Дипломдық жобадағы ғылыми мәселесінің заманауи күйін бағалау

9 
Теориялық негізін. 
B. Reihl, G. Hollinger and F.J.Himpsel, Itinerant 5
f
-
electron antiferromagnetism in uranium nitride: A temperature-dependet angle-
resolved photoemission study. – Phys. Rev. B, 1983, 28, p. 1490-1494.
Дипломдық жобаның құрылымы мен көлемі. 
Жұмыс кіріспеден, 
негізгі бөлімнен, 3 тараудан, қорытындыдан, әдебиеттер тізімінен тұрады.
Жалпы көлемі 44 бет, кіріспе – 2 бет, негізгі бөлім – 33 бет, қорытынды 
– 1 бет, қолданылған әдебиеттер тізімі – 1 бетті құрайды. Сонымен қатар, 
жұмыста 22 сурет, 8 кесте бар. 
Кіріспеде дипломдық жұмыстың өзектілігі, жаңалығы, теориялық және 
практикалық маңыздылығы сипатталған. Жұмысты жазу кезінде негізгі 
мақсат пен міндеттер қойылды. Сондай-ақ, дипломдық жұмыстың 
құрылымы мен көлемі сипатталған.
Негізгі бөлім – уранның нитридті отыны саласындағы негізгі ұғымдар, 
ядролық реакторлардың түрлерін қамтитын үш тараудан тұрады.
Бірінші тарау – маңызды уран қосылыстарының радиоактивтілігі, 
изотоптық құрамы, физикалық және химиялық қасиеттері туралы қысқаша 
сипаттама берілген. 
Екінші тарау – 4-ші буындағы ядролық жүйелер, реакторлардың типтері, 
сондай-ақ, олардың артықшылықтары мен кемшіліктеріне арналған. 
Үшінші тарау – уран нитридінің оттегімен өзара әрекеттесуін талдау, UN 
қасиеттерін зерттеу және актинидті қосылыстарды модельдеуге талдау 
жүргізілді.
Қорытынды – жүргізілген зерттеу қорытындылары мен жазылған жұмыс 
бойынша ұсынымдар келтірілген.
Пайдаланылған әдебиеттер тізімі - дипломдық жұмысты жазу кезінде 
пайдаланылған әдебиеттер тізімі. 

10 
1 УРАН 
1.1
Уран ядролық отын ретінде 
Уран отыны табиғи (0.7% 
235
U), төмен байытылған (1-5% 
235
U) немесе 
жоғары байытылған (93% 
235
U дейін) ураннан жасалуы мүмкін. Табиғи және 
төмен байытылған уран конвертерлік режимде жұмыс істейтін жылдам 
нейтронды реакторларда қолданылады. 
Ядролық отынды қалпына келтіру технологиясы үшін реактордан 
шығарылатын отынның сипаттамалары өте маңызды: химиялық және 
радиохимиялық құрам, бөлінетін материалдардың құрамы, белсенділік 
деңгейі. Ядролық отынның бұл сипаттамалары реактордың қуатымен, 
реактордағы отынның жану тереңдігімен, қайталама бөлінетін материалдарды 
өндіру коэффициентімен, оны реактордан түсіргеннен кейін отынның ұсталу 
уақытымен, реактордың типімен анықталады.
Ядролық отынның жануы – уран немесе плутоний ядроларының 
энергияны босатып, сынғыш нуклидтер түзе отырып бөлінуін айтады. Осы 
ыдырау өнімдерінің көп мөлшерде жиналуы реактордың жұмыс режимінің 
бұзылуына әкеледі. Сонымен, фрагменттелген өнімдердің арасында 
«нейтрондық улар» деп аталатын нейтронды түсірудің үлкен бөлімі бар 
нуклидтер бар. Бұл өнімдердің жинақталуы реактордың белсенді аймағында 
нейтрон ағынының тығыздығының күрт төмендеуіне және тізбекті ядролық 
реакцияның үзілуіне әкелуі мүмкін. Реактор науқаны деп аталатын белгілі бір 
уақыттан кейін бастапқыда жүктелген ядролық отын реактордан шығарылып, 
жаңасына ауыстырылады.
Реактор науқаны реактордың құрылысына және ядролық отынның 
түріне байланысты. Қазіргі заманғы энергетикалық реакторларда жылу 
нейтрондарында ол 2-4 жылды құрайды, жылдам нейтрондық реакторларда – 
бір жылдан аз. Отынға реакторды тоқтатпай, күйіп кеткен ядролық отынның 
бір бөлігін ғана ауыстыруға болады. Пайдаланылған отын құрамында 
бөлінетін материалдарды бөлу және бөлу өнімдерінен тазарту мақсатында 
химиялық өңдеуге жіберіледі. Тазартылған бөлгіш материалдарды жаңа твэл 
жасау үшін пайдалануға болады. [1] 
Отынның жану тереңдігі жұмсалған ядролық отын мөлшерінің пайызбен 
көрсетілген бастапқы жүктелген отын материалының жалпы мөлшеріне 
қатынасы ретінде анықталады. 
235
U бөлудің бір актісінің жылу энергиясы 190 МэВ екенін және 1 
эВ/атом 23 ккал/моль (1 ккал = 4186.8 Дж/моль) сәйкес келетінін ескере 
отырып, 1г 
235
U жану кезінде энергия: 
Е
жылу
= 
190·10
6
·23
235
= 1.86·10
7 
ккал/г 
235
U
(1) 

11 
Көбею коэффициенті – бұл жұмыс барысында пайда болған қайталама 
бөлінетін материалдың мөлшері және пайда болған бөлінетін ядролар 
санының бастапқы жүктелген отыннан күйіп кеткендер санына қатынасы. 
Егер көбею коэффициенті бірліктен үлкен болса, онда реакторда отынның 
кеңейтілген өндірісі жүзеге асырылады. Мұндай реакторлар көбею 
реакторлары деп аталады. Көбеюдің ең үлкен коэффициентіне жылдам 
нейтрондардағы реакторлар ие (БН-600 реакторы үшін КВ=1.4). Жылу 
нейтрондарындағы реакторлардың ішінде молықтырудың ең жоғары 
коэффициентіне ауыр су реакторлары, сондай-ақ графитті баяулатқышы бар 
газ салқындататын реакторлар (0.7-0.8) ие. Жеңіл су-сулы реакторларының 
көбею коэффициенті ең төмен (0.5-0.6). Бөлінетін материалдардың өсімін 
молайту коэффициентінің көрсетілген мәндері олардың түсірілетін отындағы 
мөлшеріне сәйкес келеді, яғни қайталама ядролық отынның пайда болуымен 
қатар оның жануын ескере отырып есептейміз.
Реакторлардан түсіріліп пайдаланылған ядролық отын белгілі бір 
ұсталымнан кейін ғана қайта өңдеуге беріледі. Бұл ыдырау өнімдерінің 
арасында реактордан шығарылатын отын белсенділігінің үлкен үлесін 
анықтайтын қысқа өмір сүретін радионуклидтердің көп болуына байланысты. 
Сондықтан жаңа тиелген отынды өңдеуге дейін қысқа өмір сүретін 
радионуклидтердің негізгі санын ыдыратуға жеткілікті уақыт ішінде арнайы 
қоймаларда ұстайды. Бұл биологиялық қорғауды ұйымдастыруды 
айтарлықтай жеңілдетеді, өңделген ядролық отынды өңдеу процесінде 
химиялық реагенттер мен еріткіштерге радиациялық әсерді және негізгі 
өнімдерді тазарту қажет.
Сонымен, екі-үш жылдық экспозициядан кейін сәулелелендірілген 
отынның белсенділігі ұзақ өмір сүретін ыдырау өнімдерімен анықталады: Zr, 
Nb, Sr, Ce және басқа РЗЭ, Ru және α-белсенді трансуран элементтері. ОЯТ-
тың 96%-ы - 
235
U және 
238
U, 1% - плутоний, 2-3% - радиоактивті бөліну 
фрагменттері. 
Отын 
сипаттамасы 
Жеңіл 
сулы 
ВВЭР 
Ауыр 
сулы 
SGHWR 
Газбен 
салқындатылған 
HTGR 
РБМК 
Жылдам 
нейтронды 
реактор 
Отын түрі 
Бастапқы 
отын, % 
235
U
 
Жұмсалған 
отын, % 
235
U
Жану 
тереңдігі, 
МВт, сут/т 
UO
2
1.5-4.5 
0.7-1.3 
12000-
40000 
UO
2
1.8-2.2 
0.8 
19000-
21000 
(U,ThO
2
) 
93 дейін 
50 
100000-130000 
UO
2
1.6-2.4 
0.3-0.4 
18000-
30000 
U𝑂
2
, (𝑈, 𝑃𝑢𝑂)
20-30% PuO
2
- 
60000-120000 
1 Кесте. Қуат реакторларының ядролық отынының сипаттамалары [2] 

12 
1.2
Уранның радиоактивтілігі және изотоптық құрамы 
Табиғи уран - үш изотоптың қоспасы: 
235
U, 
235
U және 
234
U. Олардың 
құрамы: 99.28; 0.714% және 0.006% масса. 
238
U изотопы – табиғи радиоактивті 
отбасының негізін қалаушы (4n+2), ал 
235
U – актинуран отбасының негізін 
қалаушы (4n+3). 
234
Uизотопы 
238
U-мен генетикалық байланысты (еншілес).
Массалық 
сан 
Сәулелену 
түрі 
Сәулелену 
энергиясы, 
МэВ 
Жартылай 
ыдырау 
периоды, 
жыл 
Табиғи 
қоспадағы 
құрамы, % 
массасы 
Радиоактивті 
топқа 
қатысы 
234
U 
α 
4.76 
2.35·10
5
0.006 
Топ мүшесі 
(4n+2)·* 
235
U 
α 
4.52 
7.07·10
8
0.714 
Топ 
басшысы 
(4n+3) 
238
U 
α 
4.21 
4.51·10
9
99.28 
Топ 
басшысы 
(4n+2) 
233
U 
α, β, γ 
4.8 
1.6·10
5
- 
Торийден 
жасанды -
232 
2 Кесте. Уранның табиғи изотоптарының сипаттамасы 
Қазіргі уақытта массалық саны 226-дан 242-ге дейін жететін 14 жасанды 
изотоптар алынды. 
1.3
Уранның физикалық және химиялық қасиеттері
Сыртқы көрінісі бойынша уран – бұл күміс түсті металл, ауада түтіккен, 
бірнеше сағат ішінде алдымен көкшіл реңкпен алтын, содан кейін қою сұр 
болады. Уран – ең ауыр металдардың бірі, оның бөлме температурасындағы 
тығыздығы 19.04 г/см
3 
құрайды. Оның балқу температурасы 1132°С; қайнау 
температурасы 3813°С.
Уранның үш аллотропты модификациясы бар. Басқа актиноидтар 
сияқты (торийден басқасы), уран әртүрлі кристаллографиялық осьтер 
бойымен анизотропия қасиеттеріне ие.
25°С температурада уранның жылу сыйымдылығы 27.7 Дж/моль·К 
құрайды – бұл мыстан үш есе аз. Ол температура мен кристалдық тордың 
типіне байланысты (сурет. 1). Кристалдық тор өзгерген кезде уранның 
физикалық қасиеттері, оның ішінде жылу сыйымдылығы күрт өзгереді.
92
U
238
α
→
90
Th
234 
β
→
91
Pa
234
β
→
92
U
234 
→
…. 
1 Сурет. Кристалдық тордың типтері 

13 
Ауысу 
температурас
ы, °С, 
модификация 
α 
β 
γ 
Тығыздығы, 
г/см 
19.04 
18.13 
17.91 
Тор түрі 
Орторомбическа
я 
Тетрагональна
я 
Объемноцентрированн
ая 
3 Кесте. Уранның аллотропты модификациясы [3] 
Уран салыстырмалы түрде нашар электр өткізеді, оның электр 
өткізгіштігі темірге жақын. Уран мысқа қарағанда 17 есе төмен(300К кезінде 
уранның кедергісі 28 мкОм·см құрайды); 1К төмен температурада уран 
суперөткізгішке айналады. 
Уранның ядролық энергия тұрғысынан маңызды сипаттамаларының бірі 
жылу өткізгіштік болып табылады, өйткені отын материалы жану 
тасымалдағышқа қуатты жылу ағындарын беруі тиіс. 
α – U(298-942K):Cp = 26.920-2.502·10
3
T + 26.556·10
6
T
2
– 0.7699·10
5
T – 2 
Дж/моль·К; 
β – U(942-1049K):Cp = 42.92 Дж/моль·К; 
γ – U(1049-1132K):Cp = 38.28 Дж/моль·К. 
.Уранның төмен жылу өткізгіштігі элемент қабырғасы мен өзегі 
арасындағы жоғары температура айырмашылығына ықпал етуі мүмкін. Соның 
салдарынан жоғары ішкі кернеулер мен балқуды тудырады. Радиалды 
бағыттағы температура айырмашылығы 1мм-ге бірнеше жүз градусқа жетуі 
мүмкін. Уранның жылуөткізгіштігі температураның жоғарылауымен 
байланыста. Ол металдың тазалығына, кристаллографиялық осьтердің 
бағытына байланысты өлшенеді(анизотропия салдарынан). Қоспалардың аз 
құрамымен уран аздап өзгереді. Айтарлықтай мөлшерде легирлеу: уран 
қорытпасының жылу өткізгіштігі 28% Мо-ден 200°С-қа дейін таза уранға 
қарағанда 2 есе аз, бірақ оның жылу және механикалық қасиеттері әлдеқайда 
жақсы. 
Уранның көптеген механикалық қасиеттері, әсіресе икемділігі 
температураға байланысты болады. Оның механикалық қасиеттері 
айтарлықтай дәрежеде арнайы әзірленген режимдер бойынша термиялық 
өңдеуден өтіп жақсартылуы мүмкін. 
Реакторлардағы ураннан жасалған бұйымдар ұзақ уақыт бойы жоғары 
температуралар кезінде қиын жағдайға ұшырайды. Коррозия, жылу 
кернеулері мен радиацияның әсерінен ТВЭЛ конструкцияларының 
механикалық беріктігінің өзгеру дәрежесі реактордың сенімділігін және оның 
үнемділігін анықтайды. Бұл жағдайда негізгі төрт проблема туындайды: 

14 
1.
Тіпті елеусіз жүктеме кезінде сәулеленген уран аққыштығының 
үлкен өсуі; 
2.
Іс жүзінде күйдірумен алынбайтын сәулеленген уранның құрғауы; 
3.
Реактор жұмысы процесінде ТВЭЛ нысанының өзгеруіне әкелетін 
уранның радиациялық өсуі; 
4.
Үлкен жану және жоғары температура кезінде (>400С) уранның газ 
тәрізді бөліну өнімдерінің (ксенон мен криптон) әсерінен газдың 
свеллингі, яғни ісуі дамиды. [4] 
Уран – химиялық жағынан өте белсенді электропозитивті металл. Бұл 
оны сутегі арқылы қалпына келтіру мүмкін емес екенін білдіреді. Бірақ, 
қалпына келтіру үшін Ca немесе Mg қолдануға болады. 
Кернеулер қатарында уран бериллий мен алюминийге жақын 
орналасқан, оның сулы ерітінділердегі қалыпты электродтық потенциалы Е
0
= 
– 1.8В, яғни судың ыдырауының қалыпты электродтық потенциалына 
қарағанда теріс (Е
теор
-1.23В). Сондықтан, мателлдық уранды сулы 
етітінділердің электролизімен алуға болмайды. Өйткені, су алдымен 
ыдырайды. 
Е
0
теріс мәні уранның химиялық белсенділігін анықтайды. Ол химиялық 
белсенді элемент және инертті газдардан басқа барлық элементтермен 
әрекеттеседі. Уранның негізгі химиялық қасиеті – оның күшті қалпына келтіру 
қабілеті.
Бөлме температурасында уран жеткілікті тұрақты, оксид қабығымен 
жабылған. Бірақ қазірдің өзінде 100 °С кезінде ұнтақ тез тұтанады және тез 
күйіп кетеді. Оттегіде 200 °С температурада U
3
O
8
бере отырып жанады.
Фтормен UF
6
түзілуімен белсенді әрекеттеседі, 500-600 °С 
температурада хлормен, броммен, йодпен әрекеттеседі.
Суда уран оңай коррозияға ұшырайды. Қайнаған сумен баяу реакцияға 
түседі: 
U + 2H
2
O 
→
UO
2
+ 2H
2
; (2) 
250 °С-тан жоғары температурада су буы диоксидті қалыптастыру үшін 
басқа схемалар бойынша әрекет етеді, ал сутегі – гидрид: 
7U + 6H
2
O 
→
3UO
2 
+ 4UH
3
. (3) 
NH
3
, NO, CO
2
, CH
4
-пен де әрекеттеседі. 
Су ерітінділерінде уранның келесі иондық формалары белгілі: 
қарапайым U
3
+ және U
4
+ иондары; UO
2
+ оксиондары (уранил-ион) және 
UO
22
+(уранил-ион); соңғы екі жағдайда уран сәйкесінше тотығу күйінде 
болады (5+) және (6+). 

15 
Металл уранның Hg+, Ag+, Sn
2
+, Au
3
+, Pt
4
+ тұздарының ерітінділеріне 
әсер етуі кезінде бұл иондар металдарға дейін қалпына келеді (ерітінділерден 
металдарды ығыстыру деп аталады), ал тиісті металдың тұнбасы бірқатар 
кернеулерде пайда болады. [5] 
1.4
Уранның маңызды қосылыстары 
225-250 °С температурада сутегімен әрекеттесетін металлдық уран UH
3 
уран гидриді – қара жұқа пирофорлы ұнтақ береді.
Температура 
t, °C 
200 
250 
300 
350 
400 
436 
Сутегі 
қысымы 
PH
2
, мм 
0.6 
4.5 
24.8 
103.0 
345.0 
760 
4 Кесте. Уран гидридінің диссоциация қысымының температураға 
тәуелділігі 
Сутектің атмосфералық қысымға тең қысымы кезінде жүйе тепе-
теңдікте және вакуумда 440 °С-тан жоғары температурада болады. ЛеШателье 
принципіне сәйкес гидрид элементтерге толығымен ыдырайды. Осылайша, 
гидрогенизация арқылы ықшам металдан, содан кейін дегидратациямен өңдеу 
кезінде іс жүзінде ластанбаған металл уранын алуға болады. Ал ол өте 
химиялық белсенді болады.
Уран гидридінің айқын металл қасиеттері бар: жоғары электр 
өткізгіштігі, металл жылтырлығы. Бірақ, онда металл байланысы жоқ. UH
3
теориялық тығыздығы 10.924 г/см
3 
құрайды. 
Уран галогендер мен сутегі галогендерімен әрекеттесіп, уран 
галогенидтарын түзеді. Ол қышқылдарда ериді, ал сілтілі ерітінділерде металл 
уран сияқты ерімейді. 
Уран гидриді уранның әртүрлі қосылыстарын алу үшін бастапқы зат 
ретінде және ең алдымен таза жұқа дисперсті металл уранының химиялық 
белсенді ұнтағын дайындау мақсатында қолданылады. Интерметалдық 
қосылыстар сутегімен өзара іс-қимыл жасайды. Сутектің ауыр изотоптары 
уранмен UH
3
, UD
3
, UT
3
ұқсас қосылыстар түзеді. Мұндай қосылыстардың 
құрамында дейтерий мен тритийді ықшам түрде сақтауға және газды қолданар 
алдында оларды дегидратациялау арқылы алуға болады. 
Уран – оттегі жүйесі – бұл әлі толық зерттелмеген күрделі күй 
диаграммаларының бірі.
Үш оксид – UO
2
, U
3
O
8
, UO
3
– Пелигодан бері белгілі. Олардан басқа UO, 
U
4
O
9
, U
3
O
7
, U
2
O
5
және басқалары анықталды. Қазіргі уақытта барлық оксидтер 
қатаң стехиометриялық емес. Іс жүзінде көптеген стехиометриялық емес 
формалар бар екендігі анықталды. [6] 

16 
UO металл уранның жұқа беткі қабаты ретінде алынады. Оның 
сынғыштығы және металл жылтырлығы бар сұр түске ие. Оның тығыздығы 
14.2 г/см
3
құрайды. Қалыпты жағдайда ол металл уранмен және диоксидпен 
тепе-теңдікте болады. Уран монооксидінің технологиялық маңызы жоқ.
UO
2
алу әдісіне байланысты түсі қоңырдан қараға дейін өзгеретін ұнтақ.
Уран диоксиді – бұл стехиометриялық емес қосылыс, оның құрамы UO 
1.6-дан UO
2
25-ке дейін болуы мүмкін, ал қосымша – стехиометриядан тыс – 
оттегі атомдары UO
2
торына оттегі атомдарын енгізу нәтижесінде кристалл 
торында сақталады.
Алгаш рет оксидті табиғи тотықты – уран тотығын көміртекпен азайту 
арқылы Клапрот ашқан болатын. Диоксидті жоғары уран оксидтерін (UO
3
, 
U
3
O
8
) сутегі, аммиак, көміртек оксидімен азайту арқылы алуға болады. 
Уран диоксидінің ауамен реакциясы ерекше назар аударуға тұрарлық. 
Бұл реакцияның жүруі UO
2
бөлшектерінің мөлшеріне байланысты: өте жұқа
диоксид пирофорлық қасиеттерді көрсете алады. UO
2
-нің үлкен бөлшектері 
әдетте пирофорлы емес, бірақ оттегі атмосферасында (ауада) O:U қартаю 
уақытының жоғарылауымен өседі. Бөлшектердің диаметрі бар уран диоксиді 
жиі >0.05-0.08 мкм оттегінің айтарлықтай мөлшерін сіңіре алады, ал D 
бөлігінде >0.2-0.3 мкм тотығу өте төзімді. Жоғары температурада UO
2 
-ден 
U
3
O
8
-ге дейін тез тотығады. Осы себепті UO
2
ұнтақтарын ауа өткізбейтін 
контейнерлерде сақтау керек.
Уранил оксалатының фотохимиялық ыдырауы кезінде (UO
2
C
2
O
4
) қоңыр 
– күлгін тұнба пайда болады. Оған U
3
O
8
·H
2
O формуласы берілген. Бұл гидрат 
кристаланбайды. Ол ауада уран триоксидінің гидратына және одан әрі уран 
оксидіне оңай айналады. Осындай шөгінділер жұмсақ органикалық 
тотықсыздандырғыштардың (глюкоза, спирттер, эфирлер) қатысуымен 1-5% 
концентрациясы бар уранил тұздарының сулы ерітінділері түзіледі. Жауын – 
шашынды вакуумда кептіру кезінде ұнтаққа жақсы сіңіп кететін қара масса 
пайда болады. Ауада UO
3
-ке дейін оңай тотығады. Тотығу – тотықсыздану 
гидраты қышқылдарда уран (4+) тұздарын түзіп, ыдырайды. 
Оксид 
Түсі 
Кристалды 
құрылымы 
Тығыздығы, 
г\см
3
Р, 
атм. 
t. 
°С 
Бастапқы 
қосылысы 
UO
3
(A) Қызғылт 
сары 
Рентгеноаморфен 
6.5 
α – UO
3
Ақшыл 
Гексагональдық 
7.09 
40 
500 
UO
3
(A) 
β – UO
3
Қызғылт 
сары-
қызыл 
Моноклиндық 
8.25 
40 
550 
U
3
O
8
, α-
UO
3
γ – UO
3
Сары 
Ромбтық 
7.3 
40 
650 
UO
3
(A); 
α, β, δ, ε – 
UO
3

17 
δ – UO
3
Қою 
қызыл 
Кубтық 
6.99 
ε – UO
3
Қызыл 
Белгісіз 
8.54 
η – UO
3
Қоңыр 
Белгісіз 
- 
60 
5 Кесте. Уран триоксидінің кристалды формалары
UO
3
·2H
2
O (H
4
UO
5
) дигидраты қаныққан су буының 5-тен 75 °С-қа 
дейінгі температура аралығында қызыл UO
3
-ке әсер етуі арқылы алынады. Ол 
сары немесе сары-жасыл түске ие және екі модификацияда кристалданады. 
UO
3
H
2
O уран триоксидінің моногидратын 24 сағат ішінде 25 °С ауада UO
3
гидратациясы арқылы алуға болады. 300 °С-қа дейін төзімді. Бір аморфты 
және 4 кристалды модификация анықталды. Триоксид полугидраты – қызғылт 
сары түсті ұнтақ, 15 мм су буының қысымымен алуға болады. Сонымен қатар, 
бұл гидратты уран пероксидін суда 310-350 °С дейін қыздыру арқылы, сондай-
ақ 350-380 °С температурада белсенді емес ылғалдандыру арқылы алуға 
болады. 
U
3
+ сулы ерітінділерін уран трихлоридін суда еріту арқылы оңай алуға 
болады. Сондай-ақ, жоғары тотығу күйінде болатын уранды сынапта немесе 
асыл металдан жасалған катодта электролиттік қалпына келтіруге болады. 
Электролизді қыздыру шамының жарығында ерітіндінің түсін байқау 
ыңғайлы: U(4+) ерітінділері жасыл түске боялған, ал U(3+) ерітінділері шарап 
қызыл түске боялған. Уран сульфатының (3+) алынған ерітіндісінен 
араластыру кезінде этанол қосу арқылы U
2
(SO
4
)
3
октагидратын тұндыруға 
болады. Оксал қышқылын немесе аммоний оксалатын енгізген кезде қызғылт 
түсті қосылыс – уран оксалаты (3+) – U
2
(C
2
O
4
)
3
·nH
2
o тұндырылады. 
Уран сульфатының (3+) ерітіндісіне сілтілі металл сульфаттарын немесе 
таллийді қосу арқылы әртүрлі құрамдағы сульфат кешендері бөлінді. [7] 

18 
2 4-ШІ БУЫНДАҒЫ ИННОВАЦИЯЛЫҚ ЯДРОЛЫҚ ЖҮЙЕЛЕР 
2.1 4-шы буын реакторы – энергетикадағы революция 
Ең алдымен, реакторлық технологияның басты буындарын қарастыру 
қажет.
2 сурет. I-III буынды реакторлық технологияның дамуы және IV 
буындағы технологиялық серпіліс 
I буын (1950-1970 жылдар; АҚШ, КСРО, Франция, Ұлыбритания). 
Бұл санатқа 1950-1960 жылдардағы алғашқы энергетикалық реакторлар 
жатады. Отын ретінде негізінен табиғи уран немесе төмен байытылған уран, 
баяулатқыш – графит, жеңіл және ауыр су, жылу тасымалдағыш – су және СО
2
пайдаланылады. Сондай-ақ, натрий жылу тасымалдағышы бар жылдам 
нейтрондардағы алғашқы көбейткіш реакторлар да әзірленді: АҚШ-та EBR-1 
(1951), EBR-2, Enrico Fermi (1968); Францияда - Rapsodie, Phenix (1974); 
КСРО-да БОР-60, БН-350 (1973); Ұлыбританияда – PFR (1974). Олар 
болашақта IV буын реакторларын әзірлеу үшін жағдайлар жасады. Оны 
тарихта «реакторлық технологияның тұрақты дамуы» деп атап кеткен. Атап 
айтқанда, табиғи ресурстарды пайдалануды оңтайландыру және одан уран мен 
плутоний алу үшін сәулелендірілген отынды қайта өңдеу арқылы.
II буын (1970-2000 жылдар; әлемнің 30 елдері). 
1974 жылғы алғашқы мұнай дағдарысынан кейін пайдалануға берілген 
өнеркәсіптік реакторлар әлі де жұмыс істеуде. Бұл негізінен жеңіл су 
реакторлары, олар екі негізгі топқа бөлінеді: қайнаған салқындатқышпен 
(BWR) және қысым салқындатқышымен(PWR).
III буын (ағымдағы кезең, «Атом Ренессансы» дәуірінің эволюциялық 
үлгісіндегі реакторлар). [8] 

19 
Екінші буынды жеңіл су реакторлары қауіпсіздікті қамтамасыз ету 
саласында өздерін өте жақсы танытқанына қарамастан, қоршаған ортаға 
радиоактивтіліктің төмен шығарындыларын одан әрі төмендете отырып, 
олардың қауіпсіздігін одан әрі арттыру және пайдалану көрсеткіштерін 
жақсарту бойынша жұмыс жалғасуда. Осы буын реакторлары алғаш рет 1990 
жылдары жасалған.
Олардың кейбіреулері қазіргі уақытта салынуда. Әдетте, олар жеңіл 
салқындатқыш реакторларына жатады. Олардың ішінде: EPR (Areva шығарған 
Evoloution pressurized reactor, сурет 3), Финляндияда, Францияда және 
Қытайда салынып жатқандар; Қытайда Toshiba-Westinghouse (жетілдірілген 
PWR) шығарған АР-1000; Ресейде ВВЭР-1200 («ГИДРОПРЕСС» ОКБ 
әзірлеген «АЭС-2006» жобасы) және Абу – Дабиде АРR-1400 (KEPCO 
шығарған Advanced power reactor). 
4-ші буын реакторы – халықаралық форум шеңберінде коммерциялық 
мақсаттарда пайдалану жоспарланып отырған ядролық реакторлардың 
зерттелетін сыныбы.
Технологиялық дайындық деңгейін көрсету үшін қажетті деңгейден 
экономикалық бәсекеге қабілетті іске асыруға дейін өзгереді.
Мұның себебі: қауіпсіздік, сенімділік, тиімділік және шығындар. Және 
басқа да көптеген мақсаттар. 
3 Сурет. EPR: жетілдірілген қауіпсіздік жүйелері бар III буын 
реакторы(AREVA NP әзірлеу) 
Бастапқыда реактордың көптеген түрлері қарастырылды. Алайда, тізім 
ең перспективті технологияларға шоғырлану үшін қысқартылды. «4-ші буын» 
бастамасының мақсаттарына ең қолайлы. Үш жүйе жылу нейтрондарындағы 
реакторлар, ал үшеуі жылдам нейтрондардағы реакторлар. Жоғары 
температуралы ядролық реактор сонымен қатар сутегі өндірісі арқылы жоғары 
сапалы жылу шығару процесін қамтамасыз ету үшін қарастырылды. Жылдам 

20 
реакторлар қалдықтарды одан әрі жою үшін актинидтерді жағу мүмкіндігін 
немесе олар тұтынғаннан гөрі «көо отын өндіру» мүмкіндігін ұсынады. Бұл 
жүйелер беріктікке, қауіпсіздік пен сенімділікке, тиімділікке, өсуге және 
физикалық қорғауға айтарлықтай артықшылықтар ұсынады. [9] 
IV буын реакторлары
Ядролық технологияның IV буынымен «реактор» термині неғұрлым 
дұрыс «жүйе» терминімен ауыстырылды. Оған реактордың өзі де, ядролық 
отынды қайта өңдеу де кіреді. Мұндай жаңа жүйелер орнықты дамуды, 
бәсекеге қабілеттілікті қамтамасыз ету, сондай-ақ оларға қатысты 
«технологиялық серпіліс» деген сөздерді пайдалануды негіздей отырып, 
таралудан қорғау саласында алдыңғы буындарға қарағанда неғұрлым жоғары 
пайдалану көрсеткіштеріне ие болуы керек.
Олардың кейбіреулері электр энергиясын өндіреді, ал басқасы жылуды 
(температура 400-900 °С) әртүрлі өнеркәсіптік мақсаттарда – мұнай 
химиясында, синтетикалық отын өндіруде, биомассаны газдандыруда, судан, 
цементтен сутегі өндіруде пайдаланады. Төменгі температураны (100-300 °С) 
теңіз суын тұзсыздандыру және тыңайтқыш өндіру үшін қолдануға болады.
Кейбір IV буын жүйелері жылдам спектрлі нейтрондарда жұмыс істейді. 
Олардың бөлу және трансмутацияның озық технологияларымен бірге 
бөлінетін материалды көбейту қабілеті үлкен мүмкіндіктер ашады. Олардың 
ядролық отыны өте жоғары температураға төзімді болады және барлық 
актинидтердің сақталуын қамтамасыз етеді. Нәтижесінде олардың жанармай 
циклі толығымен жабылады. Осы себепті, жаңа жүйелер қалдықтардың ең аз 
мөлшерін қалыптастыру арқылы тұрақты дамуды тиімді қамтамасыз етеді. 
IV буын жүйелері табиғи ресурстарды оңтайлы пайдалануды және 
энергиямен жабдықтаудың сенімділігін қамтамасыз етеді. Қолданыстаға 
ядролық технологиялардың әлсіз жағы олардың уран отынының 
энергетикалық әлеуетін пайдалануға шектеулі қабілеттілігі болып табылады. I 
және II буынды жылу реакторлары уран изотопын пайдаланады, ол табиғатта 
кездесетін уранның жалпы мөлшерінің тек 1% құрайды.
Көбейткіш реакторлар жылу жеңіл су реакторларына қол жетімсіз 
энергетикалық әлеуеттің едәуір бөлігін пайдалануға қабілетті, соның 
нәтижесінде уранның сол бастапқы мөлшерінен 50 есе көп энергия өндірілуі 
мүмкін. Мұндай реакторлар 
238
U-ны бөлінетін 
239
Pu-ға айналдыруға қабілетті, 
олар бөлінетін материалды өздері сіңіргеннен де қарқынды (көбею қасиеті). 
Сонымен қатар, олар кенге сәйкес келетін уран мөлшері өте төмен отынды 
қолдана алады. [10] 
Қалдықтардың пайда болуы аз болады. Пайдаланылған ядролық отынды 
қайта өңдеусіз көмуді көздейтін ашық отын циклінің кемшілігі ОЯТ көлемі, 
радиотоксикалық деңгейі және қалдық жылу бөлу болыр табылады.

21 
Алдыңғы қатарлы бөлу және трансмутация технологиялары IV буын 
жүйелерін дамыту аясында жүзеге асырылатын көптеген зерттеу 
жобаларының тақырыбы болып табылады. Ядролық – химиялық 
технологиялар пайдаланылған отынды одан әрі пайдалануға немесе көмуге 
қойылатын талаптарға байланысты әртүрлі құрамдас бөліктерге бөлуге 
мүмкіндік береді. 
Ядролық – энергетикалық циклды талдау көрсеткендей, ол 
гидроэлектроэнергетикамен бірдей мөлшерде парниктік газдар шығарады, 
яғни шамалы. Еуропалық Одақта электр энергиясының үштен бірі АЭС-те 
өндіріледі, соның арқасында СО
2
көлемінің пайда болуына жол берілмейді. 
Бұл ЕО-ның барлық елдеріндегі барлық автомобильдердің шығарындыларына 
тең (жыл сайын шамамен 200 миллион автомобиль және 900 миллион тонна 
СО
2
). 
IV буын жүйелері үшін қауіпсіздіктің едәуір қоры бар терең 
эшелондалған қорғау қағидаты (МАГАТЭ стандарттары) негіз қалаушы болып 
қала береді. Ол детерминистік принциптерге жатады, яғни берілген бастапқы 
оқиғалар мен олардың салдарын жүйелі талдауды жүзеге асыруды білдіреді. 
Алайда, тәжірибе көрсеткендей, IV буынның инновациялық жүйелеріне тән 
белгісіздіктерді неғұрлым толық есепке алу үшін олардың қауіпсіздігін 
негіздеу тәсілі аралас, детерминистік – ықтималдық сипатта болуы керек. 
Осылайша, жобаның жалпы біртектілігі мен дәйектілігін қамтамасыз етеді. 
Болашақтағы төмен көміртекті экономикада (2040 жылдан кейін көшу 
күтілетін мұнайдан кейінгі қоғамда) ядролық ыдырау реакциясы, әсіресе IV 
буын жүйелері үшін ұсынылатын жылу мен электр энергиясын бірлесіп өндіру 
мүмкіндігінің 
есебінен 
адамзаттың 
энергетикалық 
қажеттіліктерін 
қанағаттандыруда маңызды рөл атқаратыны сөзсіз.
Парникті газдар шығарындыларынсыз сутекті өндіру үшін жылу мен 
электр энергиясын бірлесіп өндіру қажет болады. Неғұрлым жалпы жағдайда 
IV буынның ядролық технологиясы табиғи ресурстардың энергетикалық 
әлеуетін экономикалық тиімді және қауіпсіз барынша пайдалануды (бөлінетін 
материалдың көбеюі арқасында), ядролық қалдықтармен оңтайлы жұмыс 
істеуді (барлық актинидтерді қайта өңдеу және парниктік газдардың болмашы 
шығарындылары) және таралудың ең аз тәуекелдерін қамтамасыз етеді. [11] 
2.2 Артықшылықтары мен кемшіліктері 
Қазіргі ядролық технологияларға қатысты 4-ші буын реакторларын 
пайдаланудың осындай пайдасы бар: 
-
Ядролық қалдықтар мыңдаған жылдар емес, бірнеше ғасырлар бойы 
радиоактивті болып қалады; 

22 
-
100-300-де ядролық отынның бірдей көлемінде өндірілген энергия 
көп; 
-
Пайдаланылатын отынның кең спектрі, соның ішінде – капсуласыз 
өңделмеген отын (тұз балқымаларындағы реакторлар, торий сұйық 
фторидіндегі реакторлар); 
-
Кейбір реакторлар энергияны өндіру үшін ядролық қалдықтарды 
қолдана алады (жабық ядролық отын циклы). Бұл ядролық энергияны 
жаңартылатын энергия ретінде одан да көп дәлелдер береді.
-
Жақсартылған қауіпсіздік жүйелері қысымның жоғарылауының 
алдын алу, реакторды автоматты түрде пассивті тоқтату, судың 
салқындауын және жоғалу қаупін, сутектің/жарылыстың пайда 
болуын және салқындатқышқа судың ластануын болдырмау. 
Ядролық реакторлар жұмыс кезінде көмірқышқыл газын шығармайды, 
көміртегі аз энергияның барлық көздерінен айырмашылығы: жер асты 
қазбалары мен құрылысы. Егер құрылыс кезінде көміртектен немесе 
көмірқышқыл газын шығаратын цементтен бос емес энергия көздері 
пайдаланылса, көмірқышқыл газының шығарылуына әкелуі мүмкін. 2012 
жылы «Journal of Industrial Ecology» журналында Йель университетінің 
мақаласы жарияланды. Онда АЭС-тен көмірқышқыл газының айналымын 
бағалау талданды.
Мақалада: «Өмірлік цикл туралы көптеген әдебиеттер Атом 
станцияларынан парниктік газдар шығарындыларының айналымы дәстүрлі 
отынның ұқсас көлемінің бір бөлігі ғана екенін көрсетеді. Олардың үлесін 
жаңартылатын энергия технологияларының үлесімен салыстыруға болады» 
деп айтылған. 
Құжат бірінші кезекте 2-ші буын реакторларының деректеріне сілтеме 
жасап, қазіргі уақыттан бастап (3-ші буын реакторлары салынып жатқан кезде) 
2050 жылға дейінгі көмірқышқыл газының шығарылу деңгейін талдамаса да, 
реакторлар технологияларының дамуы кезіндегі өмірлік циклды бағалау 
туралы алынған деректерге сәйкес қорытынды жасалды.
ЖКР (Жылдам көбейткіш реакторлар) өмірлік циклді бағалау туралы 
әдебиеттерден баға алды. Кітаптардың аз бөлігі парниктік газдар 
шығарындылары бойынша екінші буынды жеңіл су реакторларына тең немесе 
одан да төмен технологияның әлеуетін бағалайды. Демек, олар аз уран 
рундарын тұтынады немесе онсыз мүлдем болмайды. [12] 
Натрийдің жылдам реакторын қолданудың ерекше қауіптері металл 
натрийді салқындатқыш ретінде қолданумен байланысты. Жыртылған 
жағдайда натрий сумен реакция кезінде жарылып кетеді. Көз жасын жою 
қауіпті болуы мүмкін, сондықтан асыл газдардың ең арзаны – аргон, натрийдің 
тотығуын болдырмау үшін қолданылады. Аргон, гелий сияқты, ауадағы 

23 
оттегін жылжытып, гипоксияға әкелуі мүмкін. Бұл жұмысшыларға қосымша 
қауіп төндіреді.
Осы проблема Мондзю АЭС-да (Цуруги, Жапония) эксперименттік 
ЖКР жұмысы кезінде анықталады. Бұл мәселе қорғасын немес тұз 
балқымаларын қолдану, аз реактивті салқындатқыштар жасау және ағып кету 
жағдайында жоғары мұздату, төмен қысым кезінде, жұмыс істеуде жеңілдейді. 
Натриймен салыстырғанда қорғасынның кемшіліктері – жоғары тұтқырлық 
пен тығыздық, төмен жылу және радиоактивті нейтрондардың белсенді 
өндірісі.
Көбінесе қазірдің өзінде 4-ші буын жобалары бойынша көптеген 
тәжірибелік қондырғылар салынуда. Мысалы, Форт-Сэнт-Рэйндегі АЭС 
реакторлары мен НТR-10реакторы 4-ші буындағы СВБР ұсынған реакторларға 
ұқсас, ал «ЕВR-2,» «Феникс» және БН-600 бактық үлгідегі реакторлар 
ұсынылған 4-ші буындағы натрий жылдам реакторларына ұқсас болып келеді. 
[13] 
2.3 Реакторлардың типтері 
Жылу нейтрондарындағы реактор 
Жылу нейтрондарындағы реактор – баяу немесе жылу нейтрондарында 
қолданылатын реактор. Баяулатқыш нейтрондардың бөлінуі нәтижесінде 
шығарылатын заттарды баяулату және оларды отын ретінде қолдануға 
болатын заттарға айналдыру үшін қолданылады.
4 Сурет. Жылу нейтрондарындағы реактор 
Ультра жоғары температуралы реактор (СВТР) 
Осы реактордың тұжырымдамасы гелийді немесе тұзды жүзуді 
салқындатқыш ретінде қолдана отырып, бір уран отын циклімен графитті 
баяулататын белсенді аймақты пайдаланады. Бұл реактор 1000° 
температурасын ұсынады. Реактордың ядросы призмалық блок түрінде де, 
шар тәрізді толтырумен де болуы мүмкін. Жоғары температураға 

24 
термохимиялық күкірт – йод циклінің көмегімен жылу шығару немесе сутегі 
өндіру сияқты процестердің арқасында қол жеткізіледі. Бұл да қауіпсіз. 
Жоспарланған алғашқы СВТР құрылысы Оңтүстік Африка модульдік 
шарлы ТВЭЛ-дармен өткен үкімет 2010 жылдың ақпан айында бастаған 
болатын. Ықтимал күтпеген техникалық мәселелерге байланысты шығындар 
мен күш-жігердің өсуі әлеуетті инвесторлар мен клиенттерді үйрелендірді. 
Қытай Халық Республикасы 2012 жылы 200 мегаваттық жоғары 
температуралы шарлы ТВЭЛ реакторының құрылысын бастады. 
Сондай-ақ, 2012 жылы жаңа буынды АЭС құру бағдарламасы аясында 
Айдахо ұлттық зертханасы «Areva» компаниясынан «Антарес» призмалық 
Атом реакторына концепт ұсынды. СВТР типті реактор 2021 жылға қарай 
прототип ретінде орналастырылды. Жоба «General Atomics»-тен модульді 
гелий реакторымен және «Westinghouse»-дан шарлы ТВЭЛ құйылған 
реактормен бәсекелестікке құрылды.
5 Сурет. Ультра жоғары температуралы реактор
Тұз балқымаларындағы реактор (РРС) 
Тұз балқымасындағы реактор – бұл негізгі жылу тасымалдағыш немесе 
тіпті отынның өзі тұз балқымаларының қоспасы болатын ядролық реактордың 
бір түрі. Реактордың осы түрін насихаттайтын көптеген ұғымдар бар, бірнеше 
модельер де салынған. Ерте жұмыс және қазіргі көптеген заттар балқытылған 
фторидті тұздарда ерітілген ядролық отынға байланысты. Сұйықтық графит 
ядросына ағып, критикалық күйге жетуі керек, ол да желдеткіш қызметін 
атқарады. Қазіргі кездегі көптеген әзірлемелер графит ерітіндісіне шашыраған 
отынмен және төмен қысымды және жоғары температуралы салқындатуды 
қамтамасыз ететін тұз балқымасымен жұмыс істейді.
4-ші буындағы РРС жылу нейтрондарына қарағанда жылу үстіндегі 
нейтрондарындағы реакторды анықтауға қолайлы, өйткені отындағы ыдырау 
реакциясын қамтамасыз ететін нейтрондардың жылдамдығы жылу 
аналогтарына қарағанда жоғары. РРС принциптерін жылу, жылу үсті және 
нейтрондардағы реакторлар үшін қолдануға болады. 2005 жылдан бастап 
фокус жылдам нейтрондар спектрін қолдана отырып, РРС-ке ауысты. 

25 
РРС тұжырымдамаларының көпшілігі негізінен тәжірибелік РРС-тен 
алыстағанмен, РРС технологиясының нұсқалары бар, олар орташа балқыту 
қорғасын тұздарының жылу тасымалдаушысы ретінде, сондай-ақ жабық отын 
циклі аясында ядролық қалдықтардың көп мөлшерін алуды жеңілдету үшін 
металл хлоридтерін пайдалану үшін әзірленген екі компонентті реактор 
идеясын қамтиды. Осындай ЭРРС-тен айтарлықтай ерекшеленетін басқа 
белгілі тәсілдерге «MOLTEX» компаниясы ұсынған тұрақты тұзды реактор 
кіреді, ол балқытылған тұздарды ядролық энергетикада сәтті жұмыс істейтін 
жүздеген қатты ТВЭЛ-ге орналастырды. Соңғы Британдық даму 2015 жылы 
«Energy Process Development» Британдық кеңес беру фирмасының шағын 
модульді реакторды әзірлеуінің арқасында бәсекеге қабілетті болды. 
6 Сурет. Тұз балқымаларындағы реактор 
Сумен салқындатылған критикалық реактор (ССКР) 
Сумен салқындатылған критикалық реактор – жеңілдетілген 
баяулатқышы бар су реакторының тұжырамдамасы. Ол жылу нейтрондарына 
қарағанда жоғары, отынның бөліну реакциясынан туындаған нейтрондардың 
орташа жылдамдығына байланысты жылу нейтрондарына арналған 
қондырғылар класына көбірек сәйкес келеді. Мұнда суперкритикалық су 
жумыс сұйықтығы ретінде қолданылады. ССКР, шын мәнінде, тікелей алмасу 
циклі кезінде жоғары қысым мен температурада жұмыс істейтін жеңіл су 
реакторы болып табылады.
Көп жағдайда ол қайнаған су – сулы реакторы сияқты тікелей циклде 
жұмыс істейді. Бірақ, суперкритикалық суды жұмыс сұйықтығы ретінде 
пайдалану арқылы тек бір су фазасы мүмкін. Бұл артық жылу көлемін су-сулы 
реакторы принципіне ауыстыру әдісін жасайды. Ол ВВР және КВВР-ге 
қарағанда жоғары температурамен жұмыс істей алады.
Сумен салқындатылған критикалық реакторларды жоғары жылу 
берілуіне (қазіргі жеңіл су реакторларында 33%-ға қарсы шамамен 45%) және 

26 
АЭС-тің өзін айтарлықтай жеңілдетуіне байланысты жетілдірілген ядролық 
жүйелер ретінде жасау жоспарлануда. 
ССКР-ның басты мақсаты – арзан электр энергиясын өндіру. Ол 
әлемдегі реакторлардың ең көп таралған түрі болып табылатын жеңіл су 
реакторларынан алынған екі сынақтан өткен технологиядан және әлемде көп 
қолданылатын 
қазбалы 
отынды 
жағуға 
арналған 
қыздырылған 
қазандықтардан тұрады. 
Әзірленген ССКР мысалы – 1700/393 ресейлік су-сулы энергетикалық 
реакторы, оның екі жақты тізбегі және 0.95-ке тең отынды өндіру 
коэффициенті бар.
7 Сурет. Сумен салқындатылған критикалық реактор 
Жылдам реакторлар 
Реакторлардың бұл түрі ыдырау реакциясы нәтижесінде пайда болатын 
жылдам нейтрондарды тікелей қолданады. Жылу нейтрондарындағы 
реакторлардың айырмашылығы, жылдам нейтрондардағы аналогтарды 
барлық актинидтерді жағуға немесе ыдыратуға қайта бағдарламалауға болады. 
Сонымен қатар ядролық отын циклін жаба отырып , жылу нейтрондарындағы 
жеңіл су реакторлардың тұтас қатарында өндірілетін жұмсалған ядролық 
отындағы актинидтер фракциясының толық ыдырауына жеткілікті уақыт 
беріледі. Екінші жағынан , басқа режимді таңдаған жағдайда, ол тұтынғаннан 
гөрі актинидті отынды көбірек ыдыратуы мүмкін.

27 
8 Сурет. Жылдам реактор 
Графит – газды реакторы 
Графит – газды реакторының жүйесі бөлінетін уранды тиімді түрлендіру 
және актинидтермен бақылау үшін нейтрондардың жылдам спектрін және 
жабық отын циклын қолданумен ерекшеленеді. Реактор гелиймен 
салқындатылады, ал температурасы 850°. Отын циклінің ұзағырақ болуына 
байланысты СВТР дамиды. Ол жоғары жылу беру үшін тікелей Брайтон 
циклінде жұмыс істейтін газ турбинасын пайдаланады. 
Ультра жоғары температуралы реактордың жұмысына отын ретінде 
және ыдырау өнімдерін сақтау үшін керамикалық ТВЭЛ, перспективті отын 
немесе керамика парақтарымен қапталған актинидті қосылыстар сияқты 
материалдар қолданылады. Ядроның конфигурациясы контактілі немесе 
пластиналы теледидарға, призмалық блоктарға негізделуі мүмкін.
Ядролық өнеркәсіпті ұзақ мерзімді дамыту жөніндегі еуропалық бастама 
аясында 4-ші буынды үш реактор салынды. Олардың бірі графит – газды 
реакторы бола отырып, 100 МВт қуаты бар «Аллегро» атауын алады. Орталық 
немесе Шығыс Еуропада орналастырылады. 2013 жылы неміс, Британдық 
және француз институттарының тобы «GoFastR» деп аталатын үш жылдық 
бірлескен зерттеуді аяқтады. Олар сенімді СВТР құру мақсатында Еуроодақ 
ғылымын дамыту жөніндегі жеті негіздемелік келісім шеңберінде салынған. 
9 Сурет. Графит – газды реакторы [14] 

28 
Натрий жылдам реакторы (НЖР) 
1985 жылдың қазан айында үнділік жылдам көбейткіш реактор сыни 
нүктеге жетті. 2002 жылдың қыркүйегінде сынақ реакторында отынды жағу 
алғаш рет «MTU» маркалы уранның метрикалық тоннасына 100000 мегаватт-
күнге жетті. Бұл көбейткіш реакторлар технологиясын дамытудағы маңызды 
қадам болып саналады.
Сынақ реакторының жұмысында алынған тәжірибені қолдана отырып, 
жылдам көбейткіш реактордың прототипі жасалды. 5.677 рупий үшін 
салынған натрий жылдам ректорының қуаты 500 МВт құрайды, ол 2016 
жылдың маусымында сыни ток береді деп күтілуде. Тәжірибелік модельден 
кейін қуаты 600 МВт болатын алты өнеркәсіптік көбейткіш реактор салынады.
НЖР – бұрыннан тығыз байланысты екі жобаға негізделген жоба. Бұл 
сұйық металл салқындатқышы бар реактор және жылдам нейтронды 
интегралды реактор.
Мақсаттардың арасында плутонийді ыдырату кезінде уранды пайдалану 
тиімділігін арттыру және трансуранды изотоптарға қажеттілікті жою бар. 
Реактор тұжырымдамасында барлық трансуранды изотоптарды тұтынуға 
мүмкіндік беретін модераторы жоқ жылдам нейтрондардағы белсенді аймақ 
қолданылады.
Отын циклынан ұзақ жартылай шығарылу кезеңі бар изотоптарды жою 
түріндегі артықшылықтардан басқа, реактор қызып кеткен кезде НБР отыны 
кеңейеді және тізбекті реакция автоматты түрде баяулайды. Пассивті 
қауіпсіздік осылай көрінеді.
Қытайдың алғашқы 800 МВт жылдам нейтрондық реакторы Саньмин 
қаласында орналасқан, ол НБР класына жатады. 2009 жылы Ресейдің БН-800 
реакторы аяқталғаннан кейін бірден Қытайға сатылатын келісім жасалды. Бұл 
бірінші рет өнеркәсіптік жылдам нейтрондық реактор экспортталады. БН-800 
реакторы 2014 жылы іске қосылды.
Вашингтон штатында орналасқан 400 МВт жылдам нейтронды Ханфорд 
сынақ кешені он жыл бойы сәтті жұмыс істеп келеді. 
Айдахо ұлттық зертханасының жанында отыз жыл бойы 1994 жылы 
жұмысын тотқанға дейін қуаты 20 МВт эксперименталды көбейткіш реактор 
жұмыс істеді.
10 Сурет. Натрий жылдам реакторы 

29 
Қорғасын – висмут жылдам реакторы (ҚВЖР) 
Қорғасын – висмут жылдам реакторы жылдам нейтрондардың қорғасын 
спектрін немесе қорғасын – висмут эвтектикалық қорытпасын сұйық металды 
салқындатылған және жабық отын циклі бар реакторға отын ретінде 
қолданумен ерекшеленеді.
Ол бірқатар электр станциялары үшін, соның ішінде қуаттылығы 50-ден 
150 МВт-қа дейінгі батарея түрінде, өте ұзақ жанармай құю кезеңімен, 300-400 
МВт модульдік жүйемен немесе қуаттылығы 1200 МВт АЭС үшін үлкен 
монолитті құрылыс түрінде шығарылуы мүмкін. Батареяның қызмет ету 
мерзімі зауыт өндірісінің белсенді аймағындағыдай үлкен, сонымен қатар 
энергияны электрохимиялық түрлендіруді қамтамасыз етудің қажеті жоқ.
Отын – құрамында уран немесе трансуран изотоптары бар азот 
негізіндегі металл жиынтықтар немесе аналогтар. СВБР табиғи конвекция 
арқылы салқындатылады, розеткадағы салқындатқыштың температурасы 550 
градусқа тең, соңғы материалдарды қолдана отырып 800° дейін көтеру 
мүмкіндігі бар. Жоғары температураға термохимиялық циклде сутегі өндіру 
арқылы қол жеткізіледі. 
Тағы екі СВБР дамуда. Онда өндіріс аймағы ядро айналасында 
таратылады және ол өзі БН-600 реакторын натрий салқындатуымен 
ығыстырады, бұл радиацияның таралуынан үлкен қорғаныс береді.
11 Сурет. Қорғасын – висмут жылдам реакторы

30 
2.4 Ядролық отын және оған қойылатын талаптар 
Кез-келген энергияның нейтрондарымен бөлінетін элементтердің 
ядролары ядролық жанғыш деп аталады. Тек нейтрондарды белгілі бір шекті 
мәннен жоғары энергиямен бөлетін ядролар бар. Мұндай ядролар шикізат деп 
аталады, өйткені нейтронды шекті ядромен ұстап алғанда ядролық отын 
ядролары пайда болады. Ядролық отын мен шикізаттың үйлесімі ядролық 
отын деп аталады.
Ядролық отын екі түрге бөлінеді: 
1.
Құрамында 
235
U бөлінетін ядролары бар табиғи уран, сондай-ақ 
нейтронды ұстап алу кезінде 
238
Pu түзуге қабілетті 
239
U шикізаты; 
2.
Табиғатта кездеспейтін қайталама отын, оның ішінде бірінші түрдегі 
отыннан алынатын 
239
Pu, сондай-ақ 
232
Th ядроларымен нейтрондарды 
басып алу кезінде пайда болатын 
233
U изотоптары.
Химиялық құрамы бойынша ядролық отын: 
-
Металл, қорытпаларды қоса алғанда; 
-
Оксид (например, UO
2
) 
-
Карбидті (мысалы, PuC
1
x) 
-
Нитридті
-
Аралас (PuO
2
+ UO
2
) 
Ядролық отын ядролық реакторларда қолданылады, онда ол әдетте 
бірнеше сантиметр таблетка түрінде герметикалық жабылған жылу бөлетін 
элементтерде орналасады. Жоғары жылу өткізгіштік және механикалық 
қасиеттерге UO
2
, UC, PuO
2
және басқа уран мен плутоний қосылыстарының 
ұсақ бөлшектері алюминий, молибден, тот баспайтын болаттан жасалған 
металл матрицада гетерогенді түрде орналастырылған дисперсиялық отындар 
ие. Матрицаның материалы және дисперсиялық отынның радиациялық 
тұрақтылығы мен жылу өткізгіштігін анықтайды. Мысалы, бірінші АЭС-тің 
дисперсиялық отыны магний құйылған молибденнің 9%-ы бар уран 
қоспасының бөлшектерінен тұрды.
Ядролық реакторлардың отын элементтері бір немесе одан да көп 
бастапқы немесе арнайы ыдырайтын материалдардан дайындалады. Арнайы 
ыдырайтын материал – 
239
Pu, 
233
U, 
235
U немесе 
233
U изотоптарымен байытылған 
уран. Жоғарыда көрсетілген заттардың біреуін немесе бірнешеуін қамтитын 
кез келген «арнайы бөлінетін бастапқы материал».
Бастапқы материал: 
-
Құрамында табиғи уранда кездесетін изотоптары бар уран; 
235
U 
азайтылған уран, торий, жоғарыда аталған заттардың кез келгені 
металл, қорытпа, химиялық қосылыс немесе концентрат түрінде 
болады.

31 
-
«Бастапқы материал» термині кенді немесе кен қалдықтарын, атап 
айтқанда, негізінен U
3
O
8
-ден 
тұратын уран концентратын 
қамтымайтын ретінде түсіндіріледі.
Отын элементтері: 
1.
Негізгі металл қаптамасындағы өзектер немесе түтіктер түрінде 
жанатын металдар. Бұл металл корпус жылу беруді жеңілдету үшін 
қабырғалы болуы мүмкін, ал элемент реакторға оңай орнатылуы және 
реактордан шығарылуы үшін тірек пен баспен жабдықталуы мүмкін. 
2.
Графитте бөлінетін отынды графитке салынған немесе басқа тарату 
түрлері мен керамикадан тұратын өзектер, пластиналар немесе 
сфералар түрінде бөлу. Олар қабырғалы етіп жасалады немесе 
жоғарыдағы бірінші тармақтағы отын элементтері сияқты 
құрылғылармен жабдықталады. 
3.
Түйіндер: 
(i)
Cыртынан инертті металмен қапталған, бөлінетін немесе 
жаңғыртылатын отын бар бір-біріне жүйелі түрде салынған 
пластиналар.
(ii)
Уран 
диоксидінің 
немесе 
карбидінің 
таблеткаларымен 
толтырылған инертті металдан жасалған құбырлар. 
(iii)
Инертті металдан жасалған қаптамаға салынған бөлінетін 
материалдан жасалған концентрлік құбырлар. 
ТВЭЛ-дерді өндіру жөніндегі жабдық өңделетін ядролық материалдың 
ағынымен тікелей байланысқа түседі немесе оны тікелей өңдейді, басқарады. 
Ол қабықтың ішіндегі ядролық материалды тығыздайды. Қабықтың немесе 
дәнекерлеудің тығыздығын тексереді және герметикалық отынның соңғы 
өңделуін тексереді. Жабдықтар: 
1.
Отын таблеткаларының түпкілікті мөлшерін және үстіңгі ақауларын 
тексеру үшін әдейілеп арналған немесе дайындалған таблеткаларды 
толық автоматтандырылған бақылау бекеттері; 
2.
Твэлдердің шеткі бітеуіштерін дәнекерлеуге әдейілеп арналған 
немесе дайындалған автоматты дәнекерлеу аппараттары; 
3.
Дайын твэлдердің герметикалығын тексеру үшін әдейілеп арналған 
немесе дайындалған автоматты сынау және бақылау бекеттері. Бұған 
твэлдің соңғы бітеуіштерінің дәнекерленген тігістерін рентгендік 
бақылауға, қысыммен толтырылған твэллден гелийдің кемуін 
анықтауға және ішіне отын таблеткаларының дұрыс салынғанын 
тексеру үшін твэллді гамма – сканерлеуге арналған жабдық жатады.

32 
3 УРАН НИТРИДІНІҢ ТОТЫҒУЫН МОДЕЛЬДЕУ 
3.1
UN қасиеттерін эесперименттік зерттеу 
Уран мононитриді металл жылтыры бар және меншікті кедергісі төмен 
температураның кең интервалында ГЦК құрылымы бар. UN тұрақты торы 
көміртегі қоспасына, аз оттегі қоспасына сезімтал. Жоғары балқу 
температурасы (2780±25К), атомның жоғары ыдырайтын тығыздығы (UO
2
үшін 10.96 г/см
2
) және жоғары жылу өткізгіштік (13 Вт/мК). UN отынын 
ядролық реакторлар үшін перспективалы материал етеді. 
12 Сурет. Уран монотридінің ГЦК құылымы 
Осы уақытқа дейін UN жасаудың әртүрлі әдістері қолданылды. Уран 
нитридтерінің үлгілері XIX ғасырдан бастап NH
3
атмосферасындаға UCl
4
тұзын немесе 1100 °С азотта уран бикарбидін (UC
2
) тазарту арқылы 
шығарылды: 
-
Уранды N
2
немесе NH
3
атмосферасында азоттау ≈ 800-900 °С. 
Көбінесе U
2
N
3
аралық өнім ретінде қолданылады, содан кейін оттегі 
қоспасының төмен концентрациясы бар UN ұнтағын алу үшін 
ыдырайды. 
-
Углетермиялық төмендеу. UO
2
+С сығымдалған қоспаларынан бастап 
UO
2
+2C+1/2n
2
→
БҰҰ 
реакциясынан 
кейін 
N
2
, 
N
2
/H
2
немесе 
атмрсферасында 1700 °С температурада ұсталған UN қалыптастыру 
процесі мүмкін. Алайда, мұндай өнімдерде көп мөлшерде О
2
бар, 
әдетте 0.1. 
-
3-5 бар қысымда вольт доғасымен U N
2
газында балқыту арқылы 
азоттау. Егер вольфрам электродтары қолданылса, материалдың 
ластануы сөзсіз. Сондықтан, электродтар да N
2
жоғары қысыммен 
қолданылды. Алайда, өнімдер гетерогенді.

33 
-
Гибридті жол. Бұл әдіс бөлшектердің мөлшері ≈1мкм болатын жақсы 
сапалы ұнтақтың пайда болуына әкеледі. Бұл әдісті қолданған кезде 
U мен Н
2 
өзара әрекеттесуі 200-300 °С-тан алады. Содан кейін ол U 
ұнтағына инертті газ атмосферасында немесе 400-600 °С 
температурада вакуумда ыдырайды. NH
3
және N
2
арасындағы тікелей 
реакция да қолданылады. 
-
UF
4
немесе UC
14
галогендерінен бастап өндірісінің балама процестері 
өнеркәсіптік өндіріс үшін онша маңызды емес. Ғылыми зерттеулер 
үшін нақты балама әдістер жиі қолданылатынын ескеру қажет. 
Мысалы, UN бетін U металл бетіне белсендірілген азотпен бомбалау 
арқылы да шығаруға болады. 
Нитрид атомдарының немесе бос орындардың диффузиясы туралы 
мәліметтер алу UN үшін тривиалды емес. Өкінішке орай, диффузияны өлшеу 
үшін азоттың радиоактивті изотопы жоқ. Осылайша, азот диффузиясының 
коэффициенттерін өлшеу үшін 15N бар масс-спектрометриялық өлшеулер 
немесе диффузиялық тазартудан кейін UN үлгісіндегі ядролық реакция. 
Екінші жағынан, термиялық және радиациялық нүктелік ақауларды олардың 
болуына сезімталдықтың физикалық шамасын өлшеу арқылы зерттеуге 
болады. Изохронды күйдіру кезінде немесе температураның кенеттен 
жоғарылауымен изотермиялық күйдіру кезінде «көлбеу өзгеру әдісін» қолдана 
отырып, осы ақаулардың термиялық қалпына келуін зерттей отырып, 
ақаулардың көші-қон энергиясын анықтауға болады. Өкінішке орай, бұл 
әдістер 
радиоактивті 
индикаторлармен 
диффузияны 
зерттеуден 
айырмашылығы, ақауды немесе тіпті атомның түрін анықтамайды. [15] 
3.2
Уран нитридінің оттегімен өзара әрекеттесуі 
Бастапқыда уран мононитридінің оттегімен атмосферада тотығуы 
жүйелі түрде зерттелді. Бұл тәжірибелер үшін үлгіліерінің екі негізгі түрі 
қолданылды: UN ұнтағы және UN тегіс жылтыратылған бөліктері. Жоғары 
температурада тотығу процесінде UN ұнтағының массасы өзгергеннен кейін, 
оттегінің тез сіңуімен сипатталатын 250 °С күшті экзотермиялық реакция 
анықталды. Салмақ 11.5%-ға артты. 250-260 °С температурада аралық өнімнің 
рентгендік дифракциялық жолақтары UN сәйкес келетін әлсіз дифракциялық 
сызықтарды, сондай-ақ UO
2 
сәйкес келетін өте айқын кеңейтілген сызықтарды 
көрсетті. UN тотығу кинетикасын зерттеу үшін UN тегіс жылтыратылған 
бөліктері қолданылды.
Өлшеулер реакция жылдамдығы оксидпен немесе тотыққан көлеммен 
жабылған аймаққа пропорционалды екенін көрсетті. Кинетикалық зерттеулер 
мен рентгендік дифракция деректерін талдау UN изотермиялық тотығу UN 
мен босатылған азот арасындағы реакция кезінде N
2
-нің аз шығарылуымен 

34 
және U
2
N
3
(O) түзілуімен бірге UO
2
(N) оксидінің жанама таралуының 
басталуымен жүреді деп болжады.
Үлгілердің химиялық құрамы, фазалары, тор параметрлері, 
агломерациясы, дәннің өсуі және жылу өткізгіштігі сияқты сипаттамалары 
карботермиялық қалпына келтіру өнімдері болып табылатын белгілі бір оттегі 
бар уран нитридті ұнтақ түйіршіктеріне арналған химиялық, рентгендік және 
керамографиялық талдауды қолдану арқылы зерттелді. Тотығу кезінде UN 
үлгілерінің өткізгіштігінің біртіндеп төмендеуі анықталғанын ескеру керек. 
Негізгі нәтижелер UN фазалық матрицасының орташа дән мөлшері оттегінің 
жоғарылауымен төмендейді. Сонымен қатар, құрамында шамамен 1% оттегі 
бар түйіршіктердің жылу өткізгіштігі 1000-2000 ррm оттегі бар әдеттегі 
нитрид түйіршіктеріне қарағанда 9-10% және 12-13%, сәйкесінше 1000 және 
1500К құрайды.
13 Сурет. UN үлгісінің SEM – суреті [16] 
UPS өлшеулері UO
2
, UOxNy және UOxCy жұқа қабаттарына арналған, 
UV инертті газдардың шығарылу көзі шығаратын Не-II 40.81 эВ қоздырғыш 
сәулеленуді қолдана отырып сипатталған. Бұл қабаттар орнында аргон 
атмосферасында реактивті DC бүрку арқылы алынды.
Әр эксперименттің соңында судағы UN коррозиясын зерттеу үшін XPS 
және XRD әдістері, сондай-ақ сулы фазадағы аммиак концентрациясын өлшеу 
қолданылды. Сумен беттік реакция кезінде пайда болатын UO
2
пленкасы жаңа 
жылтыратылған UN түршіктерінің бетіне арналған XPS көмегімен анықталды. 
Судағы UN коррозиясының жоғары қарқыны (928 °C) UN ыстық сулы ортада 
тұрақты емес екенін көрсетті. UN үшін коррозия жылдамдығы U металына 
қарағанда едәуір төмен, бірақ уран силицидіне қарағанда жоғары.

35 
14 Сурет. UOxCy, UOxNy валенттілік аймағының He-II спектрі, UN және 
UO
2
спектрлері 
Кварц шынысына жағылған уран нитриді жұқа қабықшаларының 
қалыңдығы, құрамы, профиль тереңдігінің шоғырлануы және иондық 
сәулелену әсері 2 МэВ Не+ иондары үшін Резерфорд кері шашырау 
спектроскопиясы (RBS) арқылы зерттеледі. -200 °С-қа жауын-шашын,UN 
қалың стехиометриялық пленкасының пайда болуын қамтамасыз етеді. Бұл 
пленка ауаға ұшыраған кезде тұрақты болды. Беткі тотығу өте жақсы және 
тотыққан бетке қабат біртіндеп жоғары температурада қабаттарда 
қалыңдайды. [17] 
Иондық сәулеленудің пленка құрылымына және қабат құрамына үлкен 
әсері байқалды. Бұл зерттеу сондай-ақ талап етілетін уран құрамы 50% UN 
стехиометриялық үлдірді өндіру және қажетті үлдір қалыңдығын иондық 
сәулелендіру әдісімен алу мүмкіндігін көрсетті. Қорытындылай келе, 
эксперименттік зерттеулер сонымен қатар оттегінің уран мононитридінің 
бетімен байланысы оксид қосылысының өсуіне әкелуі мүмкін және бастапқы 
кезеңдерде UOxNy оксинидіне ұқсас беткі қабаттың пайда болуына әкелуі 
мүмкін. 
3.3
UN және онымен байланысты актинидті қосылыстарды теориялық 
модельдеу 
Зерттеуде тек БҰҰ ферромагниттік күйі төмен температурада 
есептеулер үшін энергетикалық тұрғыдан ең қолайлы күй ретінде 
қарастырылды. Үлкен БҰ құрылымын есептеу U≈1 µ_B атомға магниттік 
момент ұсынады. Кристалдық есептеулер мен жеке VASP есептеулері үшін біз 
жүйенің жалпы айналуын құрдық. Сонымен, бес қабатты тақта үшін спин – 
мұздатылған есептеулерде 2х2 суперұяшық жалпы магниттік моменті 20 µ_B 
деңгейінде орнатылды.

36 
15 Сурет. O/UN (001) өзара әрекеттесу моделі: периодтылығы 2х2 (а) 
және 3х3 (б) U_surf атомдарының жоғарғы жағында біркелкі үлестірілген 
оттек атомдарының екі жақты адсорбциясы. 
Еркін О атомына қатысты адсорбцияланған оттегі атомының (О_ads) 
Е
bind
есептелді: 
Е
bind 
= 
1
2
(E
UN
+ 2E
Otriplet
- E
O
UN
), (4) 
Мұндағы E ˆ (O/UN) – N немесе U, E ˆ (O_triplet) және E ˆ UN 
иондарының жоғарғы жағындағы O_ads позициялары үшін босаңсытылған 
О/UN (001) табақшасының толық энергиясы, жердегі оқшауланған О атомы 
және босаңсыған БҰҰ тақталары. Бос О атомының РАW-ын есептеу кезінде 
біз ≈20 А қырлы кубтық қорапты қолдандық. Жақшаның алдыңғы жағындағы 
1/2 бөлшек пайда болады, өйткені негіз екі эквивалентті беттері бар тақта 
түрінде модельденеді және О_ads бетіне қатысты симметриялы болады. 
VASP және CRYSTAL есептеулерінің сәйкес екі түрлі әдіске негізделген 
нәтижелері U атомының үстіңгі бөлігіндегі А атомдарының қасиеттері үшін 
сапалы келісімді көрсетті. Байланыс энергиялары (Пластиналардың 3D 
модельдері) көршілес поляризацияланған плиталар арасындағы әлсіз итерілу, 
атомдық орын ауыстырулар және тиімді зарядтар салдарынан бұл параметрді 
төмендетуге бейім. 
16 Сурет. Байланыс энергиясы (Е_bind), О мен беттік катиондар 
арасындағы қашықтық U (d_(OU)), тиімді атом зарядтары (q) және U , N 

37 
атомдарының беткі жазықтықтан ығысуы, адсорбцияланған атомдардың 
позициясы үшін PW және LCAO әдістерімен есептелген U атомының жоғарғы 
бөлігі. [18] 
БҰҰ-да химиялық байланыстың аралас метал-коваленттік сипатына 
байланысты біз БҰҰ (001) субстратына жоғары О_ads ұқсастығын күтеміз. 
О/атомында байланыс энергиясы О/SrTiO
3
(001) жартылай өткізгіш беттеріне 
қарағанда әдеттегі О/Аl (111) немесе О/Al (001) металдың өзара әрекеттесуіне 
(≈10 Эв) жақын болады деп күтілуде. Шынында да, VASP есептеулерінде U 
немесе N иондарының үстіңгі жағындағы адсорбцияланған О атомында 6.9-7.6 
және 5.0-5.7 эВ байланыстырушы энергияларды алдық, олар зарядтың бетінен 
0.5-1.2 е дейін ауысады. Адсорбцияланған О атомына оң зарядталған беттік U 
атомы адсорбцияланған атомға қарай жылжиды, ал N атомының жоғарғы 
жағындағы О атомынан пластинаның ішкі жағына ығыстырылған, N мен О 
арасындағы өзара итерілудің арқасында болады. 
17 Сурет. U aтомының беткі жағында адсорбцияланған оттегі 
атомдарының схемалық көрінісі. 

38 
6 Кесте. Байланыс энергиясының мәндері (E_bind), О мен U беттік 
атомының арақашықтығы (d_(OU)), атомдардағы (q) тиімді атом зарядтары 
және U мен N тік ығысулары. 
a 
оң белгі, атомдардың астардың сыртына жылжуына сәйкес келеді; 
*, ˆ бос атомдары бар жүйе үшін О атомы тең емес N атомдық 
көршілерінің қатысуымен адсорбцияланған; 
b 
LCAO есептеулері, профессор Эварестовтың командасы CRYSTAL – 
2006 кодын қолданып жүргізілді. 
7 Кесте. Адсорбцияланған О атомы үшін есептелген параметрлер. 
6 және 7 кестелерінде спиральды поляризацияланған есептеулерде 
О_ads-U_surf байланысының иондылығы және тиімді атом зарядтары сәл 
жоғары екендігі айқын көрсетілген. Релаксация жылжулары спин – 
босаңсыған есептеулерде де үлкенірек. Адсорбцияланған О және U/N 
атомдары арасындағы байланыс энергиясы спин – релаксацияланған 
есептеулер үшін, спинді мұздатуға арналған осындай есептеулермен 
салыстырғанда 0.6-0.7 эВ жоғары. Формуланы қолдана отырып, 
адсорбцияланған О атомының бос N орынға жақын маңында ақаулы бетімен 
байланыс энергиясын бағаласақ болады. [19] 
3.4 DFT негіздері 
DFT негізін Хоенберг-Кон теоремасы (НК) құрды, ол көптеген 
электрондар жүйесінің негізгі қасиетін электрондардың тығыздығы ρ(

жүктеу/скачать 2,22 Mb.

Достарыңызбен бөлісу: