Уранавая руда
Ядзерны рэактар CROCUS
**Ядзернае паліва** — рэчыва, якое выкарыстоўваецца ў ядзерным рэактары для атрымання энергіі чынам ажыццяўлення ланцуговай ядзернай рэакцыі. У ядзерным паліве пад дзеяннем нейтронаў адбываецца дзяленне атамных ядзер, вылучаючы энергію.

Як ядзернае паліва выкарыстоўваюць уран і плутоній; у прыродзе існуе толькі ўранавае з ядрамі 235U (першаснае ядзернае паліва). Другаснае ядзернае паліва вырабляюць у атамным рэактары чынам радыяцыйнага захопу нейтронаў т. зв. сыравіннымі ядрамі ўрану 238U (пераўтвараецца ў плутоній 239Рu) і торыю 232Th (пераўтвараецца ва ўран 233U).

Класіфікацыя
------------

Па хімічным складзе ядзернае паліва можа быць металічным (уключаючы сплавы), аксідным, карбыдным, нітрыдным і інш.

Ядзернае паліва выкарыстоўваецца ў ядзерных рэактарах, цеплавыдзяляльныя элементы якіх уяўляюць сабой звычайна герметычна завараныя металічныя абалонкі рознай формы і даўжыні, якія ўтрымліваюць стрыжань з ядзернага паліва. У залежнасці ад тыпаў рэактараў цеплавыдзяляльныя зборкі маюць розную колькасць цеплавыдзяляльных элементаў.

Патрабаванні і выкарыстанне
---------------------------

Асноўныя патрабаванні да ядзернага паліва: добрая сумяшчальнасць з матэрыялам абалонкі цеплавыдзяляльных элементаў, высокія тэмпературы плаўлення і выпарэння, вялікая цеплаправоднасць; слабое ўзаемадзеянне з цепланосьбітам; мінімальнае павелічэнне аб’ёму ў працэсе апраменьвання ў рэактары; тэхналагічнасць вытворчасці і мінімальная вартасць; простая тэхналогія рэгенерацыі і інш.

Ядзернае паліва, якое выкарыстоўваюць у рэактарах-размнажальніках (брыдэрах) на хуткіх нейтронах, акрамя таго, павінна забяспечыць высокі каэфіцыент вытворчасці.
Уранавае ядзернае паліва для асноўных у энергетыцы ядзерных рэактараў на цеплавых нейтронах мае звычайна павышанае ўтрыманне ізатопа 235U (2 — 4 % па масе замест 0,71 % у натуральным уране). Істотны недахоп рэактараў на цеплавых нейтронах — нізкі каэфіцыент выкарыстання натуральнага ўрану. Значна вышэйшы каэфіцыент выкарыстання ўрану можа быць дасягнуты ў рэактарах-размнажальніках на хуткіх нейтронах. У іх выкарыстоўваецца уран з большым ўтрыманнем 235U (да 30 %), а ў будучыні, у ходзе павялічэння колькасці 239Pu, будзе выкарыстоўвацца змешанае ўранава-плутоніевае ядзернае паліва з 15 — 20 % Pu. У гэтым выпадку замест узбагачанага ўрану магчыма выкарыстоўваць натуральны і нават збяднённы уран 235U, якога назапашана ў свеце вялікая колькасць.

Збяднёны ўран (без Pu) выкарыстоўваецца таксама ў экраннай зоне рэактара-размнажальніка (зоне утварэння), якая па вазе перавышае ў некалькі разоў актыўную зону. У рэактарах на хуткіх нейтронах, якія працуюць на уранава-плутоніевым ядзерным паліве, назапашванне 239Рu можа істотна перавышаць згаранне, што прыводзіць да ўтварэння ядзернага паліва. 

Каэфіцыент утварэння залежыць ад складу ядзернага паліва. Па ступені ўзрастання яно размяшчаецца ў наступным парадку: вокіснае (U, Рu) О2, карбіднае (V, Pu) C, нітрыднае (U, Pu) N і металічнае ў выглядзе розных сплаваў. Аднак, праз верагоднасць набыцця ўрану ці плутонію тэрарыстычнымі групоўкамі пашырэнне будаўніцтва рэактараў-размнажальнікаў хутчэй за ўсё будзе зніжана.

Вытворчасць
-----------

Вытворчасць уранавага ядзернага паліва пачынаецца з перапрацоўкі руды для выдзялення з яе ўрану. Пры папярэднім сартаванні руды па {\displaystyle \gamma }-апраменьванні ў адвал выдаляюць 20 — 30 % пароды з утрыманнем урана {\displaystyle \eta } = 0,01 % (ужываюцца звыклыя метады ўзбагачэння). Гідраметалургічная пераапрацоўка руды адбываецца яе драбненнем, кіслотным вылугоўваннем, экстракцыйным здабываннем урану з асветленых раствораў і атрыманнем ачышчанага закісу-вокісу ўрану   
{\displaystyle U\_{3}}{\displaystyle O\_{8}}. Для рудаў, бедных уранам і лёгкіх для вылугоўвання (асабліва ў цяжкіх для горных работ варунках), ужываецца падземнае вылугоўванне (для пластавых радовішчаў — праз сістэму свідравін, для жыльных — у падземных камерах з папярэдняй адбойкай і змяльчэннем руды выбуховымі мэтадамі).
Далей {\displaystyle U\_{3}}{\displaystyle O\_{8}} пераводзяць у тэтрафтарыд U{\displaystyle F\_{4}} для наступнага атрымання металічнага ўрану ці ў гексафтарыд U{\displaystyle F\_{6}} — адзінае ўстойлівае газавае злучэнне ўрана, якое выкарыстоўваюць для ўзбагачэння ўрану ізатопам 235U. Узбагачэнне ажыццяўляюць метадам газавай тэрмадыфузіі ці цэнтрыфугаваннем. Далей U{\displaystyle F\_{6}} пераўтвараюць у двухвокіс урану, які выкарыстоўваюць для вырабу стрыжняў цеплавыдзяляльных элементаў ці для атрымання іншых злучэнняў урану з той жа мэтай.
Да стрыжняў цеплавыдзяляльных элементаў прад’яўляюць высокія патрабаванні ў адносінах стэхіаметрычнага складу і ўтрымання пабочных дамешак. Так у стрыжнях 113 UO2 суадносіны (па масе) кіслароду і металу павінны быць у межах 2,00 — 2,02; дапушчальнае ўтрыманне F і {\displaystyle H\_{2}}O (па масе) адпаведна не болей 0,01 — 0,006 % і 0,001 %.

Торый як сыравінны матэрыял для атрымання 235U не знайшоў шырокага ўжывання па некалькіх прычынах:

1. Вядомыя запасы U у стане забяспечыць ядзерную энергетыку палівам на многія дзесяцігоддзі;
2. Th не ўтварае вялікіх радовішчаў, тэхналогія яго выняцця з руды складаная;
3. Разам з 235U атрымліваецца 232U, які, распадаючыся, утварае {\displaystyle \gamma }-актыўныя ядры (212Bi, 208Te), што ўскладняе абыходжанне з такім ядзерным палівам і вытворчасць цеплавыдзяляльных элементаў;
4. Пераапрацоўка апрамененых торыевых цеплавыдзяляльных элементаў з мэтай вымання з іх 233U з’яўляецца болей складанай аперацыяй у параўнанні з пераапрацоўкай уранавых цеплавыдзяляльных элементаў.

Рэгенерацыя
-----------

У працэсе карыстання цеплавыдзяляльных элементаў ядзернае паліва выгарае не поўнасцю, у рэактарах-размнажальніках яно ўзнаўляецца (Pu). З гэтай прычыны адпрацаваныя цеплавыдзяляльныя элементы накіроўваюць на пераапрацоўку каб рэгенераваць паліва для паўторнага выкарыстання; U і Pu чысцяць ад прадуктаў дзялення. Потым Pu у выглядзе Pu{\displaystyle O\_{2}} накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, а U, у залежнасці ад яго ізатопнага складу, ці таксама накіроўваюць для вытворчасці стрыжняў, ці пераўтвараюць у U{\displaystyle F\_{6}} для ўзбагачэння 235U.

Рэгенерацыя ядзернага паліва — складаны і дарагі працэс пераапрацоўкі высокарадыеактыўных рэчываў, які патрабуе абароны ад радыеактыўнага выпраменьвання і дыстанцыйнага кіравання ўсімі аперацыямі нават пасля доўгай вытрымкі адпрацаваных цепоавыдзяляьных элементаў. Пры гэтым у кожным апараце абмяжоўваецца дзяленне рэчываў, каб перадухіліць узнікненне некантраляванай ланцуговай рэакцыі. Вялікія цяжкасці звязаны з пераапрацоўкай і пахаваннем радыеактыўных адыходаў. Распрацоўваюцца метады ашклянення і бітумавання адыходаў, «запампоўванне» слабаактыўных раствораў у глыбіню Зямлі. Кошт працэсаў рэгенерацыі ядзернага паліва і пераапрацоўкі радыеактыўных адыходаў аказвае істотны ўплыў на эканамічныя паказчыкі атамных электрастанцый.

Літаратура
----------

* Беларуская энцыклапедыя: У 18 т. Т.18-1: Шчытнікі — Яя, с. 234

| ⛭Ядзерныя тэхналогіі |
| --- |
| Інжынерыя | 

	+ Ядзерная фізіка
	+ Дзяленне ядра
	+ Тэрмаядзерная рэакцыя
	+ Выпраменьванне
	+ Іанізавальнае выпраменьванне
	+ Атамнае ядро
	+ Ядзерная бяспека
	+ Ядзерная хімія
 |
| Матэрыялы | 

	+ Ядзернае паліва
	+ Адпрацаванае ядзернае паліва
	+ Ядзерная паліўная сыравіна
	+ Торый
	+ Уран
		- Узбагачэнне ўрана
		- Абеднены ўран
	+ Плутоній
	+ Дэйтэрый
	+ Трытый
	+ Гелій-3
	+ Літый-6
 |
| Ядзерная энергія | 

|  |  |
| --- | --- |
| Галоўныя тэмы | 

	+ Ядзерны рэактар
	+ Радыеактыўныя адходы
	+ Кіруемы тэрмаядзерны сінтэз
	+ Ядзерная сілавая ўсталёўка
	+ Ядзерны рухавік
		- Ядзерны ракетны рухавік
	+ Радыеізатопны тэрмаэлектрычны генератар
 |
| Тыпы рэактараў | 

	+ Інерцыяльны сінтэз
	+ Карпусны ядзерны рэактар
	+ Кіпячы вода-вадзяны рэактар
	+ 4-га пакалення
	+ Рэактар на хуткіх нейтронах
	+ Магнаксавы
	+ Вода-вадзяны ядзерны рэактар
	+ Графіта-газавы ядзерны рэактар
	+ Газаахаладжальны хуткі
	+ Рэактар з вадкаметалічным цепланосбітам
	+ На беглай хвалі
	+ Са свінцовым цепланосбітам
	+ Рэактар на расплавах соляў
	+ Цяжкаводны ядзерны рэактар
	+ Звышкрытычны водаахладжальны
	+ Звышвысокатэмпературны
	+ З грануляваным палівам
	+ Інтэгральны хуткі рэактар
	+ SSTAR
 |

 |
| Ядзерная медыцына | 

|  |  |
| --- | --- |
| Медыцынская візуалізацыя | 

	+ Пазітронна-эмісійная тамаграфія
	+ Аднафатонная эмісійная камп'ютарная тамаграфія (АФЭКТ)
	+ Гама-камера
 |
| Тэрапія | 

	+ Радыебіялогія пухлін
	+ Таматэрапія
	+ Пратонная тэрапія
	+ Брахітэрапія
	+ Нейтрон-захопная тэрапія
 |

 |
| Ядзерная зброя | 

	+ Гісторыя
	+ Распрацоўка
	+ Ядзерная вайна
	+ Ядзерная гонка
	+ Ядзерны выбух
		- Дзівільныя фактары ядзернага выбуху
	+ Ядзернае выпрабаванне
	+ Перавозка
	+ распаўсюджванне
	+ Ядзерны клуб
	+ Спіс ядзерных выпрабаванняў
 |

|  |  |
| --- | --- |
| ⚙️   Слоўнікі і энцыклапедыі | Вялікая расійская (старая версія) · Вялікая расійская (навукова-адукацыйны партал) · Britannica (онлайн) |
| Нарматыўны кантроль | GND: 4130318-0 · LCCN: sh85092992 · Microsoft: 2779819667 · NDL: 00562385 · NKC: ph292635 |