Ядзернае паліва: розьніца паміж вэрсіямі

'''Ядзернае паліва''' — матэрыялы, неабходныя для атрыманьня энэргіі ў [[Ядзерны рэактар|ядзерным рэактары]]. Ядзернае паліва гэта смесь рэчываў, утрымліваючыхякія 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 ²³⁵U, забяспечваючыя ўтрыманьне ланцужнай рэакцыі (ядзернае гаручае), і г. зв. «сыравінныя» ядры ²³⁸U, здольныя, захопліваючы нэўтроны, пераўтварацца ў новыя дзелячыеся ядры ²³⁹Рu, якія не існуюць у прыродзе (паўторнае гаручае):

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, сборка[[зборка]] мае некалькі канструктыўных элемэнтаў: хватсавікхваставік, 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 металічныммэталічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш. Асноўныя патрабаваньні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасьць з матэрыялам абалонкі цяпловыдзяляючых элемэнтаў; высокія тэмпературытэмпэратуры плаўленьня і выпарэньня, вялікая цеплаправоднасьць; слабое ўзаемадзеяньне з цепланосбітам[[цепланосьбіт]]ам; мінімальнае павелічэньне аб’ёмааб’ёму ў працэссепрацэсе абпраменьваньня ў [[Ядзерны рэактар|рэактары]]; тэхналагічнасьцьтэхналягічнасьць 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 забяспечыцьзабясьпечыць высокі каэфіцыент вытворчасьці.

Уранавае ядзернае паліва для [[ядзерны рэактар|ядзерных рэактараў]] на цеплавых нэўтронах, складаючых аснову ядзернай энергетыкіэнэргетыкі, мае звычайна павышанае ўтрыманьне ізатопу ²³⁵U (2 — 4% па масе замест 0,71% у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нэўтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстоўваньня натуральнага уранаўрана. 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 ²³⁵U (да 30%), а ў будучыні, у ходзе павялічэньня колькасьці ²³⁹Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанаезьмяшанае ўран-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20% Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрана мажнаможна 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 ²³⁹Рu, 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 размяшчаеццаразьмяшчаецца ў наступным парадку: окіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і металічнаемэталічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, у апошнія дзесяцігодзьдзі павялічылася верагоднасьць набыццянабыцьця урану ці плутоніюплютонію 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 уранаурану. Пры папярэднім сартаваньні руды па <math>\gamma</math>-апраменьваньню ў адвал выдаляюць 20 — 30% пароды з утрыманьнем урану <math>\eta</math> = 0,01% (ужываюцца з звыклыя метадымэтады ўзбагачэньня). ГідраметалургічнаяГідраметалюргічная пераапрацоўка руды складаецца ззm яе драбненьня, кіслотнымкіслотнfuf вылугаваньнівылугаваньнz, экстракцыйнымэкстракцыйнfuf здабываньніздабываньнz U з асветленыхасьветленых раствораў і атрыманьніатрыманьнz ачышчанага закіса-вокіса урана U₃O₈. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугаваньня (асабліва ў цажкіхцяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугаванне (для пластавых месцанарадзэньняўрадовішчаў — праз сыстэму сьвідравін, для жыльных — ў падземных камерахкамэрах з папярэдняй адбойкай і змяльчэннізьмяльчэньні руды выбуховымі мэтадамі).

Далей <math>U_3</math><math>O_8</math> пераводзяць у тэтрафтарыд <math>UF_4</math> для наступнага атрыманняатрыманьня металічнагамэталічнага ўрана ці ў гексафтарыд <math>UF_6</math> — адзінае ўстойлівае газавае злучэннезлучэньне ўрана, выкарыстоўваемае для ўзбагачэнняўзбагачэньня ўрана ізатопам ²³⁵U. УзбагачэннеУзбагачэньне ажыццяўлаеццаажыцьцяўляецца метадаммэтадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннемцэнтрыфугаваньнем. Далей <math>UF_6</math> пераўтвараюць у двуокісь уранаурану, якая выкарыстоўваецца для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў ці для атрыманняатрыманьня іншых злучэнняўзлучэньняў уранаурану з той жа мэтай.

Да стрыжняў цеплавыдзяляючых элемэнтаў прад’яўляюць высокія патрабаваньні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрыманьня старонніх дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2UO₂ адносіны (па масе) кісларода[[кісларод]]а і металамэталу павінна быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманнеўтрыманьне F і <math>H_2O</math> (па масе) адпаведна не болей 0,01 — 0,006% і 0,001%.

# Вядомыя запасы U у стане забяспечыцьзабясьпечыць ядзерную энэргетыку палівам на многія дзесяцігодззідзесяцігодзьдзі;

# Th не ўтварае вялікіх месцанараджэнняўрадовішчаў, і тэхналёгія яго выняцьця з руды складаней;

# Пераапрацоўка абпрамененых торыевых цеплавыдзяляючых элемэнтаў з мэтай выманнявыманьня з іх ²³³U з’яўляеццазьяўляецца больш складанай аперацыяйапэрацыяй у параўнанніпараўнаньні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляючых элемэнтаў.

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 выкарыстаннявыкарыстаньня; U і Pu ачышчаюць ад прадуктаў дзяленнядзяленьня. Потым Pu у выглядзе PuO₂ накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, а U, у залежнасьці ад яго ізатопнага склада, ці так сама накіроўваюць для вытворчасьці стрыжняў, ці пераўтвараюць у UF₆ з мэтай узбагачэнняузбагачэньня ²³⁵U.

Рэгенерацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыёактыўных рэчываў, патрабуючы абароны ад радыёактыўных выпраменьванняўвыпраменьваньняў і дыстанцыйнага кіраванняўсімікіравання аперацыяміўсімі апэрацыямі нават пасляпасьля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элемэнтаў.Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дапушчальная колькасьць дзелячыхся рэчываў, каб перадухіліцьпрадухіліць узнікненнеузьнікненьне некантраляванай ланцужнай рэакцыі. Вялікія цяжкасьці звязаныязьвязаныя з пераапрацоўкай і пахаваннем радыёактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца метадымэтады ашкляненняашкляненьня і бітумаваннябітумаваньня адыходаў, «закачка» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыёактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.