Ядзернае паліва: розьніца паміж вэрсіямі

д
пунктуацыя, артаграфія, вікіфікацыя
(артаграфія)
д (пунктуацыя, артаграфія, вікіфікацыя)
[[Файл:Crocus-p1020491.jpg|міні|200пкс|Ядзерны рэактар CROCUS]]
 
'''Ядзернае паліва''' — матэрыялы, неабходныя для атрыманняатрыманьня 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 <sup>235</sup>U, забяспечваючыя ўтрыманне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і тг.  зв. "«сыравінныя"» ядра <sup>238</sup>U, здольныя, захопліваючы нейтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядра <sup>239</sup>Рu, не існуючыя ў прыродзе (паўторнае гаручае):
Паўторным гаручым з’яўляюцца так сама не сустракаючыяся ў прыродзе ядра <sup>233</sup>U, якія ўтвараюцца ў выніку захопу нейтронаў паліўнымі ядрамі <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 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 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-множніках]](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 <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 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 <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 дзесяцігодзьдзі 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 <math>\gamma</math>-апраменьванню ў адвал выдаляюць 20 — 30 % пароды з утрыманнем урана <math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэння). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбнення, кіслотным вылугаванні, экстракцыйным здабыванні U з асветленых раствораў і атрыманні ачышчанага закіса-вокіса урана <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 <math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд U<math>F_4</math> для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд U<math>F_6</math> – адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам <sup>235</sup>U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей U<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 <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 <sup>235</sup>U не знайшоў шырокага ўжывання па некальніх прычынах:
 
Па хімічнамухімічным складускладзе 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 тэхналогіятэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў [[рэактар-множальнік |рэактарах-множніках]](брыдэрах) на хуткіх [[нэўтрон | нейтронах]], акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасцівытворчасьці.
# Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
 
# Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналогія яго выняцця з руды складаней;
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 колькасцьколькасьць. Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца так сама ў экраннай зоне [[рэактар-множальнік | рэактара-множніка]] (зоне утварэнняўтварэньня), 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 ўтварэннеўтварэньне 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 пашырэннепашырэньне будаўніцтва [[рэактар-множальнік | рэактараў-размнажальнікаў]] хутчэй за ўсё будзе зніжаназьніжана.
# Разам з <sup>235</sup>U атрымліваецца <sup>232</sup>U, які, распадаючыся, утварае <math>\gamma</math>-актыўныя ядра (<sup>212</sup>Bi, <sup>208</sup>Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасць цеплавыдзяляючых элементаў;
 
ВытворчасцьВытворчасьць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды з мэтай выдзяленнявыдзяленьня з іх урана. Пры папярэднім сартаванні руды па <math>\gamma</math>-апраменьваннюапраменьваньню ў адвал выдаляюць 20  — 30 % пароды з утрыманнем урана <math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метады ўзбагачэнняўзбагачэньня). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды складаецца з яе драбненнядрабненьня, кіслотным вылугаваннівылугаваньні, экстракцыйным здабыванніздабываньні U з асветленых раствораў і атрыманніатрыманьні ачышчанага закіса-вокіса урана <math>U_3</math><math>O_8</math>. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваннявылугаваньня (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 змяльчэннмзмяльчэнні руды выбуховымі мэтадамі).
 
Далей <math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд U<math>F_4</math> для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд U<math>F_6</math> — адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам <sup>235</sup>U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей U<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 патрабаванніпатрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складаскладу і ўтрыманняўтрыманьня 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 <math>H_2</math>O (па масе) адпаведна не болей 0,01  — 0,006 % і 0,001 %.
 
Торый як сыравінны матэрыял для атрыманняатрыманьня дзелячыхся ядраў <sup>235</sup>U не знайшоў шырокага ўжыванняўжываньня пазь некальніхнекалькіх прычынахпрычынаў:
 
# Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззі;
# Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняў, і тэхналогіятэхналёгія яго выняццявыняцьця з руды складаней;
# Разам з <sup>235</sup>U атрымліваецца <sup>232</sup>U, які, распадаючыся, утварае <math>\gamma</math>-актыўныя ядра (<sup>212</sup>Bi, <sup>208</sup>Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасць цеплавыдзяляючых элементаў;
# 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 карыстаннякарыстаньня 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 пакажчыкі атамных электрастанцый.
 
[[Катэгорыя:Фізыка]]
156 705

зьменаў