49. Ядерные процессы

превращ. ат-х ядер, обусловл-е вз-ем их др. с др, с элем-ми ч-цами или с фотонами высок. эн-гий. 1-е искусств-е яд-е превращ. было осущ-но Резерфордом: 14,7 N + 4,2 He=(18 ,9 F)= 17,8 O + 1,1 H. Яд-е реакц. классиф. по различ. призн: 1)по эн-гии вызыв-х их ч-ц; 2)по роду участв. в них ч-ц. Яд-е реакц. при малых эн-ях происх. под действ. нейтронов. Нейтр-ы разд-ся по велич. эн-ии на: ультрахолодн. и холодн.; тепловые(медленные); промежут-е; быстрые. Реш-ю роль в развит. яд. хим. сыграло открыт. проц-а делен. яд-р урана: 235,92 U + 1,0 n = 93,36 Kr + 144,56 Ba + 2( 1,0 n). При дел-ии тяж-х яд-р выд-ся эн-я, пропорц-я дефекту массы(ΔЕ=ΔМс2). При делен. эн-я может выд-ся только в случ. тяж-х ядер, ядра средн-х элем-в явл стаб-ми. Эн-я может выд-ся не только при делен., но и при синтезе(слиянии легких ядер). Для синтеза нет необх-ти в нейтр-х, но необх-мо сбизить легкие ядра, преодолев электростатич. отталк., на такое расстоян. др. от др., где уже начин. действ. ядерн. силы притяж. Застав. сблиз-ся ядра можно нагреванием до высок. темп-р. При этом энерг-й эф-т синтеза гораздо больше, чем при делении. Но для достиж. Очень больших темп-р необх. так называемое яд-е топливо (дейтерий или тритий, кот. можно получ. только в яд-м реакторе). Термоядерн. синтез явление не управл. Для различн. Ядер делен происх. с различ. интенсивн-ю, мерой кот-го служит эф-е поперечн. сечен. проц. σэфф (это площадка при попадении в кот-ю, происх проц. делен.). Если σэфф большое, то проц. интенсивн., если маленькое, то соотв-ет малой вероят-и попадания в эту площадку – проц. происх. редко. Проц. делен. происх. не при каждом захвате n ядром мишени: часть таких захватов может привести к обр-ю более тяж-х ядер. Соотн-е между вероятностями процесса деления и процесса захвата нейтронов без днления зависит от энергии нейтронов. В рез-те акта делен. вместе с большими осколками могут обр-ся и неск-ко ейтронов. Среднее число таких нейтронов наз-ся коэф-м размножения kα. Если kα >1, то это лавинообразн. проц. прив-ий к взрыву – выд-ю большого кол-ва эн-ии(режим реактора – надкритический). Если kα=1, то это стацион-й проц. (режим реактора – критич.). Если kα <1 – цепн. реакц. затухает( режим реактора – подкритич.) n + A = A1 + A2 + kα

50. Технология ядерного топлива

Яд-е реакторы – устр-ва, в кот. может протекать самоподдержив. цепная реакц. делен. ядер, вызываем-я n. Яд-е реакторы хар-ся по нескольким признаками: 1.основн. материалы, нах-ся в акт. зоне(ядерн. топливо,замедлит.,теплоносит.); 2.хар-р размещ. яд-го топлива и зам-ля в акт. зоне (гетерог. и гомоген. реакт.); 3.обл. эн-гий n, в кот. происх. осн. часть делений ядер(тепловые, промежут., быстрые); 4.назнач. яд. реакт. (энергетич., исслед-е и др.). В теплов. реакт исп-т замедлители быстрых n: тяжел. вода, графит, бериллий и его оксид. Гомог. реактор – состит из гомог. Смеси прир-го урана и ядер замедлит.(D2O). Гетерог. реакторы – уран размещ. в виде блоков, раздел-х материалом замедл. Наиб. часто исп-ся реакторы – размножители. Акт. зона такого реакт. окруж. зоной воспроизводства. вырабатывая эн-ию реакт.-размн. одновр. произв. ядерн. горюч. Реакт-размн бывают 2-х видов: 1.работ-е по замкн. циклу(выгорающ. и обр-ся топливо одного сорта) – бридеры; 2.образ-ся горюч. отлич. от закладыв. – конверторы. Важн-ми минералами для ядерных процессов являются уранит (UO2), настуран(UO2.0-2.6) и кариотит(K2(UO2)2(VO4)2n(H2O). Различ. первичн. яд-е топл-во 235 U(природн-й или обогащ) и вторичн. – получ в яд-м реакторе. Первичное топливо получают: 1.Урановая руда→2. Обогащение(радиометрическим методом, т.е. исп-ем датчика Гейгера над конвейером) пригодн. рудами явл. те, у кот. сод-е U сост 0,01-0,1% масс. и более →3. Обжиг(с основными оксидами и ок-ми до 6-ти вал-го сост.: Me2UO4, Me2U2O7, Me2O(UO3)n→4. Выщелач.(щелочн. и кисл., наиб. примен. кислотн.:UO2 + H2SO4 + MnO2= UO2SO4 + MnSO4 + 2H2O; UO3 + H2SO4= UO2SO4 + H2O(при обычн. давл.),если исп. кисл. выщел. под давл., то руда, подаваемая под давл., обраб. водой и сжат. возд.; щел. сп-б. прим. если руда сод-т большое кол-воCaSO4: UO3 + 3Na2CO3 + H2O = Na4[UO2(CO3)3] + 2NaOH или UO2 + 3Na2CO3 + 1/2O2= Na4[UO2(CO3)3] + 2 NaOH, затем Na4[UO2(CO3)3] + 4NaOH= Na2UO4(в осадок)+ 2Na2CO3 + 2H2O) →5. Выделение уранов. конц-та (осажд.:гидролиз(при Т,перемеш., введен. NH3 или NaOH) или восст. U+6 Al до U+4 и осажд. из кисл. р-ов в виде фосфатов; сорбц. на смолах(ионообм. cмолы в слабокисл. р-рах обменив. анионы OH- , NO3 – на [UO2(SO4)3]4-); экстракция(примен. если сод-е U не превыш. 0.01 – 0,02%):исп. Диалкилфосфатный экстрагент или аминный экстр-т) →6. Переработка уранового концентрата а) получ. UO2 [U3O8 + 8HNO3= 3UO2(NO3)2 + 2NO2 + 4H2O; экстракц.: UO2(NO3)2 + 4(C4H9O)3PO= UO2(NO3)2 2(C4H9O)3PO 6H2O; р-р упарив. до тв. ост. и прокалив. при Т=300 С: UO2(NO3)2 6H2O= UO3 + 2NO2 + 6H2O + 1/2O2; затем в печах непрер. действ. восст. При Т= 600 С: UO3 + H2 = UO2 + H2O]; б)получ. UF4 [UO2 + 4HF(сух) = UF4 + 2H2O, получ. UF4 промыв. Суш. При 500-550 С]; в) получ. мет-го U [UF4+ 2Mg= U + 2MgF2, чтобы проц. нач-ся с нач. сист. подогр. до 700 С, далее реакц. идет самопр-но с выд-ем тепла, уран обр-ся на дне в виде слитка]. Вторичное топливо (например, 239, 94 Pu), получ. в яд-м реакт. по реакц.: 238, 92 U + 1,0 n= 239, 92 U+гамма ; 239, 92 U – бетта= 239, 93 Np; 239,93 Np– бетта= 239, 94 Pu