Ядзернае паліва: розьніца паміж вэрсіямі

няма апісаньня зьменаў
Няма апісаньня зьменаў
 
Няма апісаньня зьменаў
Па хімічнаму складу 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 тэхналогія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў [[рэактарах-множніка]] на хуткіх нейтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасці.
Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерных рэактараў]] на цеплавых нейтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа 235U (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 [[рэактарах-множніках]] на хуткіх нейтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманнем урана 235U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці 239Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15-20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават уран, збяднённы 235U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне [[рэактара-множніка]] (зоне утварэння), па вазе якая перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нейтронах, працуючых на уран-плутоніевам ядзерным паліве, колькасць назапашваючагася 239Рu можа істотна перавышаць колькасць сгараемага, г. зн. мае месца ўтварэнне 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.
Вытворчасць уранавага ядзернага паліва (паліўны цыкл, гл. мал.) пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзялення з іх урана. Пры папярэднім сартаванні руды па g-апраменьванню ў адвал выдаляюць 20-30% пароды з утрыманнем урана £ 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэння). Гідра металургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбнення, кіслотным вылугаванні, экстракцыйным здабыванні U з асветленых раствораў і атрыманні ачышчанага закіса-вокіса урана U3O8. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугавання (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 змяльчэннм руды выбуховымі мэтадамі).
Далей U3O8 пераводзяць у тэтрафтарыд UF4 для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд UF6 – адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам 235U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей UF6 пераўтвараюць у двуокісь урана, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элементаў ці для атрымання іншых злучэнняў урана з той жа мэтай.
Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элементаў прад’яўляюць высокія патрабаванні ў адносінах стэхіаметрычнага склада і ўтрымання старонніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2 адносіны (па масе) кісларода і метала павінна быць у межах 2,00-2,02; дапушчальнае ўтрыманне F і H2O (па масе) адпаведна не болей 0,01-0,006% і 0,001%.
7630

зьменаў