Атомная энергетика Факторы Технология Дефицит

Атомная энергетика

Факторы • • Технология Дефицит топливных ресурсов Унаследованное развитие Эффект «доли»

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) 1. Добыча урановой руды руда 2. Переработка руды и получение концентратов U 3 O 8 3. Конверсия и разделение изотопов 4. Обогащение (разделение изотопов) 6. АЭС 11. Демонтаж АЭС U-238 U-235 Ядерные таблетки 5. ТВЭЛЫ 7. Хранение ТВЭЛов UF 6 8. Регенерация ОЯТ 9. Хранение высокоактивных отходов 10. Хранение средне- и низкоактивных отходов

1. Добыча урана • Урановые месторождения (открытые, подземные, скважины) • Попутно с золотом, медью, свинцом, бурым углем • В воздух вентил. системы (радон-222, пыль, аэрозоль) • Вода – откаченные подземные воды, стоки прачечных, жидкая фаза рудничной пульпы • отвалы

Добыча урана методом подземного выщелачивания

1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. Подземные сорбционные колонны Блок в конечной стадии выщелачивания Блок в начальной стадии выщелачивания Подземный растворосборник Центральная насосная станция Сорбционные колонны Промежуточная емкость 8 – кислотная емкость 9, 10 - растворосборник 11 - отстойник 12 – центральная насосная станция 13 – рудный отвал 14 – поверхностный растворосборник 15 – электровакуумная установка

Эффективность подземного и кучного выщелачивания по сравнению с традиционной 100% Традиционная технологией 950% Производительность труда горного цеха 225% объем добычи металла 160% Годовая производительность по металлу 62% Себестоимость готовой продукции 60% Численость занятых

2. Переработка руды и получение концентратов • Руда измельчается, поступает на ГМЗ • Получаем концентрат U 3 O 8 • Технология зависит от руды 1. Силикатные – выщелачивают H 2 SO 4 с окислителями 2. Карбонатные - выщелачивают Na. CO 3 Na 2 CO 3 с окислителями 3. Упорные – кислотное автоклавное выщелачивание при высоких температурах Полученный концентрат ЖЕЛТЫЙ КОКС

ОТХОДЫ • отвалы пустых пород, склады забалансовых руд, хвостохранилища ГМЗ. • На каждые 200 т извлекаемого урана (годовая потребность АЭС мощностью 1 г. Вт) образуется 105 т РАО, накапливающихся в хвостохранилищах. • Они представлены • торием-230 с периодом полураспада 8. 104 лет, • радием-226 с периодом полураспада 0, 16. 104 лет, остальным уранам и его долгоживущими изотопами. • Существующее загрязнение от хвостохранилищ можно значительно сократить, покрывая их слоем земли.

ВОЗДУХ - ВОДА • Из рудников вместе с вентиляционным воздухом в атмосферу выбрасывается радон-222 и радиоактивная пыль с радиоактивными аэрозолями. • Жидкие РАО поступают с откачиваемыми подземными водами, сточными водами спецпрачечных и душевых, жидкой фазой рудничной пульпы хвостов. • Основной источник облучения шахтеров - радон и его дочерние продукты, находящиеся в рудничном воздухе.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) 1. Добыча урановой руды руда 2. Переработка руды и получение концентратов U 3 O 8 3. Конверсия и разделение изотопов 4. Обогащение (разделение изотопов) 6. АЭС 11. Демонтаж АЭС U-238 U-235 Ядерные таблетки 5. ТВЭЛЫ 7. Хранение ТВЭЛов UF 6 8. Регенерация ОЯТ 9. Хранение высокоактивных отходов 10. Хранение средне- и низкоактивных отходов

3. Производство UF-6 • Исходным урансодержащим сырьем для получения сырьевого гексафторида урана (ГФУ) являются тетрафторид урана или очищенная закись-окись урана с природным соотношением изотопов урана. Фторирование урансодержащего сырья до ГФУ ведется в факельных реакторах при высокой температуре с дозированной непрерывной подачей фтора и • уранового сырья. • • Поскольку в природном уране содержится всего 0, 711% изотопа уран-235 (именно этот изотоп урана создает цепную ядерную реакцию с высвобождением энергии), а наиболее распространенные ядерные реакторы работают с топливом, в котором должно содержаться 3 -5% урана-235, то прежде, чем изготавливать топливо для атомных электростанций, необходимо повысить содержание этого изотопа в уране. Этот процесс называется "обогащением". Существует множество способов обогащения урана - электромагнитное разделение, лазерная фотоионизация атомов, газовая диффузия и т. д. - но на данный момент наиболее экономичным и эффективным методом является газоцентрифужный.

• • 4. Центрифуга и разделение изотопов При огромной скорости вращения ротора центрифуги, достигающей нескольких десятков тысяч оборотов в минуту, внутри вращающегося ротора устанавливается определенное распределение газа по массе. Кроме того, внутри ротора имеет место циркуляция газа, дополнительно способствующая разделению газа на легкую и тяжелую фракции, которые и отводятся из центрифуги по отдельным трубкам. Легкая фракция, по сравнению с исходным сырьем, содержит больше легкого изотопа 235 U и меньше тяжелого изотопа 238 U, а тяжелая фракция - наоборот. Эффект разделения на одной центрифуге не слишком высок, поэтому центрифуги объединяются в многоступенчатые каскады для достижения необходимого уровня обогащения.

5. ТВЭЛы • Из обогащенного UF 6 получают диоксид урана, формуют его в брикеты, обычно называемые “таблетками”, диаметром 1 см и толщиной 1, 5 см. • Сырые отпрессованные таблетки нагревают до 1700 о. С

ТВЭЛ • Топливный стержень - это металлическая трубка, наполненная брикетами из обогащенного урана (UO 2). • Топливные стержни собирают в пакеты с регулирующими стержнями и формируют из них тепловыводящие элементы (ТВЭЛы). • В одной кассете реактора ВВЭР-440 - 126 ТВЭЛов, а всего в активной зоне такого реактора их более 40 тысяч.

6. АЭС

6. В МИРЕ СУЩЕСТВУЕТ ПЯТЬ ОСНОВНЫХ ТИПОВ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ: 1. водо-водяные реакторы с водой под давлением; 2. водо-водяные кипящие, разработанные в США и наиболее распространенные в настоящее время; 3. реакторы с газовым охлаждением, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции; 4. реакторы с тяжелой водой, принятые в Канаде; 5. водо-графитные канальные реакторы, которые эксплуатировались только в СССР.

Принципиальная схема реактора РБМК

БН-600 • — энергетический реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3 -мэнергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города. Заречный.

• С момента остановкиреактора «Феникс» во Франции в 2009 году до середины 2014 года[1]БН-600 был единственным в мире действующим энергетическим реактором на быстрых нейтронах. • В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238 U и 232 Th, которых в природе значительно больше, чем 235 U — основного топлива для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран» , оставшийся после обогащенияядерного топлива 235 U.

• В активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо льшим выходом (на 20— 27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. • Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторахразмножителях.

БН-600

НАТРИЙ - ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ • Использование требует решения следующих задач: • чистота натрия, используемого в БН. Необходимо достичь 99, 95 %, то есть не более 5· 10− 4 примесей. • натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать; • возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора, так как утечка из водяного контура в натриевый приводит к быстрому росту давления.

Хранилище ядерных отходов в подземной базальтовой пещере

Размещение ЯТЦ: 1. Урал • Верхненейвинское месторождение урана • Маяк • Белоярская АЭС 2. Восточная Сибирь • Краснокаменск • Красноярск 42 (Железногорск) • Подземное хранилище