Ядзернае паліва: розьніца паміж вэрсіямі

'''Ядзернае паліва'''  — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў [[Ядзерны рэактар|ядзерным рэактары]]. Ядзернае паліва гэта смесь рэчываў утрымліваючых дзелячыеся ядры і ядры здольныя ў выніку бамбардзіроўкі нейтронамінэўтронамі ствараць дзелячыеся ядры (якія не існуюць у прыродзе). Існуе толькі адно натуральнае ядзернае паліва  — уранавае, якое ўтрымлівае дзелячыеся ядраядры ²³⁵U, забяспечваючыя ўтрыманнеўтрыманьне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і г.  зв. «сыравінныя» ядраядры ²³⁸U, здольныя, захопліваючы нейтронынэўтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядраядры ²³⁹Рu, якія не існуючыяіснуюць ўу прыродзе (паўторнае гаручае):

Паўторным гаручым з’яўляюццазьяўляюцца тактаксама сама не сустракаючыяся ў прыродзе ядраядры ²³³U, якія не сустракаюцца ў прыродзе і ўтвараюцца ў выніку захопу нейтронаўнэўтронаў паліўнымі ядрамі ²³²Th:

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў [[Ядзерны рэактар|ядзерных рэактарах]], [[цеплавыдзяляючыя элементыэлемэнты]] якіх уяўляюць сабой звычайна металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, ўтрымліваючыя ядзернае паліва і герметычна завараныя. Для выраўноўваннявыраўноўваньня зазораў паміж [[цеплавыдзяляючымі элементамі]]элемэнтамі і для даданнядаданьня [[цеплавыдзяляючай зборкі]] жорсткасціжорсткасьці, сборка мае некалькі канструктыўных элементаўэлемэнтаў: хватсавік, галоўку, і набор дыстанцыянуючых кратаў, у некаторых выпадках  — чахлавую трубу. У залежнасцізалежнасьці ад тыпаў рэактараў [[цеплавыдзяляючыя зборкі]] маюць розную колькасцьколькасьць [[цеплавыдзяляючых элементаў]]элемэнтаў.

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаванніпатрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумеснасцьсумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі [[цяпловыдзяляючых элементаў]]элемэнтаў; высокія тэмпературы плаўленняплаўленьня і выпарэннявыпарэньня, вялікая цеплаправоднасцьцеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяннеўзаемадзеяньне з цяплоносбітамцепланосбітам; мінімальнае павелічэннепавелічэньне аб’ёма ў працэссе абпраменьванняабпраменьваньня ў [[Ядзерны рэактар|рэактары]]; тэхналагічнасцьтэхналагічнасьць вытворчасцівытворчасьці і мінімальнаямінімальны вартасцькошт; простая тэхналёгія рэгенерацыі і інш. Ядзернае паліва, выкарыстоўваемае ў [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] (брыдэрах) на хуткіх [[нэўтрон|нейтронах]]ах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерны рэактар|ядзерных рэактараў]] на цеплавых нейтронахнэўтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманнеўтрыманьне ізатопаізатопу ²³⁵U (2  — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нейтронах нэўтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваннявыкарыстоўваньня натуральнага урана. Значна больш высокі каэфіцыент выкарыстоўваннявыкарыстоўваньня ўрана можа быць дасягнуты ў [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] на хуткіх нейтронахнэўтронах. Тут выкарыстоўваецца уран з больш высокіх ўтрыманнемўтрыманьнем урана ²³⁵U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэнняпавялічэньня колькасціколькасьці ²³⁹Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15  — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажна выкарыстоўваць натуральны і нават адпрацаваны уран, збяднённы ²³⁵U, якога назапашана ў свецесьвеце 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 нейтронахнэўтронах, працуючыхякія працуюць на уран-плутоніевамплутоніевым ядзерным паліве, колькасць назапашваючагасяколькасьць ²³⁹Рu, які назапашваецца, можа істотна перавышаць колькасцьколькасьць сгараемагатаго, гякі згарае. Г. зн. мае месца ўтварэньне ядзернага паліва. Каэфіцыент утварэнняутварэньня залежыць ад склада ядзернага паліва. Па ступені яго ўзрастанняўзрастаньня 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 верагоднасцьверагоднасьць 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 сартаваннісартаваньні руды па <math>\gamma</math>-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20  — 30% пароды з утрыманнемутрыманьнем уранаурану <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 U<mathsub>U_33</mathsub>O<mathsub>O_88</mathsub>. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цажкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэнняў месцанарадзэньняў — праз сістэмусыстэму скважынсьвідравін, для жыльных  — ў падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэнні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей <math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд U<math>F_4UF_4</math> для наступнага атрымання металічнага ўрана ці ў гексафтарыд U<math>F_6UF_6</math>  — адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэння ўрана ізатопам ²³⁵U. Узбагачэнне ажыццяўлаецца метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей U<math>F_6UF_6</math> пераўтвараюць у двуокісь урана, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў ці для атрымання іншых злучэнняў урана з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрыманьня 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_2H_2O</math>O (па масе) адпаведна не болей 0,01  — 0,006% і 0,001%.

# Разам з ²³⁵U атрымліваецца ²³²U, які, распадаючыся, утварае <math>\gamma</math>-актыўныя ядра (²¹²Bi, ²⁰⁸Te), абцяжарваючыя абыходжанне з такім ядзерным палівам і ускладняючыя вытворчасцьвытворчасьць цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў;

# Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў з мэтай вымання з іх ²³³U з’яўляецца больш складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў.

У працэсе карыстаньня цеплавыдзяляючых элементаўэлемэнтаў ядзернае паліва выгарае неня поўнасцюцалкам, у [[рэактар-множальнік|рэактарах-множніках]] мае месца ўзнаўленнеўзнаўленьне ядзернага паліва (Pu). З-за гэтага адпрацаваныя цеплавыдзяляючыя элементыэлемэнты накіроўваюць на пераапрацоўку з мэтай рэгенерацыі ядзернага паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu чысцяцьачышчаюць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе PuPuO<mathsub>O_22</mathsub> накіроўваюць для вытворчасцівытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасцізалежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасцівытворчасьці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UUF<mathsub>F_66</mathsub> з мэтай узбагачэння ²³⁵U.

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 элементаўэлемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасцьколькасьць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасціцяжкасьці звязанызвязаныя 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.