаручым зьяўляюцца таксама ядры <sup>233</sup>U, якія не сустракаюцца ў прыродзе і ўтвараюцца ў выніку захопу нэўтронаў паліўнымі ядрамі <sup>232</sup>Th:
Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў [[Ядзерны рэактар|ядзерных рэактарах]], [[цеплавыдзяляючыя элемэнты]] якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваньня зазораў паміж цеплавыдзяляючымі элемэнтамі і для даданьня цеплавыдзяляючай зборкі жорсткасьці, [[зборка]] мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хваставік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках  — чахлавую трубу. У залежнасьці ад тыпаў рэактараў [[цеплавыдзяляючыя зборкі]] маюць розную колькасьць цеплавыдзяляючых элемэнтаў.
 
Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць мэталічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпэратуры плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з [[цепланосьбіт]]ам; мінімальнае павелічэньне аб’ёму ў працэсе абпраменьваньня ў [[Ядзерны рэактар|рэактары]]; тэхналягічнасьць вытворчасьці і мінімальны кошт; простая тэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] (брыдэрах) на хуткіх [[нэўтрон]]ах, акрамя таго, павінна забясьпечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.
 
Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерны рэактар|ядзерных рэактараў]] на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энэргетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманьне ізатопу <sup>235</sup>U (2  — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нэўтронах  — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваньня натуральнага ўрана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] на хуткіх нэўтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманьнем урана <sup>235</sup>U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці <sup>239</sup>Pu, будзе выкарыстоўвацца зьмяшанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15  — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана можна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны уран, якога назапашана ў сьвеце 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 нэўтронах, якія працуюць на уран-плутоніевым ядзерным паліве, колькасьць <sup>239</sup>Рu, які назапашваецца, можа істотна перавышаць колькасьць таго, які згарае. Г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэньня залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастаньня ядзернае паліва разьмяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і мэталічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыцьця урану ці плютонію 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 урану. Пры папярэднім сартаваньні руды па <math>\gamma</math>-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20  — 30% пароды з утрыманьнем урану <math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца звыклыя мэтады ўзбагачэньня). Гідраметалюргічная пераапрацоўка руды складаецца зm яе драбненьня, кіслотнfuf вылугаваньнz, экстракцыйнfuf здабываньнz U з асьветленых раствораў і атрыманьнz ачышчанага закіса-вокіса урана U<sub>3</sub>O<sub>8</sub>. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых радовішчаў  — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных  — ў падземных камэрах з папярэдняй адбойкай і зьмяльчэньні руды выбуховымі мэтадамі).
 
Далей <math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд <math>UF_4</math> для наступнага атрыманьня мэталічнага ўрана ці ў гексафтарыд <math>UF_6</math>  — адзінае ўстойлівае газавае злучэньне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэньня ўрана ізатопам <sup>235</sup>U. Узбагачэньне ажыцьцяўляецца мэтадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваньнем. Далей <math>UF_6</math> пераўтвараюць у двуокісь урану, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў ці для атрыманьня іншых злучэньняў урану з той жа мэтай.
 
Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрыманьня старонніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO<sub>2</sub> адносіны (па масе) [[кісларод]]а і мэталу павінна быць у межах 2,00  — 2,02; дапушчальнае ўтрыманьне F і <math>H_2O</math> (па масе) адпаведна не болей 0,01  — 0,006% і 0,001%.
 
Торый як сыравінны матэрыял для атрыманьня дзелячыхся ядраў <sup>235</sup>U не знайшоў шырокага ўжываньня зь некалькіх прычынаў:
 
У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элемэнтаў ядзернае паліва выгарае ня цалкам, у [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] мае месца ўзнаўленьне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элемэнты накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстаньня; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзяленьня. Потым Pu у выглядзе PuO<sub>2</sub> накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF<sub>6</sub> з мэтай узбагачэньня <sup>235</sup>U.
Рэгенерацыя ядзернага паліва  — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыёактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыёактыўных выпраменьваньняў і дыстанцыйнага кіравання ўсімі апэрацыямі нават пасьля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб прадухіліць узьнікненьне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці зьвязаныя з пераапрацоўкай і пахаваннем радыёактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца мэтады ашкляненьня і бітумаваньня адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыёактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.
 
{{Ядзерная тэхналёгія}}
[[Катэгорыя:Фізыка]]
[[Катэгорыя:ЯдзернаяЯдзернае паліва| энэргетыка]]
[[Катэгорыя:Паліва]]
148 015

зьменаў