Архитектура Аудит Военная наука Иностранные языки Медицина Металлургия Метрология
Образование Политология Производство Психология Стандартизация Технологии 


ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ (ЯТЦ)




 

Ядерный топливный цикл (Nuclear Fuel Cycle) - комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных реакторов, осуществляемых в системе предприятий, связанных между собой потоком ядерного материала и включающих урановые рудники, заводы по переработке урановой руды, конверсии урана, изотопному обогащению и изготовлению топлива, ядерные реакторы, заводы по переработке отработавшего горючего хранилища отработавшего топлива, заводы по переработке отработавшего топлива и промежуточные хранилища и могильники радиоактивных отходов, полигоны для захоронения отходов.

Различают три типа типов циклов:

1) урановый топливный цикл, в котором делящимся веществом является 235U, а воспроизводящим 238U. Урановое топливо производят из природного урана 0,72% 235U, низко обогащённого урана 1-5% 235U или высокообогащенного урана до 93% 235U. Первые два вида топлива используют в реакторах на тепловых нейтронах, третий - в реакторах на быстрых нейтронах, работающих в конвертерном режиме.

2) Уран-плутониевый топливный цикл. Топливо этого цикла состоит из природного или обедненного0,2-0,3% 235U с добавкой 239Рu в количестве эквивалентном соответствующему обогащению по 235U. Это топливо, может быть использовано, как в реакторах на тепловых нейтронах, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Сырьевым материалом здесь также служит 238U.

3) Уран-ториевый топливный цикл. Делящийся материал - 235U или 233U, сырьевой - 232Th. В промышленном масштабе используется в основном урановое горючее.

 

УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

 

Применительно к урану, ядерный топливный цикл (ЯТЦ) – совокупность технологических операций на предприятиях ядерной индустрии (в первую очередь – на предприятиях атомной энергетики), включающих добычу урановой руды, изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана (III) U3O8 или диураната натрия Na2U2O7); конверсию урана (производство гексафторида урана UF6) и его обогащение по 235U; изготовление топлива (металлического урана, оксидов или нитридов урана, керамики), тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и топливных сборок (ТВС) для ядерных реакторов; сжигание уранового топлива в атомных реакторах с целью производства тепловой и электроэнергии (в некоторых случаях – и для производство оружейного плутония или других делящихся нуклидов); переработку (хранение или захоронение) отработанного ядерного топлива (ОЯТ), наработку радионуклидов для науки, промышленности и медицины, перевозку (транспорт) радионуклидов, переработку РАО, хранение, захоронение или трансмутацию (уничтожение) радиоактивных отходов, снятие с эксплуатации ядерных реакторов, демонтаж АЭС, АПЛ и других объектов ядерной индустрии, дезактивация и рекультивация местности.

Обращение с ОЯТ

Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется непосредственно в реакторном отделении. Затем ОЯТ может быть перемещено на специальные склады «сухого хранения» или хранилища глубокого залегания.

Для расчета необходимого объема топлива часто применяют:

, где G годовая потребность в обогащенном уране т/год, Nt – тепловая мощность реактора, φ – коэффициент нагрузки реактора, B – глубина выгорания.

 

Изотоп Тип распада Энергия, МэВ Период полураспада
Природные изотопы
234U (0,006 %) α 4,76 (74%) 4,71 (26%) 2,48 103
235U (0,71%) α 4,58 (10%) 4,47 (3 %) 4,40 (83%) 4,20 (4%) 7,13 108
238U (99,28%) α 4,18 4,49 109
Искусственные изотопы
227U α 6,8 1,3 мин.
228U α (80%) электрон. захват (20%) 6,67 9,3 мин.
229U α (20%) электрон. захват (80%) 6,42 58 мин.
230U α 5,85 20,8 суток
231U α (0,0055%) электрон. захват (>99%) 5,45 4,2 суток
232U α 5,31 (69%) 5,27 (31%) 70 лет
233U α 4,823 1,62 105 лет
236U α 4,499 2,39 107
237U β-, γ 0,245 6,75 суток
239U β- 1,21 23,54 мин.
240U β- 0,36 14 часов.

 

Таб.5 Радиохимическая характеристика изотопов урана.

 

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра 235U. Известны около 100 различных изотопов с массовыми числами примерно от 90 до 145, возникающих при делении этого ядра 235U. Три типичные реакции деления 235U ядра имеют вид:



 

 

Продуктами деления ядер 235U могут быть другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и т. д.

Большинство реакторов, работают только на таком топливе на обогащенном топливе (использовать необогащенный уран могут реакторы типа CANDU). В среднем содержание изотопа 235U должно быть увеличено, приблизительно, до 3.5%. Процесс обогащения урана изотопом 235U требует, чтобы уран был переведен в газообразной форме, а именно UF6.

Конверсия → Обогащение → Реконверсия

Конверсия урана (Uranium conversion) - химико-технологический процесс превращения урансодержащих материалов (главным образом, оксидов урана) в гексафторид урана UF6.

Конверсия

U3O8 + 8HF → 2UO2F2 + UF4 + 4H2O

UO2F2 + 2F2 → UF6 + O2 UF4 + F2 → UF6

Реконверсия

UF6 + 3H2 + O2 → UO2 + 6HF

 

ОБОГАЩЕНИЕ УРАНА

Поскольку все изотопы урана обладают фактически одинаковыми химическими свойствами, повышение доли 235U в выборке зависит от разницы атомных масс изотопов.

Методы разделения изотопов:

· Электромагнитный

· Диффузионный

· Центрифужный

· Лазерный

· Газодинамический (Аэродинамическая сепарация)

Мощность урановой обогатительной установки по повышению процента 235U представляется в единицах, которые называются килограммом Единицы разделительной работы (ЕРР) (Separative Work Units - SWU). В предприятиях производственного уровня мощности установок, как правило, составляют от нескольких сот до нескольких тысяч метрических тонн ЕРР (MTЕРР) в год. (1 MTЕРР = 1000 ЕРР.) Единица разделительной работы - это комплексная единица, которая зависит, как от доли 235U, которую хотят получить в обогащенном потоке, так и от того, сколько 235U из исходного вещества остается в потоке, обедненном данным изотопом.

EPP(SWU) = P·V(Np) + W·V(Nw) – (1+W)·V(Nf)

P – количество кг 235U, W – количество кг отвального урана. Np – процент обогащения 235U, Nf – процент обогащения природного урана (0,71 %), Nw – процент примесей. А функция V(x)=(2x-1)ln(x/(1-x))

Единицу ЕРР (SWU) можно рассматривать как затраты, которые необходимо приложить для достижения установленной степени обогащения. Чем меньше 235U из исходного вещества следует оставить в обедненном уране, тем больше ЕРР необходимо для достижения желаемой степени обогащения.

Количество ЕРР, обеспечиваемое обогатительной установкой, напрямую зависит от объема энергии, потребляемой этой установкой. Две самые распространенные технологии обогащения на сегодняшний день значительно отличаются в своем энергопотреблении. Для современных газодиффузионных установок, как правило, требуется от 2400 до 2500 кВ-ч электроэнергии на 1 ЕРР, тогда как газогенераторные центрифужные установки потребляют только 50-60 кВ-ч электроэнергии на 1 ЕРР.

Для того чтобы обеспечить типовой легководный ядерный реактор мощностью 1000 МВт электроэнергии, использующий обогащенный уран в качестве топлива, потребуется примерно от 100 000 до 120 000 объема услуг по обогащению урана в ЕРР в год.

Помимо килограмма ЕРР, есть еще один важный параметр - масса природного урана, которая необходима для получения желаемой массы обогащенного урана. Как и с количеством ЕРР требуемое количество исходного материала также будет зависеть от желаемой степени обогащения, а также от количества 235U, которое остается в обедненном уране. Требуемое количество природного урана будет сокращаться при уменьшении доли 235U, которую необходимо оставить в обедненном уране.

При обогащении НОУ для легководного ядерного реактора в обогащенном потоке обычно содержится 3,6% 235U (по сравнению с 0,7% в природном уране), а в обедненном потоке содержится от 0,2 до 0,3 процента 235U. Для выработки одного килограмма такого НОУ потребуется 8 килограмм природного урана и 4,5 ЕРР, если допустимая доля 235U в обедненном урановом потоке составляет 0,3%. С другой стороны, если в обедненном потоке останется только 0,2% 235U, тогда потребуется всего лишь 6,7 килограмма природного урана, однако - около 5,7 ЕРР для обогащения.

Для получения одного килограмма высокообогащенного урана содержащего 90% 235U, потребуется более 193 ЕРР и почти 219 килограммов природного урана при условии, что в обедненном уране останется 0,3% 235U. Если допустимая доля 235U в обедненном уране составит 0, 2%, потребуется почти 228 ЕРР и более 176 килограмм природного урана.

 

Скорость вращения центрифуг, об/сек.
Высота, м 1,5 - 2
Радиус, м 0,5
Обогащение за проход 1,3 – 1,6
Удельное энергопотребление, KВтчас/SWU
Разделительная мощность, 5 – 100 кг

 

Таб. 6Центрифужный метод обогащения.

Диаметр пор, Ǻ 100-400
Рабочее вещество UF6
Обогащение за проход 1,0043
Температура, оС
Удельное энергопотребление, КВтчас/SWU
Кол-во каскадов необходим для 90% обогащения

 

Таб. 7Диффузионный метод обогащения

Город, страна Обогащения Мощность кг ЕРР/год
Oak Ridge (Tennesse), США дифф. Остановлен.
Paducash (Kentuki), США дифф. 11,3 106
Portsmouth (Ohio), США дифф. 7,3 106
УЭМК (Новоуральск) центр. 6 106
ЭХЗ (Зеленогорск) центр. 4 106
СХК (Северск) центр. 2 106
ЭХК (Ангарс) центр. 4 106
Tricastin, Франция дифф 11 106
Франция центр 7,5 106
Capehurst, Великобритания центр 2,3 106
Gronau, Германия центр 1,8 106
Almelo, Нидерланды центр. 2,2 106
Lanchow, Китай центр. 1 106
Ningyo-Toge, Япония центр. 1 106
Пакистан центр. 15 103
Индия центр. 3 103
Бразилия центр. 5 103
Аргентина дифф. 20 103

 

 

Таб. 8 Заводы по обогащению урана.
Метод газовой диффузии.

Процесс газовой диффузии использовался для обогащения почти всего низко- и высокообогащенного урана, который производился в США. Впервые этот метод был разработан в 1940-х годах в рамках Манхэттенского проекта и был частично применен при обогащении урана для бомбы, сброшенной на Хиросиму.

Все пять известных ядерных стран-участниц Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО) в тот или иной период времени ввели в эксплуатацию газодиффузионные установки, однако на сегодняшний день такие объекты продолжают функционировать только в США и Франции. Для процесса диффузии необходимо закачать уран, находящийся в газообразном состоянии, через большое количество пористых барьеров – крайне энергоемкий процесс. Факт в том что превые два обогатительтных завода в США потребляли порядка 10% электроэнергии производимой в США.

Гексафторид урана UF6 является газом и соответственно может участвовать в процессе газовой диффузии. Молекулы гексафторида урана, содержащие атомы 235U, будучи немного легче, станут двигаться через каждый барьер с несколько более высокой степенью разделения, нежели те, которые содержат атомы 238U.

Газ на каждой ступени пропускают через проницаемые барьеры, после каждой такой ступени газ, который переходит к низконапорной стороне барьера (т.е. стороне выхода потока) имеет более высокий процент 235U, по сравнению с тем, который был на предыдущей ступени. Разница в массах, а значит и скоростях молекул UF6, содержащих 235U и 238U, порядка одного процента. Следовательно, чтобы обогатить большие промышленные объемы урана, необходимы тысячи ступеней обогащения.

В газодиффузионной установке ступени построены в "каскады", которые позволяют на каждой ступени приращивать обогащение, полученное на предыдущих ступенях, а также более эффективно использовать обедненный урановый поток. Чтобы понять масштаб такого производства, нужно знать, что на момент строительства газодиффузионного завода, возведенного в начале 1940-х годов в городе Ок-Ридж, штат Теннеси, США, это был крупнейший промышленный объект в мире.

Наиболее сложной задачей при возведении газодиффузионной установки является производство проницаемых барьеров, которые необходимы для работы диффузоров. Материал для таких барьеров должен быть высокопрочным и способным поддерживать одинаковый диаметр пор в течение нескольких лет работы установки. Это очень сложная задача при использовании газа гексафторида урана, который обладает высококоррозионным свойством. Толщина типичных барьеров составляет всего 5 миллиметров, а их отверстия лишь в 30-300 раз больше диаметра одного атома урана.

Кроме того, что в ходе работы установки требуются большие объемы электроэнергии, компрессоры в газодиффузионных производствах также генерируют много тепла, которое нужно рассеивать. В американских установках теплоотдача происходит с помощью истощающих озоновый слой хлорфторуглеродов (CFCs), таких как охладитель CFC-114 (фреон-114). Производство, ввоз, а также применение CFC было серьезно ограничено в 1987 году Монреальским протоколом о веществах, которые истощают озоновый слой (Montreal Protocol on Substances That Deplete the Ozone Layer).

В 2002 году Падьюкский (Paducash) обогатительный завод выбросил в атмосферу более 197,3 мт. фреона через негерметичные трубы и прочее оборудование. Только с одного этого объекта в атмосферу попало свыше 55% всех выбросов этого истощающего озоновый слой CFC со всех крупных производств США за 2002 год.

 





Рекомендуемые страницы:


Читайте также:

  1. Антибиотики гр тетрациклина и левомицетина.
  2. В жизненном цикле багрянок имеются следующие фазы (поколения)
  3. В процессе операционного цикла
  4. Вегетативно-репродуктивный цикл и особенности рекомбинации у вирулентных фагов
  5. Виды экономических циклов и причины циклических колебаний.
  6. Виды экономических циклов. Теория длинных волн Н.Кондратьева.
  7. ВОЗМОЖНЫЕ НЕИСПРАВНОСТИ МОТОЦИКЛА И МЕТОДЫ ИХ УСТРАНЕНИЯ
  8. Вопрос 19. Определение потребности в оборотных средствах корпорации. Понятие производственного и финансового циклов.
  9. Вопрос № 18 Оценка деловой активности предприятия. Циклы деятельности предприятия.
  10. ВОСЕМНАДЦАТЬ ОСНОВНЫХ ЦИКЛОВ ИСТОРИЧЕСКОЙ ГРУППОВОЙ ФАНТАЗИИ В АМЕРИКЕ
  11. Гибридные установки: топливный элемент/газовая турбина.
  12. Гликолиз, суть его реакций, энергетика, синтез сахаров при обращении гликолиза; цикл ди- трикарбоновых кислот, характеристика основных стадий цикла.




Последнее изменение этой страницы: 2016-04-10; Просмотров: 2306; Нарушение авторского права страницы


lektsia.com 2007 - 2021 год. Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав! (0.022 с.) Главная | Обратная связь