Розьніца паміж вэрсіямі «Ядзернае паліва»

1034 байты дададзена ,  15 гадоў таму
д
Падпраўлены сінтаксіс у формулах
д (Падпраўлены сінтаксіс у формулах)
'''Ядзернае паліва''' – матэрыялы неабходныя для атрымання энэргіі ў [[ядзерным рэактары]]. Ядзернае паліва гэта смесь рэчываў утрымліваючых дзелячыеся ядры і ядры здольныя ў выніку бамбардзіроўкі нейтронамі ствараць дзелячыеся ядры (якія не існуюць у прыродзе). Існуе толькі адно натуральнае ядзернае паліва - уранавае, якое ўтрымлівае дзелячыеся ядра 235U<sup>235<sup>U, забяспечваючыя ўтрыманне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і т. зв. "сыравінныя" ядра 238U<sup>238<sup>U, здольныя, захопліваючы нейтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядра 239Рu<sup>239<sup>Рu, не існуючыя ў прыродзе (паўторнае гаручае):
Паўторным гаручым з’яўляюцца так сама не сустракаючыяся ў прыродзе ядра 233U<sup>233<sup>U, якія ўтвараюцца ў выніку захопу нейтронаў паліўнымі ядрамі 232Th<sup>232<sup>Th:
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 сборкізборкі]] жорсткасці, сборка мае некалькі канструктыўных элементаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках – чахлавую трубу. У залежнасці ад тыпаў рэактараў [[цеплавыдзяляючыя сборкізборкі]] маюць розную колькасць [[цеплавыдзяляючых элементаў]].
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 [[рэактар-множальнік |рэактарах-множнікамножніках]](брыдэрах) на хуткіх [[нэўтрон | нейтронах]], акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасці.
Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерны рэактар | ядзерных рэактараў]] на цеплавых нейтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа 235U<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 235U<sup>235<sup>U (да 30 %), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці 239Pu<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 235U<sup>235<sup>U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне [[рэактар-множальнік | 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<sup>239<sup>Рu 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. Аднак, у апошнія дзесяцігоддзі павялічылася верагоднасць набыцця урану ці плутонію з боку тэрарыстычных груповак, з-за чаго пашырэнне будаўніцтва [[рэактар-множальнік | рэактараў-размнажальнікаў]] хутчэй за ўсё будзе зніжана.
Вытворчасць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзялення з іх урана. Пры папярэднім сартаванні руды па g<math>\gamma</math>-апраменьванню ў адвал выдаляюць 20-30 % пароды з утрыманнем урана £<math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэння). Гідра металургічнаяГідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбнення, кіслотным вылугаванні, экстракцыйным здабыванні U з асветленых раствораў і атрыманні ачышчанага закіса-вокіса урана U3O8<math>U_3</math><math>O_8</math>. 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<math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд UF4U<math>F_4</math> для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд UF6U<math>F_6</math> – адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам 235U<sup>235<sup>U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей UF6U<math>F_6</math> 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<math>H_2</math>O (па масе) адпаведна не болей 0,01-0,006 % і 0,001 %.
Торый як сыравінны матэрыял для атрымання дзелячыхся ядраў 235U<sup>235<sup>U не знайшоў шырокага ўжывання па некальніх прычынах:
1. вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
2. Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналогія яго выняцця з руды складаней;
3. разам з 235U атрымліваецца 232U, які, распадаючыся, утварае g-актыўныя ядра (212Bi, 208Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасць цеплавыдзяляючых элементаў;
4. пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элементаў з мэтай выймання з іх 233U з’яўляецца болей складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элементаў.
 
1.# вядомыяВядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
У працэсе карыстання цеплавыдзяляючых элементаў ядзернае паліва выгарае не поўнасцю, у [[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 PuO2 накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF6 з мэтай узбагачэння 235U.
2.# Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналогія яго выняцця з руды складаней;
3.# разамРазам з 235U<sup>235<sup>U атрымліваецца 232U<sup>232<sup>U, які, распадаючыся, утварае g<math>\gamma</math>-актыўныя ядра (212Bi<sup>212<sup>Bi, 208Te<sup>208<sup>Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасць цеплавыдзяляючых элементаў;
4.# пераапрацоўкаПераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элементаў з мэтай выймання з іх 233U<sup>233<sup>U з’яўляецца болей складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элементаў.
 
У працэсе карыстання 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 PuO2Pu<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 UF6U<math>F_6</math> з мэтай узбагачэння 235U<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 пакажчыкі атамных электрастанцый.