Введение в химическую технологию материалов современной энергетики Доцент

Введение в химическую технологию материалов современной энергетики Доцент, канд. хим. наук Половов И. Б.

Роль ядерной энергетики Мировое энергопотребление Единица измерения - Q = 1018 Btu = 1, 055 1021 Дж (эквивалентно ~ 35, 7 млрд. т. условного топлива (7000 ккал/кг) или ~ 25 млрд. т. нефти). По оценке 1 -ой Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии (1955 г. ) за 1860 лет новой эры, т. е. до 1860 г. , человечество потребило от 6 до 9 Q энергии. Далее оценки МАГАТЭ: 1860 -1970 гг. – 7 Q. 1982 г. – 0, 26 Q. 1982 -2000 гг. – 7 Q. 2000 -2020 гг. – примерно 15 Q. Расход энергии удваивается примерно каждые 20 лет.

Роль ядерной энергетики Население Земли 1900 г. – 1, 6 млрд. чел. , 1965 г. – 3, 2 млрд. чел. , 1975 г. – > 4 млрд. чел. , 1995 г. – 5, 4 млрд. чел. , 2000 г. – 6, 1 млрд. чел. Прогноз на 2120 г. составляет ~ 15 млрд. чел.

Роль ядерной энергетики Энергетические запасы 1. Возобновляемые источники энергии. 1. 1. Гидроэнергетические (реки) 0, 2 Q/год. 1. 2. Энергия естественного фотосинтеза 0, 1 Q/год (тогда как общий поток солнечной энергии на Землю составляет 3000 Q/год). 1. 3. Энергия ветров, геотермальная, морских приливов и отливов.

Роль ядерной энергетики Энергетические запасы 2. Невозобновляемые источники энергии 2. 1. Доступные (всего ~ 90 Q). 2. 1. 1. Каменный и бурый уголь 74 Q. 2. 1. 2. Нефть 10 Q. 2. 1. 3. Природный газ, конденсат 6 Q. 2. 2. Прочие виды топлива (сланцы, торф и др. ) могут быть использованы позднее и дадут примерно ещё 250 Q.

Роль ядерной энергетики Энергетические запасы 3. Ресурсы ядерной энергии (только при использовании их в реакторах деления). 3. 1. Уран-235 при использовании в тепловых реакторах – 5 Q. 3. 2. Уран и плутоний при полном использовании в реакторах на быстрых нейтронах – до 700 Q. 3. 3. Торий (и уран-233) при использовании смешанных топливных циклов в быстрых реакторах – до 5600 Q.

Роль ядерной энергетики Теплотворная способность топлива Топливо Сырая нефть Теплотворная Выбросы СО 2, способность, МДж/кг г/МДж 45 - 46 70 - 73 Природный газ 55 51 Каменный уголь (в среднем) 12 90 Бурый уголь (в среднем) 9, 7 ~ 350 Древесина (сухая) 16 94 Естественный уран (в реакторах типа ВВЭР с U и Pu повторного цикла) 650. 103 --- Естественный уран (в реакторах CANDU) 650. 103 --- Естественный уран (в реакторах БН) 28. 106 --- Уран, обогащённый до 3, 5% (в реакторах типа ВВЭР) 3, 9. 106 ---

Роль ядерной энергетики Выбросы углекислого газа при производстве электрической энергии различными способами: – СО 2 при сжигании топлива; – при работе станции и её обслуживании.

Роль ядерной энергетики Атомная энергетика в мире По данным МАГАТЭ, на 31 декабря 2010 г. атомные энергетические реакторы эксплуатировались в 30 странах мира. Всего в эксплуатации находилось 433 блока, общей мощностью 366, 61 ГВт эл. , что составляло примерно 16% мирового производства электрической энергии. На первом месте по количеству работающих энергоблоков находятся США – 104 блока, первое место по доле атомной энергетики в производстве электроэнергии занимает Франция – 78%.

Роль ядерной энергетики Ядерные реакторы мира (2003)

Роль ядерной энергетики Ядерные реакторы мира (2010)

Роль ядерной энергетики Атомная энергетика в мире Страна Кол-во действующих Производство энергоблоков электроэнергии (2005 г. ), ГВт Доля АЭС в производстве электроэнергии, % США 104, 2 19 Франция 59 66, 1 78 Япония 56 49, 9 29 Германия 17 21, 4 26 Россия 31 23, 2 16 Литва 1 1, 3 70

География строительства новых реакторов (строятся и спроектированы) 1 2 5 2 12 2 2 2 1 19 2 15 8 3 37 3 2 16 2 1 2 3 World Nuclear Association – http: //www. world-nuclear. org/info/reactors. html, данные на 31 May 2007

Роль ядерной энергетики В мире строятся 65 энергоблоков (в 14 странах): 1 в Аргентине, 1 в Бразилии, 2 в Болгарии, 6 в Индии, 27 в Китае, 5 в Южной Корее, 1 в Пакистане, 11 в России, 2 в Словакии, 2 на Украине, 1 в Финляндии и 2 в Японии. С момента первой выработки электроэнергии на АЭС 20 декабря 1951 г. в мире было произведено 54, 125 млрд. к. Вт. ч электроэнергии, накоплен опыт эксплуатации около 11870 реакторолет.

Прогнозы развития атомной энергетики в мире

Прогнозы развития атомной энергетики в регионах ГВт(эл) Западная Европа Высокий Низкий ГВт(эл) Восточная Азия Высокий Низкий

Атомная программа России 1. Концепция долгосрочного социально-экономического развития России на период до 2020 года. 2. Энергетическая стратегия 2020. 3. Проект ЭС-2030. 4. Генеральная схема размещения объектов электроэнергетики 5. Отраслевые программы.

Прогнозные вводы новой мощности на электростанциях России, ГВт 2006 - 2011 - 2016 - 2021 - 2026 - 2010 2015 2020 2025 2030 29, 7 74 -89 70 -86 66 -88 77 -95 317 -387 в т. ч. ГЭС и ГАЭС 4, 1 6 -9 12 -13 13 -19 8 -21 44 -66 АЭС 1, 4 10 -13 16 -19 21 -26 33 -34 80 -93 ТЭС – всего, в т. ч. 22, 2 58, 3 41, 1 32, 6 34, 6 188, 8 ТЭЦ 5, 9 35, 4 24, 3 17, 2 24, 5 107, 3 КЭС 16, 3 22, 9 16, 2 13, 6 10, 1 79. 2 Новая мощность – всего Всего до 2030 г.

ГЕНСХЕМА АЭС: ЛОГИКА КОНЦЕПЦИИ Волгодонск-2, Курск-5, Калинин-4, Балаково-5 Замещение новыми площадками выбывающих энергоблоков: Нововоронежская-3 -4 -5, Ленинградская-1 -2 -3 -4, Кольская 1 -2 -3 -4, Курская 1 -2 -3, Белоярская-3, Смоленская 1 -2 Перспективные регионы для ввода АЭС: Северо-запад, Московский регион, Северный Кавказ, Юг Урала, Тюмень, Юг Сибири и Приморье Прирост базовой нагрузки потребления электроэнергии по субъектам РФ к 2030 г < 2 ГВт 2 – 4 ГВт Новые мощности АЭС в «точках роста» Замещение выбывающих энергоблоков действующих АЭС 4 – 10 ГВт > 10 ГВт Ускоренный ввод АЭС на существующих заделах 19

Строительство новых блоков АЭС до 2020 года (Ген. схема размещения)

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Принцип работы энергетического реактора

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Основные типы энергетических реакторов ВВЭР, PWR BWR Magnox CANDU РБМК Тепловая мощность (МВт) 3400 3600 1875 2650 3200 Электрическая мощность (МВт) 1150 1200 600 870 1000 Тип топлива UO 2 U UO 2 Теплоноситель H 2 O CO 2 D 2 O H 2 O Замедлитель H 2 O графит D 2 O графит Масса топлива (т U) 90 140 600 80 205 Температура теплоносителя на входе, о. С 290 270 250 265 Температура теплоносителя на выходе, о. С 325 285 400 290

Ведущие проекты реакторов «Поколения 4» Реактор Спектр Топливный Мощость, нейтронов цикл МВТ-эл Назначение Высокотемпературный реактор (VHTR) тепловой открыт. 250 Электроэнергия, Водород, Тепло Водяной реактор со сверхкритическими параметрами (SCWR) тепловой, быстрый открыт. , замкн. 1500 Электроэнергия, Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах (GFR) быстрый замкн. 200 -1200 Электроэнергия, Водород, Актиниды Реакторы на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением (LFR) быстрый замкн. 50 -150 300 -600 1200 Электроэнергия, Водород Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR). быстрый замкн. Реакторы на солевом расплаве (MSR) промежуточн. замкн. 300 -1500 Электроэнергия, Актиниды 1000 Электроэнергия, Водород, Актиниды

Структура уран-плутониевого ядерного топливного цикла

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике В современной ядерной энергетике находят применение изотопы урана U 235, U 233, U 238, тория Th 232, плутония Pu 239, Pu 241 Делящиеся изотопы: U 235, U 233, Pu 239, Pu 241

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Деление урана Реакцию деления урана можно представить следующим образом: U 235 + 0 n 1 → ZAM + 92 -ZB 236 -M-(2÷ 3) + 92 + (2÷ 3) 0 n 1 (Е > 1, 4 Мэ. В) + (195÷ 200 Мэ. В) из них примерно 168 Мэ. В - кинетическая реакция радионуклидов деления (РНД). 3, 1∙ 1010 делений в секунду дают 1 ватт энергии.

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Пример: U 235 + 0 n 1 → 38 Sr 94 + 54 Xe 140 + 2 0 n 1 92 Затем следуют цепочки радиоактивных превращений: 38 Sr 94 54 Xe → 39 Y 94 + β- → 40 Zr 94 + β- 140 → 55 Cs 140 + β- → 56 Ba 140 + β- → → 57 La 140 + β- → 58 Ce 140 + β-

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Общее поперечное сечение захвата нейтронов складывается из сечения реакции деления и сечения реакции захвата: σa = σf + σc Для тепловых нейтронов: Делящийся изотоп σa σf ~ σa/σf Выход нейтронов на одно деление 92 U 235 698 590 0, 85 2, 47 92 U 233 591 530 0, 9 2, 55 1108 770 0, 7 2, 91 94 Pu 239

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Классификация нейтронов по энергиям: Тепловые нейтроны: Е = 0, 0253 э. В Медленные нейтроны: 0, 0253 < Е < 1 э. В Нейтроны промежуточных энергий: 1 < E < 1000 э. В Быстрые нейтроны: E > 1000 э. В (в основном > 1, 4 Мэ. В)

Применение U, Th и Pu в атомной энергетике Конверсия природного урана-238 в плутоний-239 и природного тория-232 – в делящийся уран-233. Реакции конверсии: 238 + n 1 → 239 (T = 23, 5 мин) + γ → 92 U 0 92 U ½ → 93 Np 239 (T½ = 2, 33 сут. ) + β → 94 Pu 239 + β При захвате нейтронов с Е > 1, 4 Мэ. В 92 U 238 делится! 90 Th 232 + 0 n 1 → 90 Th 233 (T½ = 23, 3 мин) + γ → → 91 Pa 233 (T½ = 27, 4 сут. ) + β → 92 U 233 + β

Ядерные константы делящихся нуклидов Свойство 233 U 235 U 239 Pu Т. н. Б. н. Сечение деления, барн 531 2. 0 580 1. 3 742 2. 1 Деление + энергия Сечение захвата, 47 0. 1 98 0. 1 267 0. 1 барн Число нейтронов на 2. 5 2. 4 2. 5 2. 9 3. 0 Захват нейтрона 1 акт деления, шт Число нейтронов на 2. 3 2. 4 2. 0 2. 3 2. 1 2. 9 1 поглощ. нейтрон, шт Т. н. – тепловые нейтроны; Б. н. – быстрые нейтроны

Торий как ядерное горючее Ядерные константы нуклидов-размножителей Таким образом, на базе 232 Th 233 ССвойство точки 232 Th 238 U зрения нейтронного ( U) возможно. Б. н. Т. н. Б. н. создание Т. н. баланса и ядерно-физических ядерного реактора Сечение деления, 0. 08 0. 31 свойств реактор на тепловых барн 233 Сечение захвата, 2. 7 нейтронах и 7. 4 U 0. 2 наиболее 0. 14 барн привлекателен Т. н. – тепловые нейтроны; Б. н. – быстрые нейтроны

Торий как ядерное горючее Достоинства J Наименьшее сечение захвата 233 U J Лучший нейтронный баланс J Большее распространение тория в природе J Th. O 2 – стабильный оксид, не окисляется J Теплопроводность Th. O 2 на 10 % выше UO 2 J Температура плавления Th. O 2 на 500 0 С выше, чем у UO 2 J В ходе кампании не образуются высокоактивные трансплутонивые элементы

Торий как ядерное горючее Недостатки L Отсутствие 233 U в природе L Время между образованием мгновенных и В ходе цепочки распада U-232 помимо запаздывающих нейтронов меньше радона и высокоактивных изотопов радия, L полония образуется Tl-208 c очень жестким В ходе деления образуется больше J На самом продуктов Необходимость образующиеся газы очень гамма-излучением (до 85 % общей энергии газообразныхделеразработки специальной конструкции реактора, предусматривающей плохо выходят из ториевой матрицы, и распада) L Промежуточныйсложностьиз Th-232 чем в продукт Pa-233 с Большая реальное газовыделение управления получение U-233 меньше, T 1/2=27 дней может поглощать нейтроны реактором при использовании урана L В реакторе накапливается U-232 Распухание ТВЭЛов и сокращение времени Переработка ОЯТ затруднена кампании Усложнен перезапуск реактора

Торий как ядерное горючее Попытки использовать торий и его соединения в качестве ядерного топлива для атомных реакторов начались со середины 50 -х годов ХХ века. К настоящему времени общепризнано, Созданные до настоящего времени что единственный способ вовлечения полупромышленные ториевые реакторы (HTGR, тория в ядерно-топливный цикл – это MSRE) работали на смешанном урановом или частичный или топливе. ураново-плутониевомполный перевод на ториевое топливо УЖЕ существующих По оценкам экспертов МАГАТЭ создание ядерных реакторов на тепловых полностью ториевого цикла потребует вложения более 1 нейтронах трлн. $

Типы ядерных реакторов на тепловых нейтронах PWR BWR Magnox CANDU RBMK Тепловая мощность (MВт) 3400 3600 1875 2650 3200 Электрическая мощность (MВт) 1150 1200 600 870 1000 Тип топлива UO 2 U UO 2 Охладитель Замедлитель H 2 O 90 H 2 O 140 CO 2 C(гр. ) 600 D 2 O 80 H 2 O C(гр. ) 205 290 270 250 265 325 285 400 290 Масса топлива (т U) Температура на входе (o. C) Температура на выходе (o. C)

Торий как ядерное горючее Существует 2 программы по использованию тория в реакторов Индия (обладает наибольшими – США Россия запасами тория) Тип реактора – ВВЭР-1000 Тип реактора – СANDU Закончены полупромышленные В настоящее время работают в 2010 году испытания, 8 реакторовпредполагалось использование на ториевом топливе ториевого топлива на АЭС

Торий как ядерное горючее Три этапа внедрения торниевого ЯТЦ (Индия): Ø Тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана и тория, будут использоваться для наработки плутония. Ø Реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить U 233 из тория. Ø Перспективные тяжеловодные реакторы AHWR будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория. На основе технологий AHWR станет возможным появление реакторов следующего поколения, достаточно безопасных для их размещения вблизи крупных городов.

Торий как ядерное горючее Реактор AHWR

Торий как ядерное горючее Использование тория в реакторах ВВЭР В ториевом реакторе ТВС состоит из 2 -х частей: Обычная топливная сборка реактора ВВЭР • внешней, напоминающей таковую для стандартного 1000 состоит из 331 трубки из сплава Zrреактора; состоит из 228 трубок из Zr-1%Nb (диаметр-9. 1 мм, толщина – таблетки диаметром 8. 4 мм, в которые загружены0. 6 мм), в из которые загружаются таблетки 20%); смеси UO 2: Th. O 2 (1: 9, уран обогащен до из UO 2. Стержни образуют равносторонний • внутренней, состоящей из 108 Zr-10% Pu (Puшестиугольник шириной 235 мм. Длина 239>90%) стержней, сформа – закрученная треугольная ТВС составляет. Zr-%Nb диаметром звезда в трубках 3840 мм 12. 75 мм

Торий как ядерное горючее Использование тория в реакторах ВВЭР ü Размеры ториевой ТВС не отличаются от стандартной реактора ВВЭР ü Конструкция центральной части, отвечающей за инициирование ядерной реакции, такая же как и у российских транспортных реакторов ü Внутренние части ТВС меняются ежегодно, внешние – раз в 3 года ü Среднее выгорание - 100 ГВт∙день/т топлива

Торий как ядерное горючее Использование тория в реакторах ВВЭР Преимущества C Совместимость с существующими реакторами C Ядерное топливо может быть изготовлено на существующих в России заводах C Возможна утилизация плутония, в том числе оружейного C Невозможна организация процесса по наработке плутония или урана для ядерного оружия

Торий как ядерное горючее ü В настоящее время использование данного типа топливных сборок в атомной энергетике России признано нецелесообразным по причине недостаточной проработанности проекта и необходимостью больших финансовых вложений ü Американская компания «Lightbridge» (бывшая «Thorium power» ) в 2009 году официально оформила патент на активную зону реактора ВВЭР-1000, описанной конструкции

Конструкционные материалы ядерных реакторов Требования к конструкционным материалам ядерных реакторов (ЯР) G G Минимальное сечение захвата Механическая надежность Высокая теплопроводность Коррозионная стойкость по отношению к топливу, теплоносителю и продуктам деления Механическая надежность обеспечивается прочностью и пластичностью материала, сопротивлением ползучести, виброустойчивостью, стабильностью размеров при циклических режимах работы

Физические свойства возможных конструкционных материалов ЯР Материал з , барн 20 С, г/см 3 Al (99. 99) 0. 215 2. 70 Теплопроводность, ккал/см·С 0. 503 Be 0. 009 Нержав. 2. 70 сталь Zr (99. 9) 0. 18 Циркалой-2 0. 19 Nb 1. 15 Ta 21. 3 Mg 0. 039 1. 85 0. 430 7. 75 0. 055 6. 52 6. 55 8. 57 16. 6 1. 74 0. 057 0. 04 0. 125 0. 13 0. 38 0 Предел Tпл, прочности, 0 С МПа 658 55 -110 1283 1480 1510 1852 1845 2469 3014 651 290 -320 250 -580 180 -210 205 -220 240 -330 310 -480 185 -230 Циркалой 2 – сплав Zr-1. 5%Sn + немного Fe, Cr, Ni

Конструкционные материалы ядерных реакторов Алюминий J Низкое сечение захвата J Высокая теплопроводность J Малая плотность Используется в транспортных реакторах L Алюминий при 200 -300 0 С образует сплавы с ураном Уран от алюминия отделяют L Низкая температура плавления защитным слоем В энергетических реакторах алюминий не используют

Конструкционные материалы ядерных реакторов Бериллий J Низкое сечение захвата J Малая плотность J Высокая теплопроводность J Высокие температуры плавления и кипения L Плохо совместим с водой и перегретым паром L Хрупкость L Токсичность Считается перспективным материалом

Конструкционные материалы ядерных реакторов Магний FСплав на основе магния является материалом оболочки ТВЭЛов в реакторах типа «Магнокс» L В реакторах, где теплоносителем является вода, магний не используют из-за низкой коррозионной стойкости L Механические свойства магния ухудшаются с ростом температуры

Конструкционные материалы ядерных реакторов Нержавеющая сталь J Дешева J Высокая температура плавления J Высокая прочность и пластичность J Хорошая обрабатываемость J Высокая коррозионная стойкость Необходимо использовать более обогащенное топливо FL Относительно высокое сечение захвата Основной конструкционный материал ЯР FL Относительно низкая теплопроводность Материал оболочек в некоторых ЯР на т. н. FL Высокое радиационное распухание Материал оболочек ЯР на б. н.

Конструкционные материалы ядерных реакторов Цирконий и его сплавы J Низкое сечение захвата J Высокая температура плавления Цирконий – металл № J Высокая прочность и пластичность 1 для J Хорошая обрабатываемость конструкции ядерного реактора J Высокая коррозионная стойкость J Сохраняет механические свойства при облучении L Относительно низкая теплопроводность L Высокая стоимость

Конструкционные материалы ядерных реакторов Механические свойства циркония ь Чистый иодидно-рафинированный цирконий обладает высокой Zr пластичностью и малой Материал Сплав Н 1 Сплав Н 2. 5 прочностью Предел 180 -270 320 -380 400 -480 ь Цирконий способен к быстрому упрочнению прочности, МПа под влиянием малых пластических Предел 50 -130 180 -250 280 -350 деформаций и малых количеств примесей текучести, МПа ь Примеси, особенно внедрения, резко ухудшают Относительное циркония 35 -50 28 -40 22 -25 пластичность удлинение, %

Конструкционные материалы ядерных реакторов Коррозионные свойства циркония ь Несмотря на высокую реакционную способность, цирконий исключительно коррозионностойкий металл, благодаря образованию на его поверхности тонкой пленки очень стойкого оксида циркония, надежно предохраняющего от окисления и разрушения ь Цирконий практически не разрушается в холодных и горячих (до 100 0 С) минераль-ных кислотах, щелочах, аммиаке и др.

Конструкционные материалы ядерных реакторов Коррозионные свойства циркония Наличие малых количеств Требования к легированию таких примесей, как азот, 1. Легирующий элемент должен иметь низкое Цирконий реагирует с углерод, алюминий и сечение захвата тепловых нейтронов и водяным перегретой водой Легирующий элемент - ниобий кремний, увеличивает 2. Легирующий элемент должен обеспечивать паром (> 300 0 C) скорость коррозии циркония коррозионную стойкость деталей активной зоны на весь срок эксплуатации 3. Легирующий элемент должен обеспечивать Для работы с качестве твэльных трубок (срок Сплав Н 1 в Сплав Н 2. 5 с механическую надежность при всех возможных эксплуатации – 3 года) и канальных трубок (срок содержанием НИОБИЯ режимах работы реактора эксплуатации – 30 лет) необходимо введение 1 мас. % 2. 5 мас. % 4. Легирующий элемент не должен образовывать легирующих элементов долгоживущих радионуклидов

Конструкционные материалы ядерных реакторов Циркониевые сплавы в атомной энергетике ь В реакторе ВВЭР-1000 общее число деталей превышает 540 тыс. шт. На 1 реактор необходимо более 14 тонн ь Активная зона ВВЭР-1000 набирается из 151 ТВС, циркония в каждой из которых по 317 ТВЭЛов ь Оболочка ТВЭЛов ВВЭР-1000 выполнена из сплава Н 1 диаметром 9. 1 мм толщиной 0. 65 мм ь Из сплава Н 1 изготовлены пробки-заглушки, а из Н 2. 5 - канальные трубы, кожухи кассет, прутки и трубки крепления ТВС