76. Переработка урановой руды в ят

1. Обжиг руды.

2. Выщелачивание концентратов, перевод урана в раствор.

U₃O₈ + 4H₂SO₄ + MnO₂ = 3UO₂SO₄ + MnSO₄ + 4H₂O

3. Избирательное выделение урана из раствора.

4. Перевод урана в твёрдое состояние.

5. Конечной продукцией химического производства является UF4.

6. Газообразным фтором переводится в UF6.

7. UF6 подвергается обогащению по изотопу 235U.

8. Из обогащенного UF6 гидролизом получают UO2F2

9. UO2F2 обрабатывают гидроксидом аммония.

10. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая UO2, который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток.

Металлический уран:

Максимальная температура ограничена 660°С. При этой температуре происходит фазовый переход - изменяется кристаллическая структура урана - сопровождается увеличением объёма урана - разрушение оболочки ТВЭЛов.

После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём больше объёма атома урана. Часть осколков деления - газы (криптон, ксенон и др.). Накапливаются в порах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. Ядерное топливо «распухает».

Хорошее ядерное топливо - тугоплавкие соединения урана: оксиды, карбиды и интерметаллические соединения.

UO2: температура плавления 2800°С, нет фазовых переходов, менее подвержен распуханию.

Не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах.

Основной недостаток — низкая теплопроводность, которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления.

77. ОЯТ

Свойства ОЯТ определяются: Мощностью и типом реактора, Глубиной выгорания топлива в реакторе, Кампанией реактора, Коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, Временем выдержки топлива после выгрузки из реактора.

Характеристики ОЯТ:

Реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ЯТ выгружают из реактора и заменяют свежим.

Кампания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ЯТ. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах - 2-4 года, в реакторах на быстрых нейтронах - менее года.

КПД современных энергетических реакторов составляет примерно 30%. Это означает, что для обеспечения электрической мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощностью 3300 МВт

Коэффициент воспроизводства - отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива.

КВ > 1: в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Реакторы-размножители.

Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (КВ=1,4).

Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший КВ имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,7-0,8).

Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший КВ (0,5-0,6).

Временное хранение ОЯТ

Операция, обязательная для всех АЭС, которой завершается топливный цикл реактора.

Отработавшее топливо извлекается из реактора, помещается в водный бассейн. Вода служит экраном для излучения и охладителем.

Стены и дно бассейна покрыты двойной металлической облицовкой из углеродистой и нержавеющей стали.

В качестве альтернативы: часть отработавшего топлива хранится на поверхности земли в бетонных или стальных контейнерах («сухие контейнеры»).

Хранение в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов.

В 1 кг ОЯТ АЭС в первый день после его выгрузки из реактора содержится от 26 до 180 тыс. Ки радиоактивности.

Через год активность 1 кг ОЯТ снижается до 1 тыс. Ки.

Через 30 лет—до 0,26 тыс. Ки.

Активность уменьшается до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают из хранилища при АЭС и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке и утилизации топлива.

78-80 Ряды ²³²Th, ²³⁵U, ²³⁸U

Не имеет смысла, ибо элементарно.