Ядерный топливный цикл
Другие рефераты
Министерство образования Российской Федерации
Алтайский край
г.Рубцовск
МОУ гимназии №8
Тема: Ядерный топливный цикл
Выполнил ученик 10 А
класса
Царев Евгений
учитель: Сирица Л.В.
Рубцовск 2000 год
План:
1) Введение
2) Ядерный топливный цикл до АЭС:
1.Добыча руды.
2.Переработка руды.
3.Аффинаж.
4.Обогащение урана.
5.Изготовление топлива.
3) Ядерный реактор.
4) Ядерный топливный цикл после АЭС:
1.Хранение отработавшего топлива.
2.Три категории отходов, их хранение и переработка.
5) Вывод
Введение:
АЭС – только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно
разветвленного топливо – энергетического комплекса самых разнообразных
производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов –
ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем
добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти
целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав
топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия
осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.
Ядерный топливный цикл – это вся последовательность повторяющихся
производственных процессов, начиная от добычи топлива и кончая удалением
радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных
условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая
принципиальная схема сохраняется.
План – схема: Производства ядерного топливного цикла. Рис.1
1) Ядерный топливный цикл:
1.Добыча руды:
Начальная стадия топливного цикла – горнодобывающее производство,
т.е. урановый рудник, где добывается урановая руда.
Среднее содержание урана в земной коре довольно велико и
расценивается как 75*10-6 . Урана примерно в 1000 раз больше, чем золота и
в 30 раз больше чем серебра. Урановые руды отличаются исключительным
разнообразием состава. В большинстве случаев уран в рудах представлен не
одним, а несколькими минеральными образованиями. Известно около 200
урановых и урансодержащих минералов. Наибольшее практическое значение имеют
уранинит, настуран, урановые черни и др.
Добыча урановой руды, также как и других полезных ископаемых,
осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в
зависимости от глубины залегания пластов. В последние годы стали
применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить выемку
руды на поверхность и проводить извлечение урана из руд прямо на месте их
залегания.
2.Переработка руды:
Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и
пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать –
отделить полезные минералы от пустой породы и получить химические
концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых химических
концентратов – дробление и измельчение исходной руды, выщелачивание
(перевод урана из руды в раствор). Очень часто перед выщелачиванием руду
обогащают – различными физическими методами увеличивают содержание урана.
3.Аффинаж:
На всех этапах переработки урановых руд происходит определенная
очистка урана от сопутствующих ему примесей. Однако полной очистки достичь
не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60 – 80%, другие 95 – 96%
оксида урана, а остальное – различные примеси. Такой уран не пригоден в
качестве ядерного топлива. Следующая обязательная стадия ядерного
топливного цикла – аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана
от примесей и особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата
нейтронов (гафний, бор, кадмий и т.д.).
4.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.
Основным промышленным методом производства обогащенного урана
является газодиффузионный. Также существует центробежный метод, основанный
на использовании высокоскоростных газовых центрифуг.
5.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.
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 комплектованию деталей для
ТВС, упаковку топливных таблеток в оболочки, изготовление ТВС, разборку
забракованных твэлов, ТВС и переработку отходов. Товарный продукт на данной
стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для
непосредственного использования в реакторе.
2) 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:
1.Реактор
2.Теплообменник, парогенератор
3.Паротурбинная установка
4.Генератор
5.Конденсатор
6.Насос
Схема ядерного реактора. Рис.2.
3) 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 промышлен-
ности 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 23т отработавшего ядерного топлива с содержанием
продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается
около 300тонн 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.
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
| |  скачать работу |
Другие рефераты
| 
