Urani nitride
Urani nitride[1] | |
---|---|
![]() Cấu trúc của urani(VI) nitride, UN2 | |
Danh pháp IUPAC | Uranium nitride |
Nhận dạng | |
Số CAS | |
Thuộc tính | |
Công thức phân tử | U2N3 |
Khối lượng mol | 518,078 g/mol |
Bề ngoài | Chất rắn tinh thể |
Khối lượng riêng | 11, 3 g/cm³, dạng rắn |
Điểm nóng chảy | 900 đến 1.100 °C (1.170 đến 1.370 K; 1.650 đến 2.010 °F) (phân hủy thành UN) |
Điểm sôi | phân hủy |
Độ hòa tan trong nước | 0,08 g/100 mL (20 °C) |
Trừ khi có ghi chú khác, dữ liệu được cung cấp cho các vật liệu trong trạng thái tiêu chuẩn của chúng (ở 25 °C [77 °F], 100 kPa). |
Urani nitride là một hợp chất vô cơ có thành phần chính gồm hai nguyên tố là urani và nitơ, với cái tên gọi dùng để chỉ các hợp chất có cùng thành phần tương ứng, đồng thời cũng là vật liệu gốm: urani mononitride (UN), urani sesquinitride (U2N3) và urani dinitride (UN2). Từ "nitride" có nghĩa là trạng thái oxy hóa -3 của nitơ liên kết với urani.
Urani nitride được coi là nhiên liệu tiềm năng cho lò phản ứng hạt nhân. Hợp chất này được đánh giá là an toàn hơn, mạnh mẽ hơn, dày đặc, dẫn nhiệt hơn và có độ chịu nhiệt cao hơn. Những thách thức đối với việc thực hiện nhiên liệu bao gồm một lộ trình chuyển đổi phức tạp từ UF6 đã được làm giàu, nhu cầu ngăn chặn quá trình oxy hóa trong quá trình sản xuất và nhu cầu xác định và cấp phép một tuyến thải cuối cùng.
Sử dụng
[sửa | sửa mã nguồn]Urani mononitride đang được coi là nhiên liệu tiềm năng cho các lò phản ứng thế hệ IV như lò phản ứng Module Hyperion Power được tạo ra bởi Hyperion Power Generation.[2] Nó cũng đã được đề xuất làm nhiên liệu hạt nhân trong một số lò phản ứng hạt nhân thử nghiệm hạt nhân nhanh. Liên Hợp Quốc đánh giá hợp chất này cao hơn bởi vì hợp chất này có mật độ phân huỷ cao hơn, nhiệt dẫn và nhiệt độ nóng chảy hơn so với nhiên liệu hạt nhân phổ biến nhất, urani(IV) oxide (UO2), đồng thời thể hiện sự phóng thích thấp hơn của các loại khí thải và phồng lên của các phân tử và giảm phản ứng hoá học với vật liệu vỏ bọc.[3]
Tham khảo
[sửa | sửa mã nguồn]- ^ R. B. Matthews; K. M. Chidester; C. W. Hoth; R. E. Mason; R. L. Petty (1988). “Fabrication and testing of uranium nitride fuel for space power reactors”. Journal of Nuclear Materials. 151 (3): 345. doi:10.1016/0022-3115(88)90029-3.
- ^ Staff (ngày 20 tháng 11 năm 2009). “Hyperion launches U2N3-fuelled, Pb-Bi-cooled fast reactor”. Nuclear Engineering International. Global Trade Media, a division of Progressive Media Group Ltd.
- ^ “Simple method for producing a stable form of uranium nitride”. Advanced Ceramics Report. International Newsletters. ngày 1 tháng 8 năm 2012.
[R]esearcher... Stephen Liddle, says: '... it could help...extract and separate the 2-3% of the highly radioactive material in nuclear waste.'
Kiểm tra giá trị ngày tháng trong:|accessdate=
(trợ giúp);|ngày truy cập=
cần|url=
(trợ giúp)