Для обсуждения на ПроАтоме: Атомный ионный реактивный двигатель
Дата: 17/09/2020
Тема: Экспертный совет ПРоАтома


Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов

В отличие от недавно испытанного в государственной корпорации «Роскосмос» ионного двигателя ИД-200КР, который разрабатывается в Центре имени Келдыша [1,2,3], в «Атомном ионном реактивном двигателе Виноградова» (АИРД) используется разгон в канале электрическим полем плазмы, получаемой в активной зоне реактора путём ионизации из  инертного газа (ксенона или др.), или вместе с осколками деления ядерной реакции, или разгоняем только осколки деления. Осколки деления получаем непосредственно в начале канала разгона за счет деления ядер газообразного ядерного топлива, активированного в активной зоне атомного реактора.



Одновременно с этим в канале от ядерной реакции деления в потоке выделяется большая тепловая энергия, которая разогревает среду до температуры выше 10000 0К. Получаем поток плазмы. Осколки деления положительно заряжены и обладают большой массой. Всё это вместе взятое позволяет сделать тягу реактивной струи в 10 - 20 раз больше, нежели использовать плазму только из инертного газа, разогреваемого электроэнергией. Для разгона осколков деления с плазмой электрогенератор АИРД вырабатывает до 8 МВт электроэнергии. Такой реактивный двигатель может быть применен в качестве маршевого двигателя, в том числе для межпланетных полётов. Конструкция активной зоны атомного реактора и проточной части разгонного блока основана на знаниях на молекулярном уровне процесса течения ионизированного газа вместе с осколками, по аналогии течения двухфазных и многофазных потоков в каналах ядерных установок.

Запуск АИРД производится на чистом инертном газе (без ядерного топлива), что позволяет без облучения пусковой установки и обслуживающего персонала производить запуск ракеты прямо с земли из любой точки планеты. Разгон ракеты производится твердотопливными ускорителями, которые после отсоединяются. После набора ракетой заданной высоты (более 20 км) маршевый реактивный двигатель автоматически переходит в режим применения ядерного топлива, обеспечивая большую тягу. Масса АИРД может составлять до 10 тонн, что позволяет создавать ракеты, развивающие скорость более 400 км/сек.

Такие ракеты могут стартовать прямо с подвижных стартовых установок на земле аналогично ракетам ПВО С-400. Удельный импульс тяги АИРД можно создать более 12000 сек, что позволяет ракете преодолевать расстояние более 4800 тыс. км. После разгона, расстояние в 10 тыс. км ракета преодолеет всего за 25 сек. Такая ракета более как подходяще заменит ракеты системы обороны «ПЕРИМЕТР». В случае обнаружения пуска ракет в нашу сторону, ракеты с АИРД смогут быть запущены в ответ противнику последовательно двумя залпами, и достигнут они его до того момента, как его ракеты долетят до нас. Ракеты с АИРД станут действенным фактором в сдерживании намерений противника бомбить Россию на долгие годы.

Введение

В основе проекта лежит идея значительного увеличения тяги ионного двигателя и удельного импульса его работы одновременно с уменьшением его габаритов и массы. По данным открытой публикации аналогов АИРД сегодня в мире нет. Идей использования осколков деления ядерного топлива в рабочем теле в потоке разгоняемой плазмы, также отсутствует.  Кто первый это реализует, тот долгое время будет «на коне». И если первым станет Россия, то на планете на долгое время восстановится баланс ядерных сил, и наконец, настанет спокойное, равноправное экономическое развитие государств, без всяких односторонних санкций и фальсификаций, информационной лжи в СМИ и помойки в интернете, и т.п.

В процессе обсуждения этой идеи рассматривались процессы деления ядер и поведение осколков деления в потоке плазмы. Конечно, конструктор столкнулся с отсутствием в науке данных о газодинамических характеристиках движения плазмы с частицами в виде осколков деления. Отсутствовали также временные характеристики происходящих процессов, характеристики скольжения тяжелых частиц в разгоняемом потоке легких ионов, и т.д. Все эти обстоятельства вынудили использовать гипотезы молекулярной теории для описания движения ионизированных частиц газа в смеси с твердыми частицами осколков деления ядер. Рассуждения в этом направлении изложены ниже. Без физико-математической модели течения двух - трехфазного потока плазмы нельзя сделать оптимальную конструкцию АИРД и сократить количество дорогостоящих экспериментов.

В комментариях к данной статье предлагаю провести обсуждение:

 Во-первых, о возможности реализации этой идеи в России, привести свои мнения с доказательствами, и показать свои знания в этом вопросе. Голословные «бла, бла, бла» технарей, инженеров и конструкторов не интересуют.

Во-вторых, а могут ли США реализовать эту идею у себя? Ведь наличие денег не означает наличие знаний. Топ менеджеры, даже с двумя дипломами, уж точно это не создадут. А по мнениям профессоров из Массачусетского технологического института (MTI США) и со слов министра энергетики США Рика Перри в плане ускоренного старения ядерной промышленности страны:- "Мы собираемся снова сделать ядерную прохладу (т.е. стимулировать работы)", "В течение 30 лет мы позволяли ядерной теме сидеть на месте (т.е. не развиваться) и атрофироваться".

Принцип работы ионного двигателя

Принцип работы ионного двигателя [4] (опубликовано gumarov 16 июня, 2020 - 20:17 в  Hi-News) простой и сложный одновременно. Он заключается в ионизации газа, который разгоняется электростатическим полем для получения реактивной тяги. Это самое простое примитивное техническое решение, которое известно сегодня всем. Топливом или рабочим телом такого двигателя является ионизированный инертный газ (гелий, аргон, неон, ксенон, криптон, радон). Впрочем, не все инертные газы стоит использовать в качестве рабочего тела, поэтому, как правило, выбор ученых и исследователей падает на ксенон. Также рассматривается вариант использования ртути в качестве рабочего тела ионного двигателя. Во время работы двигателя в ионизационной камере образуется смесь из отрицательных электронов и положительных ионов. Так как электроны являются побочным продуктом, тормозящим разгон положительных ионов, их надо отфильтровать. Для этого в камеру вводится трубка с катодными сетками для того, чтобы она притягивала к себе электроны [4].

Масса ионов ксенона мала, и у сегодняшнего испытанного ионного двигателя нет своего бортового мощного источника электроэнергии, поэтому и тяга у такого ионного двигателя маленькая, которая на сегодняшний день не позволяет такие двигатели использовать в качестве маршевых двигателей длительного действия для ракет межпланетных полётов и оборонного значения. Увеличение скорости разгона ионов при их малой массе потребует увеличение массы разгонного блока и значительно больше электроэнергии по сравнению с испытанным ионным двигателем ИД-200КР. Очевидно, что с одновременным увеличением массы разгоняемых ионов и скорости их разгона можно получить наилучшее техническое решение ионного реактивного двигателя, получив 10 -20 кратное увеличение тяги его реактивной струи.

Генерация осколков деления в газообразном рабочем теле

В качестве ядерного рабочего тела можно использовать гексафторид урана (UF6), некоторые свойства которого описаны в разделе данной статьи ниже. Конструкция и компоновочное решение ЯИРД Виноградова отличаются от «Атомного ионного двигателя для межпланетных полётов» [5], показанного на рис. 4 в ранее опубликованной в статье на ПроАтом 14.07.2020.  В том двигателе в качестве теплоносителя №1 в замкнутом контуре для генерации электроэнергии используется углекислый газ СО2. А в качестве теплоносителя №2, он же является рабочим телом ионного реактивного двигателя, используется газ ксенон Xe. У первого изотопа Xe, имеется число протонов 54, число нейтронов 78, относительная масса 131,90415 содержание в % 29,6, у второго изотопа, соответственно: 54; 82; 135,90722; 8,9. Род активности - обеих изотопов стабильный.

Отличие ЯИРД Виноградова в конструкции от ранее опубликованного ионного двигателя [5], см. в статье от 14.07.2020 рис. 1, состоит в безвальном компрессоре поз. 12 и в центральной части активной зоне ядерного реактора поз. 18. Добавлен также бак для ядерного газообразного топлива и др. системы.  

На рис. 1 показана схема течения рабочего тела в ЯИРД Виноградова.

В компрессоре внутри колокола по его оси добавлены венцы компрессора с лопатками поз. 2, которые нагнетают при запуске двигателя в центральную часть поз. 6 активной зоны (АЗ) сначала чистый Xe. Затем в нужный момент добавляется теплоноситель №3 - газообразное ядерное топливо UF6, а расход Xe уменьшается. Последовательная подача Xe и UF6 осуществляется камерой поз. 1, имеющей сопловую  систему впрыска для равномерного их распределения по радиусу потока. Одновременно с поступлением UF6 в центральную часть АЗ поз. 6 происходит увеличение тепловой мощности ядерного реактора. Плотность потока нейтронов, показанная кривой поз. 7, перераспределяется по радиусу корзины АЗ таким образом, что в центральной части АЗ поз. 6 его плотность больше, чем в промежуточной части АЗ поз. 4 за радиусом выгородки поз. 5.

Выгородка поз.5 исключает попадание ядерного топлива за пределы центральной части АЗ поз.6. Все части АЗ заполнены шаровыми тепловыделяющими элементами с гидродинамически прозрачной оболочкой (шаровые твэлы с ГПО). При протекании газообразного ядерного топлива UF6 в зазорах между шаровыми твэлами ГПО происходит захват ураном нейтронов. Сечение захвата нейтронов зависит от энергии нейтрона, поэтому физический расчёт АЗ, расчёт концентрации и распределения в АЗ замедлителя и поглотителя выполняются соответствующим образом с учётом всех протекающих процессов в АЗ. В безвальной турбине и компрессоре окружные скорости всех венцов одинаковые, в т.ч. окружная скорость лопаток поз. 2 центрального венца компрессора для прокачки теплоносителей №2 и №3 равна окружной скорости лопаток поз. 3 наружного венца компрессора для прокачки теплоносителя №1.

Термодинамическая система потока теплоносителей №1 и №2, 3 рассчитана таким образом, что при увеличении тепловой мощности ядерного реактора одновременно увеличиваются обороты турбины, а, следовательно, и компрессора. Расход рабочего тела, Xe или UF6  по оси компрессора через венцы с лопатками поз. 2, также в соответствии с расчетом увеличивается на нужную величину. Внешнего управляющего воздействия не требуется. Ядра UF6 , двигающиеся со скоростью, которую обеспечивает своим напором лопатки поз. 2 компрессора, попадая в АЗ нагреваются и захватывают нейтроны, и через определённое запаздывание по времени (время ЗП), происходит их деление.

Время ЗП это важный фактор для поддержания непрерывности реакции деления урана, поскольку, если ядро урана захватило нейтрон в пределах АЗ, то при определённой скорости ядра оно может выйти за пределы АЗ, и нейтроны, возникшие в результате деления этого ядра, уже не будут участвовать в поддержании цепной реакции деления. Возможно и так, что не все ядра UF6 , прошедшие АЗ, будут активированы нейтронами,  а только будут нагреты тепловым напором в АЗ.  Увеличенный процент активированных в АЗ ядер урана важен для создания большей реактивной тяги двигателя. Чем больше этот процент, тем больше тяга.

Время нахождения ядра урана в пределах АЗ по ходу течения UF6 , как уже отмечалось выше, зависит от его скорости. Чем больше скорость, тем меньше времени ядро находится в пределах АЗ, и тем меньше вероятность захвата им нейтрона. Одновременно возникает проблема перегрева ядерного топлива в шаровых твэлах ГПО. Чем меньше скорость теплоносителя - рабочего тела UF6 , тем на большую температуру он нагреется, и оболочка таблетки ядерного топлива (урана или др.) в твэле может превысить допустимую температуру для материала оболочки. Также может перегреться и само ядерное топливо в сердцевине шаровой таблетки. Разрешение противоречивых требований в этом процессе может быть сделано только совместным решением гидродинамической и нейтронно-физической задач. Так и подготовлена в описательной части совместная модель процессов для расчета, например в кодах CFD.

Далее, если ядро урана активировано нейтронами в пределах АЗ, то вылетая за пределы АЗ в результате его деления, после истечения интервала времени ЗП, происходит образование двух осколков и 2-3х нейтронов. При этом происходит выделение энергии. Энергетический эффект на один нуклон составляет около 0,8 МэВ. 1 эВ = 1,6*10-19 Дж. Длина свободного пробега в газовой среде, содержащей UF6, значительно больше, чем в твёрдом атомном топливе в таблетке твэла, в котором кинетическая энергия осколков преобразуется в тепловую энергию. В газовой среде, двигающейся в канале с большой скоростью, также происходит преобразование кинетической энергии осколков в тепловую энергию. Температура газового потока повышается пропорционально количеству разделившихся ядер урана и обратно пропорционально теплоёмкости потока. Температура разогрева потока превысит 10000 0К.

Далее, этот поток можно считать полностью термически ионизированным, и только отобрать из него отрицательные ионы и электроны, которые тормозят разгон потока магнитным полем, или сеточным способом, или вихревым шнековым способом.  В результате получим высокотемпературный поток, с распределением скорости по радиусу канала примерно по кривой, показанной на рис. 1 поз.8. В потоке будут только положительные ионы - лёгкие и тяжёлые, которые можно разгонять ускорителем ионов.  Отмечу, что нейтроны не мешают разгону этого смешанного потока электрическим полем, поскольку они не имеют заряда, но могут по ходу движения тоже активировать ядра урана в разгоняемом потоке.

В изложенном выше тексте и далее в статье некоторые процессы и явления опущены.

Далее, для разгона смешанного потока ионизированных атомов имеем следующее (по модели Резенфорда-Бора-Зомммерфельда). Следующую информацию можно воспринять как ликбез для не знающих людей, но главное то, что эти указанные значения являются доказательством выводов данной статьи.

В отношении Xe:

Ионизированные атомы Xe имеют количество протонов Z = 54, где Z порядковый номер элемента в периодической системе Д.И. Менделеева, заряд ядра Qя = Z*e. Qя выражено в элементарных зарядах электрона e, также называется зарядовым числом. Количество электронов в нейтральном атоме = Z. Атомное ядро состоит из протонов и нейтронов, которые можно рассматривать как два различных состояния одной частицы - нуклона. Количество нуклонов в ядре называется массовым числом A, у Xe A = 131,30 а.е.м., 1 а.е.м. = 1,66*10-24 г. Заряд электрона e = 1,6*10-19 Кл, заряд протона равен минус e.

Количество нейтронов N в ядре равно разности между массовым числом A и количеством протонов Z в ядре, N = A - Z. Ионы это атомы, у которых количество электронов не равно Z.    Для расчета масс ионов принимаем, что масса протона mp = 1,67*10-24 г. Масса электрона me = 9,11*10-28 г. mp = 1836 me . Масса нейтрона mn = 1,67*10-24 г. Масса нейтрального атома Xe составит Z*mp + Z*me + N*mn = 54*1,67*10-24 +54*9,11*10-28 + 78*1,67*10-24 = 220*10-24 г.  Масса ядра М всегда меньше суммы масс нуклонов, из которых состоит ядро. Разность между суммой масс покоя нуклонов и массой ядра называется дефектом масс DM.     DM = Z*mp + (A - Z)*mn - M. У положительного иона электронов меньше по сравнению с количеством электронов в нейтральном атоме. В процессе ионизации атома не все электроны срываются со своих электронных оболочек, поэтому важную роль в достижении максимума положительного заряда иона играет степень ионизации kи атома. При kи =100% ионизации, т.е. когда все электроны сорваны с электронных оболочек атома, заряд иона будет максимальным положительным. На практике степень ионизации kи может быть меньше 100%.

Xe в результате прохождения АЗ нагревается до температуры 1200 - 1300 0С. Под действием нейтронов в АЗ изотопы Xe не активируются, термической ионизации газа Xe не происходит. Напор газа Xe, который создаётся на выходе из АЗ (и на входе в участок разгона) задаётся характеристиками центральной части компрессора и гидродинамическим сопротивлением АЗ, а именно свойством гидродинамически прозрачной оболочки шаровых твэлов ГПО.

В отношении UF6:

При нагреве газа UF6 в АЗ он разлагается  с  образованием  паров  фтористого  водорода  (HF) только в том случае, если есть следы водяного пара или атомы водорода. Фтор F имеет число протонов 9, число нейтронов 10, относительную массу А =18,998403 а.е.м., 1 а.е.м. = 1,66*10-24 г,  содержание100%, род активности - стабильный, периода полураспада нет.

Уран U имеет число протонов 92 и имеет 6 изотопов, отличающееся числом нейтронов и относительной массой А. Как пример, будем использовать изотоп 23592U, количество нейтронов в нём 143, и соответственно, количество нуклонов 92 + 143 = 234. В природном металлическом уране его содержание 0,72% по массе. Для поддержания цепной реакции деления для соединения с фтором методом обогащения его содержание заранее доводят до нужного значения, которое определяется нейтронно-физическим расчётом АЗ. Цифры округляем.

Ядра UF6 имеют относительную массу А = 235,0439+18,998*6 = 349,031 а.е.м., и соответствующие в сумме количество протонов ZUF = 92+9*6 = 146  и количество нейтронов Nn = 143+10*6 = 203 . Количество нуклонов в ядре, в том числе в составном, равно общей сумме количества протонов и нейтронов  ZUF + Nn = 146 + 203 = 349. Количество электронов в нейтральном составном ядре UF6 равно количеству протонов = ZUF = 146. Заряд составного ядра QяUF = 146*e = 146*1,6*10-19 Кл = 233,6 *10-19 Кл. В результате захвата ядром 23592U одного нейтрона происходит ядерная реакция с образованием промежуточного 23692U, который распадается на  осколки X и Y с неравными относительными массами. Одновременно выделяется энергия в количестве 0,8 МэВ на один нуклон делящегося изотопа U.

23592U + 10n Þ 23692U   Þ 9636 X  + 14056Y + 187,2 МэВ [=0,8*234= 187,2]

Выделяющаяся энергия находится  в виде кинетической энергии осколков деления урана. Далее энергия 187 МэВ на один разделившийся атом нагревает выходящий из АЗ поток газа прямо в канале разгона.

Поскольку фтор F не имеет изотопов и является стабильным элементом то, что происходит с его атомами при распаде составного ядра UF6 это вопрос. Возможно, они сохранят свойства чистого газа фтора и после термической ионизации создают дополнительные положительно заряженные ионы фтора на входе в разгонный блок.

UF6 в результате прохождения АЗ нагревается до температуры 1200 - 1300 0С. Под действием нейтронов в АЗ изотоп 23592U захватывает нейтрон и активируется.  Напор газа UF6, который создаётся на выходе из АЗ (перед входом в участок разгона), задаётся характеристиками центральной части компрессора и гидродинамическим сопротивлением АЗ, а именно свойством гидродинамически прозрачной оболочки шаровых твэлов ГПО.

ВЫВОДЫ

1. В результате использования Xe при его расходе 1 г/с на входе в компрессор получаем: количество ядер составит 1/131,3*1,66*10-24=1/217,96*10-24=0,00459*1024 шт./с;

количество ионов Nи при kи = 100% равно количеству ядер, т.е. = (0,00459*1024)  шт./с;

суммарная масса всех ионов+, поступивших в разгонный блок, будет равна примерно 1  г/с;

положительный заряд всех ионов при kи=100% будет = Z*e*Nи = 54*1,6*10-19*0,00459*1024 = 0,397*105 Кл;

2. В результате использования UF6 при его расходе 1 г/с на входе в компрессор получаем:

количество ядер газа Nи составит 1/ 349,031*1,66*10-24  = 0,00173*1024 шт./с;

при активации ядер урана 10% на выходе из АЗ имеем 0,00173*1023 шт./с активированных ядер;

количество осколков составит  0,00346*1023 шт./с;

термическая ионизация газа UF6 и осколков деления составляет kи = 100%;

суммарная масса ионов из осколков деления составит примерно 0,1 г/с;

суммарная масса ионов из не активированных ядер UF6 составит 0,9 г/с;

суммарная масса всех ионов+, поступивших в разгонный блок, будет равна 1 г/с;

положительный заряд всех ионов при kи = 100% будет равен

ZUF*e*Nи = 146*1,6*10-19 *0,00173*1024  Кл = 0,4041*105 Кл;

энергия, закаченная в поток плазмы от ядерных реакций деления, составит 187*0,00173*1023 = 0,32351*1023 МэВ (1 эВ = 1,6*10-19 Дж) = 0,5176*1010 Дж = 5176 МДж.

Далее я опущу 10 страниц рукописных расчетов, поскольку знающий физик, используя всем известные формулы и законы, может легко в первом приближении подсчитать и температуру разогрева плазмы осколками, и давление потока перед разгонным блоком, и реактивную тягу.  

Во втором случае реактивная сила будет значительно больше. Кроме того для 100% ионизации не потребуется электроэнергия, напор рабочего тела на входе в канал разгона будет больше за счет ядерного разогрева. Температура плазмы на входе в канал разгона уже точно составит значительно больше 10000 0К. Необходимые материалы для изготовления все имеются.

Несколько слов о вязкости потока ионизированного газа

Для выполнения расчета размеров канала, в т. ч. части активной зоны ядерного реактора, в которой происходит течение рабочего тела, например, UF6 или Xe, нужно знать его физические характеристики в зависимости от давления,  температуры и степени ионизации: плотность, вязкость, теплопроводность, теплоёмкость и т.д.  В отношении потоков разных ионизированных газов всесторонних таких данных нет. А в отношении потока газообразного ядерного топлива и плазмы с осколками деления ядерного топлива, вообще не было экспериментов.

Для расчета движения сред главным является, конечно, вязкость. Имелись мнения, что несколько важных физических свойств, в т.ч. плазмы,  могут быть выражены в терминах фундаментальных физических констант [6], включая, например, радиус Бора, энергию Ридберга и т.д. Интересно посмотреть, может ли такое транспортное свойство, как вязкость или диффузия, быть аналогичным образом выражено в терминах фундаментальных констант, устанавливая их характеристический масштаб. Здесь мы находим квантовую величину, задающую минимальную кинематическую вязкость жидкостей  νm, как функцию от  m,  где me  - масса электрона, а m - масса молекулы, задаваемая массой нуклона.

 Для атомарного водорода с массой, заданной массой Протона mp,ν  определяется только фунда-ментальными константами. Затем мы вводим новое свойство: ” элементарная " вязкость    υ = ν * m  с нижней границей, задаваемой фундаментальными физическими константами в виде tm

 которое находится в порядке ℏ. Интересно, что уравнение 2 включает в себя отношение массы протона к массе электрона, одно из немногих безразмерных сочетаний фундаментальных констант, имеющих важное значение в различных областях, включая образование звезд, упорядоченные молекулярные структуры и жизнеобеспечивающую среду (2), в т.ч. плазму.

Напомним, что вязкость жидкостей  η, изменяется в широком диапазоне, примерно от 10-6 Па·с для нормальной составляющей атома He (гелия) до 1013 Па·с для вязких жидкостей, приближающихся к переходу жидкость-стекло. η сильно зависит от температуры и давления. η дополнительно сильно зависит от системы и управляется энергетическим барьером U активации для молекулярных перестроек, который, в свою очередь, связан с межмолекулярными взаимодействиями и структурой. Эта связь является сложной в целом, и нет универсального способа предсказать U и η из первых принципов.

Отметим, что вязкость в основном рассматривается как классическая величина. В то же время она управляется молекулярными взаимодействиями, задаваемыми квантовыми эффектами. Опуская многие подробности, которые можете прочесть в [6,7], приведу сравнение экспериментальных значений вязкости h на графиках [7]. Рис.2 А).

Рис. 2.

Также в таблице 1 [7] дано сравнение расчетных значений по указанным формулам с экспериментальными данными.                                         

Очевидным является то, что экспериментальные и вычисленные данные вязкости по интересующим нас теплоносителям отличаются почти в 2 раза, а минимальная вязкость лежит в диапазоне температур от 400 0К до 1000 0К, см. рис. 2. С увеличением температуры вязкость увеличивается.  В расчете придется использовать экспериментальные данные, поскольку формулы не доказаны экспериментами.

Газообразное ядерное рабочее тело

Физические  и  химические  свойства  гексафторида  урана  – природного, обогащенного  или  обедненного,  одинаковы [8]. Он  представляет  собой бесцветные, расплывающиеся на воздухе кристаллы. В нормальных условиях при температуре 56,4  °C переходит в  газообразное  состояние, минуя жидкую фазу. Газообразный гексафторид урана – это тяжелый бесцветный газ. При небольшом увеличении давления или уменьшения температуры может переходить в жидкость (см. рис.3).

Рис. 3. Фазовые состояния гексафторида урана

Гексафторид урана – сильный окислитель. В жидком виде реагирует со многими органическими  веществами  со  взрывом,  агрессивен  в  отношении  некоторых металлов,  пластиков,  резины  и  полимерных  материалов. Взаимодействуя  с большинством металлов, образует фторид металла и мало летучий или нелетучий низко валентный фторид урана (UF4). Гексафторид  урана  не горюч,  но  при  нагревании  разлагается  с  образованием токсичных  паров  фтористого  водорода  (HF). При  нормальных  условиях гексафторид  урана  не  вступает  в  химические  реакции  с  кислородом,  азотом углекислым  газом  и  сухим  воздухом. Как  в  газообразном,  так  и  в  твердом состоянии  бурно  реагирует  с  водой,  в  том  числе  с  атмосферной  влагой,  с образованием  уранилфторида  (UO2F2)  и  фтористого  водорода  (HF),  которые очень  гигроскопичны.

Реакция  твердого  гексафторид  урана  с  водой  протекает  очень  медленно по сравнению  с  газообразным,  которая  протекает  практически  мгновенно,  т.к. образующийся у жидкого  уранилфторид  формирует  защитный  слой,  который  является диффузионным  барьером,  препятствующим поступлению  воды  к  поверхности собственно гексафторида урана. Стойкими к воздействию гексафторида урана являются никель, никелированная сталь,  медь,  медно-никелевые  и  некоторые  алюминиевые  сплавы.  Тефлон  и другие фторсодержащие пластики устойчивы к гексафториду урана. Учитывая  перечисленные  химические  свойства  гексафторида  урана,  на  всех стадиях обращения  с  ним  (технологические  процессы,  транспортирование, хранение  и  т.д.)  необходимо  исключить  его  взаимодействие  с  влагой.  В аппаратах  и  контейнерах,  заполняемых  гексафторидом  урана,  нельзя использовать обычные углеводородные смазки, а также нужно обеспечивать отсутствие в них органических веществ.

Удельная активность природного урана, в пересчёте на металл, 25 кБк/г. У природного гексафторида 17 кБк/г, так как разбавляется 6 молекулами фтора. Плотность гексафторида урана 5.06 г/см3 [7, правка Дементия Башкирова].

 

Ссылки:

1. Успешно прошел огневые испытания новый российский ионный двигатель _ Военное дело.pdf

2. Российский ионный ракетный двигатель успешно прошел огневые испытания - Телеканал «Наука».pdf

3. В России успешно испытан ионный двигатель ИД-200 КР - ПолитЭксперт.pdf

4. Как работает ионный двигатель и где он применяется _ Нанотехнологии Nanonewsnet.pdf

5. Атомный ионный двигатель для межпланетных полётов. А.А.Виноградов, PRoAtom - [14/07/2020].

6. Минимальная квантовая вязкость из фундаментальных физических констант _ достижения науки.

7. Minimal quantum viscosity from fundamental. Trachenko and Brazhkin, Sci. Adv. 6. 24 April 2020.

8. Обедненный гексафторид урана_ свойства, обращение, применение. О.Э.Муратов, к.т.н., Общественный совет ГК «Росатом», PRoAtom - [29/06/2020] .                                       







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=9357