Презентация по экологии на тему Добыча и запасы

Зарегистрируйтесь, чтобы просмотреть полный документ!

Презентация по экологии на тему: Добыча и запасы урана в мире и в РК. Преимущества и недостатки. Выполнили студенты 1 курса ФМО 120 группы: Тоқтархан А. и Аржан. Н. Проверил: Капсанов Г. Б.

Аннотация • Название проекта: Добыча и запасы урана в мире и РК. Преимущества и недостатки. • В данной работе предоставлена информация об одном из важных химических элементов, который играет большую роль для человечества – об уране. • Предоставлены статистические данные показывающие, что с каждым годом добыча урана только увеличивается, что говорит об увеличении потребности урана в промышлености разных стран. • Однако уран может принести человечеству как пользу, так и опасность ввиду своих свойств, которые некоторые страны используют для создание и развития самого страшного оружия – ядерного оружия.

Общая информация • • • Ура н (устаревший вариант ура ний) — химический элемент с атомным номером 92 в периодической системе, атомная масса 238, 029; обозначается символом U (лат. Uranium), относится к семейству актиноидов. ран широко распространён в природе. Содержание в земной коре составляет 0, 0003 % (вес. ), концентрация в морской воде 3 мкг/л. Количество урана в слое литосферы толщиной 20 км оценивается в 1, 3· 1014 т. Основная масса урана находится в кислых породах с высоким содержанием кремния. Значительная масса урана сконцентрирована в осадочных породах, особенно богатых органикой. В больших количествах как примесь уран присутствует в ториевых и редкоземельных минералах (ортит, сфен Ca. Ti. O 3[Si. O 4], монацит (La, Ce)PO 4, циркон Zr. Si. O 4, ксенотим YPO 4 и др. ). Важнейшими урановыми рудами являются настуран (урановая смолка, уранинит) и карнотит. Основными минералами — спутниками урана являются молибденит Mo. S 2, галенит Pb. S, кварц Si. O 2, кальцит Ca. CO 3, гидромусковит и др.

Получение • Самая первая стадия уранового производства — концентрирование. Породу дробят и смешивают с водой. Тяжёлые компоненты взвеси осаждаются быстрее. Если порода содержит первичные минералы урана, то они осаждаются быстро: это тяжёлые минералы. Вторичные минералы урана легче, в этом случае раньше оседает тяжёлая пустая порода. (Впрочем, далеко не всегда она действительно пустая; в ней могут быть многие полезные элементы, в том числе и уран). • Следующая стадия — выщелачивание концентратов, перевод урана в раствор. Применяют кислотное и щелочное выщелачивание. Первое — дешевле, поскольку для извлечения урана используют серную кислоту. Но если в исходном сырье, как, например, в урановой смолке, уран находится в четырёхвалентном состоянии, то этот способ неприменим: четырёхвалентный уран в серной кислоте практически не растворяется. В этом случае нужно либо прибегнуть к щелочному выщелачиванию, либо предварительно окислять уран до шестивалентного состояния. • Не применяют кислотное выщелачивание и в тех случаях, если урановый концентрат содержит доломит или магнезит, реагирующие с серной кислотой. В этих случаях пользуются едким натром (гидроксидом натрия).

• Проблему выщелачивания урана из руд решает кислородная продувка. В нагретую до 150 °C смесь урановой руды с сульфидными минералами подают поток кислорода. При этом из сернистых минералов образуется серная кислота, которая и вымывает уран. • На следующем этапе из полученного раствора нужно избирательно выделить уран. Современные методы — экстракция и ионный обмен — позволяют решить эту проблему. • Раствор содержит не только уран, но и другие катионы. Некоторые из них в определённых условиях ведут себя так же, как уран: экстрагируются теми же органическими растворителями, оседают на тех же ионообменных смолах, выпадают в осадок при тех же условиях. Поэтому для селективного выделения урана приходится использовать многие окислительновосстановительные реакции, чтобы на каждой стадии избавляться от того или иного нежелательного попутчика. На современных ионообменных смолах уран выделяется весьма селективно. • Методы ионного обмена и экстракции хороши ещё и тем, что позволяют достаточно полно извлекать уран из бедных растворов (содержание урана — десятые доли грамма на литр).

• После этих операций уран переводят в твёрдое состояние — в один из оксидов или в тетрафторид UF 4. Но этот уран ещё надо очистить от примесей с большим сечением захвата тепловых нейтронов — бора, кадмия, гафния. Их содержание в конечном продукте не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Для удаления этих примесей технически чистое соединение урана растворяют в азотной кислоте. При этом образуется уранилнитрат UO 2(NO 3)2, который при экстракции трибутил-фосфатом и некоторыми другими веществами дополнительно очищается до нужных кондиций. Затем это вещество кристаллизуют (или осаждают пероксид UO 4· 2 H 2 O) и начинают осторожно прокаливать. В результате этой операции образуется трёхокись урана UO 3, которую восстанавливают водородом до UO 2. • На диоксид урана UO 2 при температуре от 430 до 600 °C воздействуют газообразным фтористым водородом для получения тетрафторида UF 4. Из этого соединения восстанавливают металлический уран с помощью кальция или магния.

Применение • Наибольшее применение имеет изотоп урана 235 U, в котором возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Поэтому этот изотоп используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии. Выделение изотопа U 235 из природного урана — сложная технологическая проблема (см. разделение изотопов). • Приведем некоторые цифры для реактора мощностью 1000 МВт, работающего с нагрузкой в 80 %, и вырабатывающего 7000 ГВт·ч в год. Работа одного такого реактора в течение года требует 20 тонн уранового топлива с содержанием 3, 5 % U-235, который получают после обогащения примерно 153 тонн природного урана. • Изотоп U 238 способен делиться под влиянием бомбардировки высокоэнергетическими нейтронами, эту его особенность используют для увеличения мощности термоядерного оружия (используются нейтроны, порождённые термоядерной реакцией). • В результате захвата нейтрона с последующим β-распадом 238 U может превращаться в 239 Pu, который затем используется как ядерное топливо.

• Уран-233, искусственно получаемый в реакторах из тория (торий-232 захватывает нейтрон и превращается в торий-233, который распадается в протактиний-233 и затем в уран-233), может в будущем стать распространённым ядерным топливом для атомных электростанций (уже сейчас существуют реакторы, использующие этот нуклид в качестве топлива, например KAMINI в Индии) и производства атомных бомб (критическая масса около 16 кг). • Уран-233 также является наиболее перспективным топливом для газофазных ядерных ракетных двигателей. • 1 тонна обогащенного урана по тепловыделяющей способности равна 1 миллиону 350 тысячам тонн нефти или природного газа.

Разведанные запасы урана в мире • Количество урана в земной коре примерно в 1000 раз превосходит количество золота, в 30 раз — серебра, при этом, данный показатель приблизительно равен аналогичному показателю у свинца и цинка. Немалая часть урана рассеяна в почвах, горных породах и морской воде. Только относительно небольшая часть концентрируется в месторождениях, где содержание данного элемента в сотни раз превышает его среднее содержание в земной коре[21]. Разведанные мировые запасы урана в месторождениях составляют 5, 4 млн тонн.

Запасы урана на 2007 год(тонн) Австралия 1 243 000 Казахстан 817 000 Россия 546 000 ЮАР 435 000 Канада 423 000 США 342 000 Бразилия 278 000 Намибия 275 000 Нигер 274 000 Украина 200 000 Иордания 112 000 Узбекистан 111 000 Индия 73 000 КНР 68 000 Монголия 62 000

Производство урана 2009 год № Страна Производство(t. U) Урановые ресурсы 1 Казахстан 14 020 344 200 2 Канада 10 173 329 200 3 Австралия 7 982 714 000 4 Намибия 4 626 145 100 5 Россия 3 564 172 400 6 Нигер 3 234 44 300 7 Узбекистан 2 429 55 200 8 США 1 453 99 000 9 Украина 840 126 500 10 КНР 750 44 300 11 ЮАР 563 205 900 12 Бразилия 345 157 400 13 Индия 290 14 Чехия 258 15 Румыния 75 600

Добыча по компаниям № Компания Страна 1 Areva Франция 2 Cameco Канада 3 Rio Tinto Австралия, Вел икобритания 4 Казатомпром Казахстан 5 АРМЗ Россия 6 BHP Billiton Австралия, Вел икобритания 7 Navoi Узбекистан 8 Uranium One Россия, Канада 9 Paladin Energy Австралия 10 General Atomics США Фактическое Процент производство( мирового t. U) производства

№ Название месторожден ия Страна Запасы Оператор месторожден ия 1 Мак. Артур. Ривер Канада 200 000 Cameco 2 Северный Хорасан Казахстан 160 000 Kaz. Atom. Prom 3 Сигар-Лейк Канада 135 000 Cameco 4 Южное Эльконское Россия 112 600 5 Инкай Казахстан 75 900 Kaz. Atom. Prom 6 Стрельцовское Россия 50 000 Атомредметзо лото 7 Зоовч Овоо 50 000 AREVA 8 Моинкум Монголия 43 700 Kaz. Atom. Prom, AREVA 9 Мардай Казахстан 22 000 Khan Resources 10 Ирколь Казахстан 18 900 Kaz. Atom. Prom,

Преимущества • Главное преимущество — практическая независимость от источников топлива из-за небольшого объёма используемого топлива, например 54 тепловыделяющих сборки общей массой 41 тонна на один энергоблок с реактором ВВЭР-1000 в 1— 1, 5 года (для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля). Расходы на перевозку ядерного топлива, в отличие от традиционного, ничтожны. В России это особенно важно в европейской части, так как доставка угля из Сибири слишком дорога. • Огромным преимуществом АЭС является её относительная экологическая чистота. На ТЭС суммарные годовые выбросы вредных веществ, в которые входят сернистый газ, оксиды азота, оксиды углерода, углеводороды, альдегиды и золовая пыль, на 1000 МВт установленной мощности составляют от примерно 13 000 тонн в год на газовых и до 165 000 тонн на пылеугольных ТЭС. Подобные выбросы на АЭС полностью отсутствуют. ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет 8 миллионов тонн кислорода в год для окисления топлива, АЭС же не потребляют кислорода вообще[8]. Кроме того, больший удельный (на единицу произведенной электроэнергии) выброс радиоактивных веществ даёт угольная станция.

• • В угле всегда содержатся природные радиоактивные вещества, при сжигании угля они практически полностью попадают во внешнюю среду. При этом удельная активность выбросов ТЭС в несколько раз выше, чем для АЭС[9][10]. Единственный фактор, в котором АЭС уступают в экологическом плане традиционным КЭС — тепловое загрязнение, вызванное большими расходами технической воды для охлаждения конденсаторов турбин, которое у АЭС несколько выше из-за более низкого КПД (не более 35 %), однако этот фактор важен для водных экосистем, а современные АЭС в основном имеют собственные искусственно созданные водохранилища-охладители или вовсе охлаждаются градирнями. Также некоторые АЭС отводят часть тепла на нужды отопления и горячего водоснабжения городов, что снижает непродуктивные тепловые потери, существуют действующие и перспективные проекты по использованию «лишнего» тепла в энергобиологических комплексах (рыбоводство, выращивание устриц, обогрев теплиц и пр. ). Кроме того, в перспективе возможно осуществление проектов комбинирования АЭС с ГТУ, в том числе в качестве «надстроек» на существующих АЭС, которые могут позволить добиться аналогичного с тепловыми станциями КПД. Для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на пылеугольных и тем более газомазутных ТЭС. Особенно заметно преимущество АЭС в стоимости производимой электроэнергии во время так называемых энергетических кризисов, начавшихся с начала 70 -х годов. Падение цен на нефть автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

Недостатки

• Затраты на строительство АЭС по оценкам, составленным на основе реализованных в 2000 -х годах проектов, ориентировочно равны 2300 $ за к. Вт электрической мощности, эта цифра может снижаться при массовости строительства (для ТЭС на угле 1200 $, на газе — 950 $). Прогнозы на стоимость проектов, осуществляемых в настоящее время, сходятся на цифре 2000 $ за к. Вт (на 35 % выше, чем для угольных, на 45 % — газовых ТЭС). • Главный недостаток АЭС — тяжелые последствия аварий, для исключения которых АЭС оборудуются сложнейшими системами безопасности с многократными запасами и резервированием, обеспечивающими исключение расплавления активной зоны даже в случае максимальной проектной аварии (местный полный поперечный разрыв трубопровода циркуляционного контура реактора). • Серьёзной проблемой для АЭС является их ликвидация после выработки ресурса, по оценкам она может составить до 20 % от стоимости их строительства. • По ряду технических причин для АЭС крайне нежелательна работа в манёвренных режимах, то есть покрытие переменной части графика электрической нагрузки.

Выбросы как недостаток • • Любая работающая АЭС оказывает влияние на окружающую среду по трём направлениям: газообразные (в том числе радиоактивные) выбросы в атмосферу; выбросы большого количества тепла; распространение вокруг АЭС жидких радиоактивных отходов. • В процессе работы реактора АЭС суммарная активность делящихся материалов возрастает в миллионы раз. Количество и состав газоаэрозольных выбросов радионуклидов в атмосферу зависит от типа реактора, продолжительности эксплуатации, мощности реактора, эффективности газо– и водоочистки. Газоаэрозольные выбросы проходят сложную систему очистки, необходимую для снижения их активности, а затем выбрасываются в атмосферу через высокую трубу, предназначенную для снижения их температуры. • Основные компоненты газоаэрозольных выбросов — радиоактивные инертные газы, аэрозоли радиоактивных продуктов деления и активированных продуктов коррозии, летучие соединения радиоактивного йода. В общей сложности в реакторе АЭС из уранового топлива образуются посредством деления атомов около 300 различных радионуклидов, из которых более 30 могут попасть в атмосферу.

Скачать презентацию по экологии на тему Добыча и запасы

Презентация по экологии на тему.pptx

Количество слайдов: 19