151262 (732962), страница 2

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 2)

– экстракционный растворителями (урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей).

Прокаливание полученных при аффинаже осадков урановых солей позволяет получить чистые оксиды урана. Важнейшие промежуточные продукты уранового производств – UO3, U3O8.

3.5 Обогащение урана

Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах базируются на слабообогащенном (2 – 5%) урановом топливе. В реакторе на быстрых нейтронах используется уран с еще большим содержанием урана-235 (до 93%). Следовательно прежде чем изготавливать топливо природный уран, содержащий только 0,72% урана-235, необходимо обогатить – разделить изотопы урана-235 и урана-238. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

Основные используемые методы разделения изотопов:

• Электромагнитное разделение.

• Газовая диффузия.

• Жидкостная термодиффузия.

• Газовое центрифугирование.

• Аэродинамическая сепарация.

• Химическое обогащение.

• Дистилляция.

• Электролиз.

В настоящее время основным, а до недавнего времени единственным, промышленным методом производства обогащенного урана был газодиффузионный.

Этот метод использует различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. Вещество должно находиться в газообразном состоянии.

Принцип действия представлен на рисунке 2.

При различных скоростях движения молекул, если заставить их двигаться через тонкую трубочку, более быстрые и легкие обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Таким образом, ключевой момент здесь – изготовление пористых мембран для разделения. Они должны не допускать утечек, выдерживать избыточное давление.

Для некоторых легких элементов степень разделения может быть достаточно велика, но для урана - только 1.00429 (выходной поток каждой ступени обогащается в 1.00429 раза). Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия – огромные по размерам, состоят из тысяч ступеней обогащения.

В 1980 г. на долю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. В последние годы получает все большее распространение конкурирующий с ним центробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовых центрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF6. Гексафторид урана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами. Во-первых, UF6 — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычной температуре, но при пониженном давлении в газообразном состоянии. Во-вторых, гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется, т.е. превращается в газ из твердого состояния, минуя жидкую фазу.

Обогащение урана методом газовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловом равновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетической энергией. Менее тяжелые молекулы 235UF6 обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы 235UF6. В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать (диффундировать) более легкие молекул 235UF6. Соответственно молекулы тяжелого изотопа будут концентрироваться перед перегородкой.

Метод газовой диффузии чрезвычайно дорогостоящий, так как требует огромных площадей и большого количества достаточно сложного оборудования. Кроме того, газодиффузионные заводы потребляют очень много электроэнергии.

Как и в любом другом технологическом процессе, при обогащении урана существуют некоторые материальные потери продукта, В частности, несколько десятых частей процента общей массы обогащаемого урана остается внутри разделительного оборудования и трубопроводов, накапливаясь в виде твердых отложений. При остановках и ремонтах разделительных установок твердые отложения, конечно же, извлекаются из технологического оборудования. Эти потери неизбежны и их заранее предусматривают.

Несмотря на то, что потери продукта малы, они существенны с точки зрения обеспечения радиационной безопасности на заводах.

В настоящее время отвал поступает для хранения на склады до того времени, когда его можно будет использовать как воспроизводящий материал в реакторах-размножителях для производства плутония.

3.6 Изготовление топлива

Обогащенный уран служит исходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов оксидов карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлы конструкционно объединяют в ТВС.

Современные предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы:

- получение порошка диоксида урана из гексафторида;

- изготовление спеченных таблеток;

- подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей;

- упаковку топливных таблеток в оболочки;

- установку концевых деталей, герметизацию (сваркой);

- подготовку и комплектование деталей для ТВС;

- изготовление ТВС;

- разборку забракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.

Товарной продукцией на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе.

Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).

4. Ядерный реактор

Ядерный реактор – это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы (рис. 2.):

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

Рис.2 – Схема ядерного реактора.

5. Ядерный топливный цикл после АЭС

Сейчас уже трудно поверить, что в самые первые годы после зарождения атомной энергетики практически все радиоактивные отходы (РАО) выбрасывались почти как обычный мусор. Однако именно в атомной промышленности проблему отходов впервые осознали и начали решать по – настоящему серьезно. Суммарный мировой объем РАО по сравнению с обычными отходами чрезвычайно мал. Пробуем оценить его хотя бы в первом приближении. Известно, что из реактора ВВЭР – 1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодно выгружается 23 т отработавшего ядерного топлива с содержанием продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается около 300 тонн РАО. Если прибавить отходы энергоустановок атомных подводных лодок и т.п., их общее количество будет ничтожным по сравнению с десятками и сотнями миллионов тонн традиционных отходов.

5.1 Хранение отработавшего топлива

Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки – (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций – 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон – 85 (10,8 года), технеций – 99 (213тыс. лет) и цезий – 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы – актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет).

И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими.

Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.

Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.

5.2 Три категории отходов, их хранение и переработка

Отходы делятся на три категории:

1. Материалы типа А с коротким периодом полураспада (менее 30 лет) и слабой радиоактивностью.

2. “ Мусор” типа В, который тоже имеет малый период полураспада и обладает малой радиоактивностью.

3. Отходы категории С наиболее опасные – в них таится 95% общей радиоактивности.

Вопрос о хранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идет о таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т.п., которые не имеют собственной радиоактивности – только наведенную. Излучение таких блоков сравняется с естественным фоном “всего лишь” через три столетия, в течение которых, требуется серьезное наблюдение.

Отходы типов В и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когда заложенный в реактор оксид урана через три - четыре года извлекают как отработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктов распада; кроме того, уран – 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний (1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомной массой.

Что же с ними делать?

Можно оставить все как есть, – заключенное в упаковку отработанное топливо хранится в траншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальных заводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран, плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.

Они начинены отходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными с компонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе в вентилируемых колодцах.

Отходы класса В – топливо и отбросы повторной переработки – помещают в металлические футляры, а потом замуровывают в бетон. Если применить прессование под давлением, то объем отходов можно уменьшить в 4 раза.

Хранение отходов типа В и С из – за долгого периода полураспада нельзя оставить на поверхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до их безопасного состояния.

После продолжительных дебатов ученых (в некоторых Европейских странах) было решено хранить отходы в толще геологических слоев, дабы надежно укрыть их на тысячелетия от внешних повреждений (эрозия, землетрясения, климатические изменения), и антропогенных.

Характеристики

Список файлов реферата