Природный уран

Природный уран ( NU или U _nat^[1]) — это уран с тем же изотопным соотношением , что и в природе. Он содержит 0,711% урана-235 , 99,284% урана-238 и следы урана-234 по массе (0,0055%). Примерно 2,2% его радиоактивности приходится на уран-235, 48,6% на уран-238 и 49,2% на уран-234.

Природный уран может использоваться в качестве топлива для ядерных реакторов как малой, так и большой мощности . Исторически реакторы с графитовым замедлителем и реакторы с тяжеловодным замедлителем работали на природном уране в форме из чистого металла (U) или диоксида урана (UO ₂ ) керамической . Однако экспериментальные заправки триоксидом урана (UO ₃ ) и октаоксидом триурана (U ₃ O ₈ ) оказались многообещающими. ^[2]

Содержание урана-235 в 0,72% недостаточно для возникновения самоподдерживающейся критической цепной реакции в легководных реакторах или ядерном оружии ; в этих приложениях должен использоваться обогащенный уран . Для ядерного оружия требуется концентрация урана-235 90%, а для легководных реакторов требуется концентрация урана-235 примерно 3%. ^[3] Необогащенный природный уран является подходящим топливом для тяжеловодного реактора , такого как реактор CANDU .

В редких случаях, ранее в геологической истории, когда урана-235 было больше, обнаруживалось, что урановая руда естественным образом подвергалась делению, образуя естественные ядерные реакторы деления . Уран-235 распадается с большей скоростью ( период полураспада 700 миллионов лет) по сравнению с ураном-238, который распадается крайне медленно (период полураспада 4,5 миллиарда лет). Таким образом, миллиард лет назад урана-235 было более чем вдвое больше, чем сейчас.

Во время Манхэттенского проекта название Тубаллой использовалось для обозначения природного урана в очищенном состоянии; этот термин все еще используется время от времени. Во время Второй мировой войны уран также назывался «X-металл». Точно так же обогащенный уран назывался Oralloy ( Ок-Ридж сплав ), а обедненный уран назывался Depletalloy (обедненный сплав).

См. также [ править ]

Ссылки [ править ]

Проектные параметры ядерного реактора, работающего на природном уране, CM Hopper et al. , ОРНЛ/ТМ-2002/240, ноябрь 2002 г.

^ «Обзор ядерного топливного цикла» . Всемирная ядерная ассоциация. Октябрь 2014 г. Архивировано из оригинала 30 января 2016 г. Проверено 15 октября 2014 г.
^ Окриджская национальная лаборатория (ред.). «Расчетные параметры ядерного реактора, работающего на природном уране UO3 или U3O8» (PDF) .
^ Лавленд, В.; Моррисси, диджей; Сиборг, GT (2006). «Глава 16 Химия ядерного реактора». Современная ядерная химия (PDF) .

Внешние ссылки [ править ]

Эволюция топливных циклов CANDU

[WorldNuclear-1] «Обзор ядерного топливного цикла» . Всемирная ядерная ассоциация. Октябрь 2014 г. Архивировано из оригинала 30 января 2016 г. Проверено 15 октября 2014 г.

[2] Окриджская национальная лаборатория (ред.). «Расчетные параметры ядерного реактора, работающего на природном уране UO3 или U3O8» (PDF) .

[3] Лавленд, В.; Моррисси, диджей; Сиборг, GT (2006). «Глава 16 Химия ядерного реактора». Современная ядерная химия (PDF) .

[1]

[2]

[3]