4. Открытый топливный цикла. 4. 1. Общая схема открытого топливного цикла. Главные приоритеты при организации ядерного топливного цикла. Организация ядерного топливного цикла (ЯТЦ) в промышленном производстве электроэнергии на АЭС подчиняется общим требованиям, регулирующим функционирование атомного энергопромышленного комплекса. Основные критерии заключаются в следующем: • Уменьшение вредного влияния на персонал АЭС и населения региона вокруг станции, а также на окружающую в долгосрочной перспективе и уменьшение радиационной нагрузки до естественного фона. • Ядерный топливный должен обеспечивать более эффективное использование добываемого естественного ядерного топлива и искусственных делящихся материалов, накапливаемых в ядерных реакторах, при минимизации отходов в процессе переработки ОЯТ, имея целью приближение к эквивалентности влияния на окружающую среду извлекаемого естественного топлива и отходов, которые подлежат окончательному захоронению.
• Соблюдение режима нераспространения ядерных материалов является непременным условием при оценке различных вариантов организации топливного цикла. С точки зрения этого критерия разделение фракций урана и плутония при переработке ОЯТ является нежелательным. Технологическое обеспечение Договора о нераспространении сводится к следующему: 1. 2. 3. 4. Pu не выделяется в процессе переработки ОЯТ; Pu не производится в бланкете БР; отказ от обогащения U; будущие ядерные энергетические системы должны быть непривлекательными с точки зрения получения материалов для создания ядерного оружия. • Устойчивость всех элементов топливного цикла против террористических угроз является непременным условием его организации. • Фактор экономической эффективности ЯТЦ является одним из определяющих для развития атомного энергопромышленного комплекса и перехода к масштабной ядерной энергетике.
Принципиальная схема открытого топливного цикла для тепловых реакторов ОЯТ U топливо UO 2 Изготовление топлива Обогащенный UF 6 Промежуточное хранилище ОЯТ 235 U обогащение Подготовка ОЯТ и отходов к захоронению UF 6 Конверсия U 3 O 8 в UF 6 U 3 O 8 Добыча и переработка U Отходы Захоронение ОЯТ и отходов
4. 2. Добыча урана Основные методы добычи уранового сырья: • подземный шахтный или штрековый в горных районах; • открытый карьерный; • подземное выщелачивание. Первые две горные технологии мало отличаются от добычи руд других полезных ископаемых за исключением необходимости обеспечения радиационной защиты персонала и мониторинга радиационной обстановки в окружающей среде. Для добычи уране подземное выщелачивание в промышленных масштабах впервые было применено в СССР в 1962 г. и в США в 1975 для разработки залежей бедных руд. Минералы извлекаемого металла должны быть легко выщелачиваемыми слабыми растворами кислоты или карбонатов (до 5 г/л серной кислоты и до 2 – 3 г/л карбоната аммония). Но в 80 – 90 годах прошлого века этот метод практически перестал использоваться , поскольку были открыты новые достаточно богатые месторождения и отпала необходимость разработки бедных ураном месторождений. В СССР в этот период основная добыча урана была сосредоточена в средней Азии, Казахстане и Украине, В России после развала СССР было только одно предприятие по добыче урана в Бурятии. В СССР и в России разрабатывались урановые месторождения с низким содержанием урана (0, 2 – 0, 3% и ниже)
Добыча урана по странам (2007 г. ) Former USSR –-32% Страны СНГ 32%
Первая десятка зарубежных добывающих урановых шахт (1996 г. ) Страна шахта Способ добычи Производительность, т Доля в мире, % Canada Key Lake Открытый способ 5429 15, 4 Canada Rabbit Lake Открытый способ 3972 11, 3 Australia Ranger Открытый способ 3508 10, 0 Namibia Rössing Открытый способ 2452 7, 0 Niger Akouta шахтный способ 2120 6, 0 Cluff Lake Открытый способ/ шахтный способ 1963 5, 6 Olympic Dam Попутно с медью шахтный способ 1466 4, 1 Arlit Открытый способ 1200 3, 4 Vaal Reefs Совместно с Au шахтный способ 914 2, 6 Okelobondo шахтный способ 565 1, 6 23589 67, 0 Canada Australia Niger S. Africa Gabon сумма
Добыча урана, 1000 т / год ПРОГНОЗ ДОБЫЧИ УРАНА В МИРЕ до 2030 г. Оптимитстический Базовый пессимистический годы
В России разработана программа по резкому увеличению добычи урана для обеспечению планов перехода к широкомасштабной ядерной энергетике в России (довести к 2030 г. долю генерации электрической энергии с нынешних 16% до 30%) и топливом реакторов , построенных Россией в других странах. Добыча урана в России (тысяч тонн). 2005 г. 2011 г. 2030 г. 3. 5 5 13 После добычи урановая руда перерабатывается, и уран поступает на рынок в виде соединения закиси-окиси урана U 3 O 8 (порошок жёлтого цвета - yellow cake).
Очень высокие требования предъявляются к чистоте уранового продукта, т. е. содержание примесей других элементов должна быть очень низкой. Это связано с проблемой экономии нейтронов в реакторе: необходимо свести к минимуму долю нейтронов, поглощаемую примесями в ядерном топливе. Технические условия на содержание примесей в необогащённом металлическом уране (массовые %) Алюминий 2∙ 10 -3 Бор 2, 5∙ 10 -5 Кадмий 2, 5∙ 10 -5 Углерод 2∙ 10 -2 Хром 2, 5∙ 10 -3 Кобальт 2, 5∙ 10 -3 Никель 10 -2 Азот 10 -2 Кремний (диоксид) 10 -2 Водород 2∙ 10 -4 Магний 2, 5∙ 10 -3 Марганец 10 -3 Для переработки концентратов урана или урановых руд в основном используется метод экстракционной очистки. Экстракция –это извлечение элемента из водного раствора в органический.
4. 3. Изготовление ядерного топлива Добытый уран проходит несколько сложных переделов до использования в энергетических реакторах: 1. Получение из закиси-окиси урана U 3 O 8 тетрафторида урана (UF 4). Требуется обеспечить производство примерно 200 т закиси-окиси урана в год на 1 ГВт установленной электрической мощности АЭС. Такое количество урана требуется из расчёта 25 г/(МВт∙ч) природного урана или 4 г/(МВт∙ч) обогащённого урана при глубине выгорания 30 МВт∙сут/кг и работе реактора 6700 ч/год. 2. Фторирование тетрафторида урана до гексафторида урана UF 6. Гексафторид урана (UF 6) – единственное легколетучее бинарное соединение урана, применяемое для разделения промышленными способами изотопов урана. Удивительным благоприятным совпадением является факт моноизотпности природного фтора 19 F, поэтому молекулярные массы UF 6 различаются только по массам урана. В обычных условиях гексафторид урана представляет собой белое кристаллическое вещество, возгоняющееся (сублимирующееся) при нормальном давлении без плавления. 3. Обогащение урана изотопом 235 U на обогатительных заводах. 4. Получение из гексафторида урана соединения урана, используемого в качестве материала для изготовления топлива. В настоящее время главным образом используется диоксид урана (UO 2). 5. Изготовление ядерного топлива и топливных элементов.
Разделение изотопов урана. При обогащении на вход разделительного каскада поступает масса урана М 0 с начальным обогащением X 0, на выходе обогатительного процесса получаем обогащенный уран массой Мх с обогащением X и обеднённый отвальный уран массой Мотв с обогащением Xотв. М, X (продукт) М 0 , X 0 Баланс урана: Баланс урана – 235 : Масса урана – 235: Мотв, Xотв (отвал) М 0 = Мх + Мотв Х 0∙М 0 =Х∙ Мх + Хотв∙Мотв Мх = М 0 ∙ (Х 0 – Хотв) / (Х – Хотв) На современных разделительных заводах в России Хотв = 0, 001 (примерно в 7 раз меньше концентрации урана – 235 в природном уране)
Некоторые определения процесса разделения изотопов • Коэффициент разделения смеси двух газов. Пусть на вход разделительной ступени поступает газ при концентрации U-235 - Х 0 и U-238 – (1 - Х 0), отношение концентраций равно R 0 = Х 0 / (1 - Х 0). На выходе получаем концентрации Х по U-235 и (1 – Х) по U-235, отношение концентраций равно RХ = Х / (1 – Х), соответственно. Коэффициент разделения α определяется отношением α = RХ / R 0 = Х ∙ (1 - Х 0) / [Х 0 ∙ (1 – Х)] . Коэффициент обогащения определяется как ε = α – 1. • Работа разделения рассматривается как приращение потенциала разделения, характеризующее изотопного состава при прохождении через разделительную установку W = MX∙V(X) + Mотв∙V(Xотв) - M 0∙V(X 0); М 0 = МX ∙ (X– Xотв) / (X 0 – Xотв); Mотв = МX ∙ (X– X 0) / (X 0 – Xотв) где V(X), V(Xотв) и V(X 0) - соответствующие потенциалы разделения. Принято следующее определение потенциала разделения V(X) = (2 ∙ Х – 1) ∙ ln[Х / (1 – Х)]
Зависимость потенциала разделения от обогащения Разделительная работа, равная 1 кг и вычисленная по уравнению W = MX∙(2∙Х – 1)∙ln[Х/(1 – Х)] + Mотв∙(2∙Хотв – 1)∙ln[Хотв/(1 – Хотв)] – - М 0∙ (2∙Х 0 – 1)∙ln[Х 0/(1 – Х 0)], принята за единицу разделительной работы - ЕРР (Separative work unit – SWU), которая не является работой и выражается в кг. Работа, затрачиваемая на ЕРР, зависит от метода и технологии разделения изотопов урана.
Зависимость количества единиц разделительной работы от обогащения (Х) урана-235 для получения 1 кг обогащённого урана при содержании урана-235 в отвале Хотв = 0, 1% Количество ЕРР уменьшается при увеличении концентрации в отвале, но при этом возрастает потребление природного урана, что может привести к повышению цены обогащения, если цена природного урана будет повышаться.
Методы разделения изотопов. • Электромагнитный метод разделения изотопов основан на различии траекторий движения ионов с одинаковыми скоростями и зарядами, но с различными массами в однородном магнитном поле между полюсами магнита. Для его применения необходимо создать пучок ионов с фиксированным зарядом и малым разбросом скоростей и пропустить через зазор между полюсами магнита с достаточно большим однородным магнитным полем. При прохождении через это поле первоначальный пучок разделяется на несколько пучков, соответствующих различным массам ионов, которые осаждаются в различных сборниках. По существу, эти установки, называемые калютронами, являются огромными масс-спектрометрами. Метод обладает высокой степенью разделения. Достаточно двух проходов для получения степени обогащения выше 80% из бедного вещества (исходное содержание желаемого изотопа менее 1%). Существенные недостатки: большое энергопотребление, сложность и дороговизна технического обслуживания, низкая производительность. Однако этот метод был единственным на первом этапе разработки ядерного оружия в США и СССР. В США был создан огромный комплекс электромагнитного разделения урана, достигший производительности с января 1945, равной 204 грамма 80 % U-235 в день. Первые две бомбы, применённые в 1945 году против японских городов Хиросима и Нагасаки, были изготовлены из ядерной взрывчатки, обогащенной на этом производстве. Электромагнитный метод не применяется для обогащения ядерных материалов с конца 40–х годов прошлого столетия.
Принципиальная схема калютрона
• Метод газовой диффузии был единственным промышленным процессом разделения изотопов урана до начала 1960 -х годов. Ещё 1896 г. английский физик Рэлей обнаружил, что газовая смесь может быть частично обогащена, если она продиффундирует через пористую перегородку в вакуум. В методе используется различие в скоростях теплового движения тяжёлых и лёгких молекул и закономерности молекулярного течения газа через тонкие пористые перегородки, в которых размер пор или капиллярных каналов меньше, чем средняя длина свободного пробега молекул. В этих порах молекулы UF 6 между собой почти не сталкиваются, а проходят перегородку, сталкиваясь только со стенками капиллярного канала. Мембрана Принципиальная схема разделения изотопов урана метода газовой диффузии. Низкое давление Газ, обогащенный U-235 Газ, Высокое давление Среднее давление обеднённый U-235
Теоретический коэффициент разделения смеси двух газов, диффундирующих через пористую перегородку определяется соотношением , и теоретический коэффициент обогащения равен ε = α – 1 = 1, 00429, т. е. при пропускании через одну перегородку обогащение возрастает на 0, 43%. Например, если на входе в разделительный элемент концентрация U-235 равна 0, 72%, то на выходе его концентрация будет приблизительно 0, 723%. На реальных разделительных каскадах коэффициент разделения заметно меньше. Наиболее сложной проблемой диффузионного метода разделения изотопов является технология изготовления пористых перегородок, которые должны быть очень тонкими (доли миллиметра) и прочными, чтобы выдержать перепады давления и вибрации. При толщине несколько микрон радиус пор составляет 0, 005 -0. 01 мкм. При температурах до 70 -90 ºС перегородки должны быть устойчивы к коррозийному воздействию гексафторида урана. Для большого диффузионного завода производительностью около 8 миллионов ЕРР/год (2000 т/год урана 3% обогащения ) суммарная поверхность пористых перегородок составляет более 106 м 2.
При среднем значении коэффициента обогащения ε = 0, 0017 для обогащения природного урана до Х = 0, 03 при концентрации в отвале Хотв = 0, 002 понадобится всего 1600 ступеней. Диффузионная технология разделения урана требует больших энергетических затрат: до 2500 к. Вт∙ч/ЕРР. Эти энергозатраты необходимы для питания мощных осевых компрессоров для перекачки больших потоков тяжёлого газа и огромного количества охлаждающей воды (для большого завода до примерно 2∙ 106 м 3/сут). Около 120 000 ЕРР необходимо затратить, чтобы обогатить уран для обеспечения годовой потребности в топливе типичного лёгководяного реактора мощностью 1000 МВт(эл).
Большой завод по обогащению (10. 8 млн. ЕРР/год) во Франции. Четыре реактора на первом плане обеспечивает завод мощностью 3000 MВт(эл).
Расположение предприятий по переработке ОЯТ в мире
