Войти
| Общий | |
|---|---|
| Символ | 236 U |
| Имена | уран-236, U-236 |
| Протоны | 92 |
| Нейтронов | 144 |
| Данные о нуклидах | |
| Природное изобилие | lt;10 −11 |
| Период полураспада | 2.348 x10 7 лет |
| Родительские изотопы | 236 Па 236 Np 240 Pu |
| Продукты распада | 232 Чт |
| Изотопная масса | 236.045568 (2) u |
| Вращение | 0+ |
| Связывающая энергия | 1790415.042 ± 1.974 кэВ |
| Режимы распада | |
| Режим распада | Энергия распада ( МэВ ) |
| Альфа | 4,572 |
| Изотопы урана Полная таблица нуклидов | |
Уран-236 ( 236 U), является изотопом урана, который не является ни делящимся с тепловыми нейтронами, ни очень хорошим плодородным материалом, но, как правило, считается помехой и долгоживущими радиоактивными отходами. Он находится в отработавшем ядерном топливе и в переработанном уране, полученном из отработавшего ядерного топлива.
В делящегося изотопа уран-235 топливо наиболее ядерных реакторов. Когда 235 U поглощает тепловой нейтрон, может происходить один из двух процессов. Примерно в 82% случаев он будет делиться ; примерно в 18% случаев он не будет делиться, вместо этого испуская гамма-излучение и выделяя 236 U. Таким образом, выход 236 U на реакцию 235 U + n составляет около 18%, а выход делящихся продуктов распада составляет около 82%.. Для сравнения, выходы наиболее распространенных индивидуальных продуктов деления, таких как цезий-137, стронций-90 и технеций-99, составляют от 6% до 7%, а комбинированный выход средне- (10 лет и более) и долгоживущих продуктов. количество живых продуктов деления составляет около 32%, или на несколько процентов меньше, поскольку некоторые из них разрушаются при захвате нейтронов.
Второй по популярности делящийся изотоп плутоний-239 также может делиться или не делиться при поглощении теплового нейтрона. Полученный плутоний-240 составляет значительную часть плутония реакторного качества (плутоний, рециклированный из отработавшего топлива, которое первоначально было изготовлено из обогащенного природного урана, а затем использовалось один раз в LWR ). 240 Pu распадается с периодом полураспада 6561 лет в 236 U. В закрытом ядерного топливного цикла, наиболее 240 Pu будет делится ' (возможно, после более чем один захват нейтронов), прежде чем он распадается, но 240 Pu отброшен, как ядерные отходы будут затухать за тысячи лет.
Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
| ||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Актиниды по цепочке распада | Период полураспада ( а ) | Продукты деления из 235 U по доходности | ||||||
| 4 п | 4 п +1 | 4 п +2 | 4 п +3 | |||||
| 4,5–7% | 0,04–1,25% | lt;0,001% | ||||||
| 228 Ра № | 4–6 а | † | 155 Eu þ | |||||
| 244 см ƒ | 241 Pu ƒ | 250 КФ | 227 Ас № | 10–29 а | 90 Sr | 85 кр | 113м кд þ | |
| 232 U ƒ | 238 Pu ƒ | 243 см ƒ | 29–97 а | 137 Cs | 151 см þ | 121 м Sn | ||
| 248 Bk | 249 Cf ƒ | 242m Am ƒ | 141–351 а | Никакие продукты деления не имеют периода полураспада в диапазоне 100–210 тыс. Лет. | ||||
| 241 Am ƒ | 251 Cf ƒ | 430–900 а | ||||||
| 226 Ra № | 247 Bk | 1,3–1,6 тыс. Лет назад | ||||||
| 240 Pu | 229 Чт | 246 см ƒ | 243 Am ƒ | 4,7–7,4 тыс. Лет | ||||
| 245 см ƒ | 250 см | 8,3–8,5 тыс. Лет | ||||||
| 239 Pu ƒ | 24,1 тыс. Лет назад | |||||||
| 230 Чт № | 231 Па № | 32–76 тыс. Лет назад | ||||||
| 236 Np ƒ | 233 U ƒ | 234 У № | 150–250 тыс. Лет назад | ‡ | 99 Tc ₡ | 126 Sn | ||
| 248 см | 242 Pu | 327–375 тыс. Лет назад | 79 Se ₡ | |||||
| 1,53 млн лет | 93 Zr | |||||||
| 237 Np ƒ | 2,1–6,5 млн лет | 135 Cs ₡ | 107 Pd | |||||
| 236 U | 247 см ƒ | 15–24 млн лет | 129 I ₡ | |||||
| 244 Pu | 80 млн лет | ... не более 15,7 млн лет | ||||||
| 232 Чт № | 238 У № | 235 U ƒ№ | 0,7–14,1 млрд лет | |||||
| Легенда для верхнего индекса символов ₡ имеет тепловой захват нейтронов поперечного сечение в диапазоне 8-50 барн ƒ делящегося м метастабильного изомер № прежде всего в природе радиоактивных материалов (NORM) þ нейтронных яда (захват тепловых нейтронов поперечного сечения больше, чем 3k барн) † диапазон 4–97 a: Средноживущий продукт деления ‡ более 200 тыс. Лет назад: Долгоживущий продукт деления | ||||||||
Хотя большая часть урана-236 была произведена путем захвата нейтронов в ядерных энергетических реакторах, он по большей части хранится в ядерных реакторах и хранилищах отходов. Наиболее значительный вклад в содержание урана-236 в окружающей среде вносит реакция 238 U (n, 3n) 236 U быстрыми нейтронами в термоядерном оружии. Испытания атомной бомбы 1940-х, 1950-х и 1960-х годов подняли уровень изобилия в окружающей среде значительно выше ожидаемого естественного уровня.
236 U при поглощении теплового нейтрона не подвергается делению, а превращается в 237 U, который быстро бета распадается до 237 Np. Тем не менее, захват нейтронов сечение из 236 U является низким, и этот процесс не быстро не происходит в тепловом реакторе. Отработанное ядерное топливо обычно содержит около 0,4% 236 U. Обладая гораздо большим поперечным сечением, 237 Np может в конечном итоге поглотить другой нейтрон, превратившись в 238 Np (который быстро бета-распад до плутония-238 ) или деление ( 237 Np расщепляется).
236 U и большинство других актинидов могут расщепляться быстрыми нейтронами в ядерной бомбе или реакторе на быстрых нейтронах. Небольшое количество реакторов на быстрых нейтронах использовалось в исследовательских целях в течение десятилетий, но их широкое использование для производства энергии еще предстоит.
Уран-236 альфа-распад с периодом полураспада 23,420 миллиона лет до тория-232. Он дольше, чем любые другие искусственные актиниды или продукты деления, производимые в ядерном топливном цикле. ( Плутоний-244 с периодом полураспада 80 миллионов лет не производится в значительных количествах в ядерном топливном цикле, а более долгоживущие уран-235, уран-238 и торий-232 встречаются в природе.)
В отличие от плутония, минорных актинидов, продуктов деления или продуктов активации, химические процессы не могут отделить 236 U от 238 U, 235 U, 232 U или других изотопов урана. Его даже трудно удалить с помощью изотопного разделения, поскольку при низком обогащении будут концентрироваться не только желательные 235 U и 233 U, но и нежелательные 236 U, 234 U и 232 U. С другой стороны, 236 U в окружающей среде не может быть отделено от 238. U и концентрируют отдельно, что ограничивает его радиационную опасность в любом месте.
Период полураспада 238 U примерно в 190 раз больше, чем у 236 U; следовательно, 236 U должен иметь удельную активность примерно в 190 раз больше. То есть в переработанном уране с 0,5% 236 U, 236 U и 238 U будут производить примерно одинаковый уровень радиоактивности. ( 235 U составляет всего несколько процентов.)
Отношение меньше 190, если включены продукты распада каждого из них. Цепочка распада урана-238 в уран-234 и в конечном итоге привести-206 включает в себя излучение восьми альфа - частиц, в то время (сотни тысяч лет) мало по сравнению с периодом полураспада 238 U, так что образец 238 U в равновесии с продуктами его распада (как в естественной урановой руде ) будет иметь альфа-активность в восемь раз больше, чем один 238 U. Даже очищенный природный уран, из которого были удалены продукты постуранового распада, будет содержать равновесное количество 234 U и, следовательно, примерно в два раза больше альфа-активности чистого 238 U. Обогащение для увеличения содержания 235 U увеличит 234 U в еще большей степени, и примерно половина этого 234 U останется в отработавшем топливе. С другой стороны, 236 U распадается до тория-232, период полураспада которого составляет 14 миллиардов лет, что эквивалентно скорости распада всего на 31,4% от скорости распада 238 U.
Предполагается, что обедненный уран, используемый в пенетраторах с кинетической энергией и т. Д., Должен быть получен из хвостов обогащения урана, которые никогда не подвергались облучению в ядерных реакторах, а не из регенерированного урана. Однако были заявления о том, что в некотором обедненном уране содержится небольшое количество 236 U.
| Зажигалка: уран-235 | Уран-236 является изотопом из урана | Тяжелее: уран-237 |
| Продукт распада : протактиний-236, нептуний-236, плутоний-240. | Цепочка распада урана-236 | Распадается на: торий-232 |
