Студопедия

КАТЕГОРИИ:


Архитектура-(3434)Астрономия-(809)Биология-(7483)Биотехнологии-(1457)Военное дело-(14632)Высокие технологии-(1363)География-(913)Геология-(1438)Государство-(451)Демография-(1065)Дом-(47672)Журналистика и СМИ-(912)Изобретательство-(14524)Иностранные языки-(4268)Информатика-(17799)Искусство-(1338)История-(13644)Компьютеры-(11121)Косметика-(55)Кулинария-(373)Культура-(8427)Лингвистика-(374)Литература-(1642)Маркетинг-(23702)Математика-(16968)Машиностроение-(1700)Медицина-(12668)Менеджмент-(24684)Механика-(15423)Науковедение-(506)Образование-(11852)Охрана труда-(3308)Педагогика-(5571)Полиграфия-(1312)Политика-(7869)Право-(5454)Приборостроение-(1369)Программирование-(2801)Производство-(97182)Промышленность-(8706)Психология-(18388)Религия-(3217)Связь-(10668)Сельское хозяйство-(299)Социология-(6455)Спорт-(42831)Строительство-(4793)Торговля-(5050)Транспорт-(2929)Туризм-(1568)Физика-(3942)Философия-(17015)Финансы-(26596)Химия-(22929)Экология-(12095)Экономика-(9961)Электроника-(8441)Электротехника-(4623)Энергетика-(12629)Юриспруденция-(1492)Ядерная техника-(1748)

Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива

Читайте также:
  1. A) общественное производство
  2. Data Mining (добыча знаний)
  3. Административное производство
  4. Альтернативные топлива
  5. Анализ затрат на производство
  6. Анализ затрат на производство и реализацию продукции
  7. Анализ затрат на производство продукции
  8. Анализ общей суммы затрат на производство
  9. Анализ общей суммы затрат на производство продукции
  10. Анализ общей суммы затрат на производство продукции
  11. Анализ структуры затрат на производство
  12. Арбитражное судопроизводство как способ защиты прав предпринимателей



Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата, включающее основные стадии:

собственно до­быча урансодержащей руды;

ее механичес­кое обогащение посредством удаления пус­той породы;

измельчение полученной руд­ной массы;

выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия;

получение уранового концентрата путем извлечения из урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением);

сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка (112).

Содержание урана в урансодержащих рудах, добываемых в СНГ, составляет 0,05— 0,1 %. Цель данного этапа ЯТЦ состоит в повышении концентрации урана.

Добыча урановой руды производится на рудниках и в открытых карьерах обычными способами и методом подземного выщелачивания, при которых для растворения урана в подземное месторождение вводятся особые растворы.

Все предприятия по добыче урана оказывают не­гативное воздействие на окружающую среду. Основными источниками радиоактивного загрязнения в местах добычи являются карь­еры, шахты, «хвостохранилища» (специально отведенная территория для складирования «хвостов» — отвалов породы после технологического процесса извлечения из урановой руды полезного компонента), открытые склады руды, отвалы. Загрязнение вызыва­ется выбросами радиоактивных газов, пыли и аэрозолей в атмосферу, сбросом шахтных вод, утечек и аварийных сбросов из «хвостохранилищ» и гидротранспортных систем, а также вследствие применения рудных пород в качестве местных стройматериалов (112). В США на совокупный объем "хвостов" приходится более 95% общего объема всех радиоактивных отходов на всех стадиях производства ядерного оружия и электроэнергии. Несмотря на то, что опасность от одного грамма "хвостов" мала по сравнению с большинством других радиоактивных отходов, большие объемы этих отходов и отсутствие соответствующих законодательных мер вплоть до 1980 года, привели к значительному повышению уровня загрязнения окружающей среды (146).

 

Рисунок 26. Урановый карьер (145).

Из руды методом дробления (очищения) извлекается окись урана (U3O8), имеющая форму "желтого кекса" - это желтый или коричневый порошок, где содержится около 90% окиси урана.

Сырье для получения ядерного топлива различается в зависимости от типа ядерного реактора, для которого предназначено топливо. В большинстве реакторов применяется обогащённый уран, а исходным соединением для его обогащения является гексафторид урана. В природном уране содержится 0,8 % изотопа 235U. Для уменьшения размеров реактора содержание 235U в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 %.



Изготовление химических концентратов природного урана в форме октооксида ура­на (III) U3O8 или диураната натрия Na2U2O7 осуществляется в процессе гидрометаллургического производства. Выбор технологии обусловлен химическим составом руды и спецификой предприятия. При карбонатном выщелачивании измельченная урановая руда обрабатывается карбонатом натрия Na2CO3 с получением уранового раствора, из которо­го с помощью соответствующих химических реакций осуществляется селективное осаж­дение урана в виде диураната натрия. После доочистки продукта его сушат, и полученный порошок желтого цвета упаковывается в герметичные емкости (112).

Другой вид уранового концентрата — октооксид урана (III) U3O8 после сушки представ­ляет собой порошок черного цвета и также упаковывается в герметичные емкости.

Полученный на первой стадии ядерного топливного цикла концентрат урана поступает на химический передел, где партии концентрата усредняются и очищаются от примесей. До осущес­твления процесса изотопного обогащения необходимо проведение операции доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффи­наж). Особое внимание уде­ляется очистке урана от бора, кадмия, гаф­ния, являющихся нейтронпоглощающими элементами, а также от редкоземельных эле­ментов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстрак­ционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте (143).

Конечной продукцией химического передела является тетрафторид урана, который направляется на конверсию. В настоящее время гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения с помощью разработанных технологий. Она включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с по­следующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафторида урана(UF6) и его конденсация в системе хо­лодных ловушек. Гексафторид урана подвергается обогащению по изотопу урана-235.

Предприятия по обогащению урана входят в Топливную компанию «ТВЭЛ», которая объединяет все предприятия и организации, так или иначе связанные с производством ядерного топлива (45).

Непосредственно обогащением урана занимаются четыре предприятия:

Ангарский электролизный химический комбинат (г. Ангарск, Иркутская область)

Производственное объединение «Электрохимический завод»

(г. Зеленогорск, Красноярский край)

Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск, Свердловская область)

Сибирский химический комбинат (г. Северск, Томская область).

Их производственные мощности позволяют России в лице Росатома занимать 40% мирового рынка услуг по обогащению урана и планировать увеличение этой доли.

Россия обладает самой передовой технологией по обогащению урана — газоцентрифужной. Внутри вращающейся центрифуги более тяжелые молекулы, содержащие атомы U-238, преимущественно движутся по направлению к внешней стороне цилиндра, а более легкие молекулы, содержащие U-235, остаются ближе к центральной оси. Затем газ в этом цилиндре начинает циркулировать снизу вверх, продвигая обедненный уран, который находится ближе к внешней стенке, по направлению к верхней части, а газ, обогащенный U-235 - от центра по направлению к нижней части. Затем два потока, один обогащенный, а другой обедненный, можно извлечь из центрифуги и разделить на газодиффузионных «каскадах» (144).

Из обогащенного гексафторида урана изготавливается порошок диоксида урана. Обогащенный по U- 235 UF6 поступает на завод в 2,5 тонных стальных контейнерах. Из него гидролизом получают UO2F2, который затем обрабатывают гидроксидом аммония. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая диоксид урана UO2, который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток. Номенклатура таблеток (в зависимости от размеров и обогащений) составляет более 40 разновидностей. Они комплектуются в партии с проверкой на соответствие техническим требованиям.

Таблетки вкладывают в трубки из циркониевого сплава (циркалоя) и получают топливные стержни - тепловыделяющие элементы (твэлы) (рис.27), которые объединяют примерно по 200 штук в законченные топливные сборки, готовые для использования на АЭС.

Рисуное 27. Общий вид отдельных видов ТВЕЛов (147).

Аналогичные технологии используются для производства уран-эрбиевых таблеток для топливных кассет реакторов РБМК, а также для изготовления уран-гадолиниевых таблеток для тепловыделяющих сборок с выгорающим поглотителем реакторов. Уран-гадолиниевое топливо позволило повысить безопасность эксплуатации атомных реакторов и увеличить их топливный цикл (до 4 лет у ВВЭР-1000 и до 5 лет у ВВЭР-440).

 

Рисунок 28. Тепловыделяющая сборка (148).

Топливо для реактора типа ВВЭР представляет собой пучок твэлов с оболочками из циркониевого сплава и заключенными в них таблетками диоксида урана. Тепловыделяющая сборка (ТВС) для реакторов ВВЭР имеет шестигранное сечение (рис.28). Кроме твэлов, ее элементами являются головка, хвостовик, дистанционирующие решетки и в некоторых случаях - чехол.

Головка предназначена для сцепления при загрузке-выгрузке, а хвостовик обеспечивает установку ТВС в реакторе и организует тракт для подачи теплоносителя, охлаждающего твэлы. ТВС ВВЭР-440 состоит из 126 твэлов. Тепловыделяющая сборка для реактора ВВЭР-1000 насчитывает 311-312 твэлов. Имеются различные модификации топлива для реакторов этого типа, рассчитанные на трех-, четырех- и пятигодичные топливные циклы.

Одним из путей повышения эксплуатационных характеристик реактора ВВЭР является переход на керметное топливо, т.е. создание оболочкового твэла на основе керметного топлива с матричной структурой.

Керметное топливо – гранулы из диоксида урана (объемная доля UO2 до 70%), расположенные в металлической матрице, изготавливаемой обычно из сплава на основе циркония. Такое топливо характеризуется отсутствием прямых контактов между топливными частицами благодаря их равномерному распределению в металлической матрице. Это достигается использованием сферических топливных частиц, предварительно покрытых материалом матрицы, которые впрессовывают в сердечники (143).

Помимо рассмотренной выше схемы производства уранового топлива – от рудника через незначительное обогащение к твэлам – в последнее десятилетие реакторное топливо изготавливают из высокообогащённого оружейного плутония путём его разбавления.

Россия получила в наследство от СССР 25 - 30 тыс. тактических и стратегических ядерных боеголовок. В соответствии с международными соглашениями по сокращению стратегического и тактического ядерного вооружения, страна должна демонтировать 16–18 тыс. ядерных боеголовок. После демонтажа боеголовок высвобождаются сотни тонн высокообогащенного урана (ВОУ) и десятки тонн плутония. На начало ХХI века запасы ВОУ в России оценивались в 900 т.

Демонтаж ядерного оружия ведётся на тех же заводах, на которых его создавали. В результате демонтажа из боеголовки извлекается таблетка ядерного материала, так называемый «пит» (металлический уран в оболочке из тугоплавкого металла). В Томске-7 металлический уран преобразуют в стружку, которую отправляют на Уральский электрохимический комбинат. Там металлический высокообогащённый уран переводят в UF6. На узле смешивания по первой трубе идет 235 UF6. Разбавление ведут не природным ураном-238, а слабо обогащённым ураном (по второй трубе идет UF6 с обогащением по урану-235 1,5%). В результате на выходе третьей трубы имеется UF6 обогащенный до 4 - 5% - типичное обогащение для топлива реакторов атомных электростанций. Затем по обычной схеме гексафторид превращают в диоксид урана (144).

Для разбавления одного килограмма высокообогащённого урана, нужно около 300 кг природного урана. Из одного килограмма высокообогащённого урана получается примерно 30 кг низкообогащённого урана. За 6 лет разбавлено 125 тонн российского высокообогащенного урана, что эквивалентно примерно 5000 боеголовкам. С 1999 года начали перерабатывать 30 тонн в год. В течение 20 лет предполагается переработать 500 тонн урана, извлеченного из российского оружия.

В настоящее время в связи с исчерпанием запасов урана-235 (как рудных, так и складских) все большее внимание привлекает плутоний-239, как основа будущего реакторного топлива, поскольку один грамм плутония эквивалентен 100 граммам извлеченного из ОЯТ урана, 1500-3000 кубометров природного газа, 2-4 тоннам угля или одной тонне нефти. В то же время плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов. Поэтому его накопление не только расточительно, но и опасно. Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония.

На приготовление ядерного топлива обычно идут двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами. Однако, чаще он используется в виде смеси с природным ураном или с ураном, слегка обогащённым 235U (так называемое смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо).

Смешанные окислы (МОКС) - реакторное топливо, состоящее из смеси окислов урана и плутония. МОКС используются для регенерации переработанного отработанного топлива (после отделения отходов) в медленных ядерных реакторах (термальная регенерация) и в качестве топлива для быстрых реакторов-размножителей (144).

Пригодный для использования в энергетических реакторах плутоний может быть получен за счёт переработки отработанного ядерного топлива или из ядерного оружия.

Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало 21-го века во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых две трети находится в отработанном ядерном топливе АЭС. Уже сейчас более 120 тысяч тонн ОЯТ находится в хранилищах, а к 2020 году его будет 450 тысяч тонн.

Наиболее приемлемой химической формой плутония при использовании его в качестве топлива для энергетических реакторов является двуокись плутония PuO2 в смеси с двуокисью природного урана UO2.

Смешанное оксидное топливо обычно используется в двух типах реакторов - в реакторах на быстрых нейтронах (БН) и в легководных реакторах (ЛВР). Обычно МОКС с содержанием плутония от 5 до 8 % используется в реакторах с водой под давлением и в реакторах с кипящей водой.

Таблетки МОКС можно изготавливать путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония с образование «основной смеси» UO2-PuO2. Содержание плутония в смеси затем корректируется для использования в реакторе путем добавления UO2. Эта технология обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Затем порошок прессуют и спекают с образованием гранул, которые впрессовываются в топливные стержни (143, 144).

Возможна переработка оружейного плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатах - производителях плутония – растворение металлического плутония в кислотах (смесь HNO3+HF или смесь HNO3+HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO2 через оксалатное осаждение, или смешанный оксид (U, Pu)О2 путем совместного соосаждения ураната и плутоната аммония в присутствии поверхностно-активных веществ, или плазменной денитрацией. По этой технологии образуются малопылящие гранулы. При прессовании таблеток применяется сухая связка – стеарат цинка, что позволяет существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Водные способы отличает многостадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных отходов.

Более прогрессивными методами переработки оружейного металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива быстрых реакторов являются "неводные" – пирохимические и пироэлектрохимические технологии.

Пирохимический метод– гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO2 в одном реакторе; пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов (NaCl+KCl) с последующей осадительной кристаллизацией PuO2 в одном электролизере.

Суть технологии заключается в сокращении числа операции и уровня воздействия на окружающую среду. Это достигается введением металлического плутония в среду расплавленной соли, где осуществляется его растворение и получение готовой композиции для снаряжения твэлов. Минимизация воздействия на окружающую среду происходит в двух направлениях: в расплавленной соли происходит взаимодействие ее составляющих с образованием комплексов. Это снижает уровень образованию аэрозолей в 1000 раз; кристаллические оксиды, используемые при производстве МОКС-топлива регенерируют аэрозоли в 15000 раз меньше, чем порошки полученные по мокрой схеме. Это означает, что барьеры защиты дешевле и надежнее (156).

При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных отходов по сравнению с водными технологиями. К тому же, пирохимические технологии более прозрачны с точки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа избыточных ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений.

Проблемы безопасности и охраны труда при работе с МОКСом более значимы, нежели в случае с урановым топливом. Изотопы плутония существенно отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОКС (156):

- повышенная критичность - риск, связанный с критичностью при обращении и производстве плутония намного выше, чем в случае с ураном.

- уменьшение поглотительной способности управляющих стержней (эти стержни поглощают избыток нейтронов, предотвращая переход в режим неконтролируемой цепной реакции) легководных реакторов. Это происходит из-за того, что МОКС сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий (медленные нейтроны), поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавляемого в охлаждающую жидкость реактора с водой под давлением (а также, в аварийных ситуациях, реактора на кипящей воде. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОКС в непосредственной близости от управляющих стержней (в основном, именно из-за этого нельзя заменить на МОКС более чем одну треть загруженного в реактор уранового топлива). При использовании МОКС тепловой реактор менее стабилен, остановить его сложнее. Период разгона реактора уменьшается в два раза, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором типа ВВЭР.

- усиление отрицательности некоторых коэффициентов реактивности при низкой степени обогащения плутония: коэффициент реактивности описывает изменение скоростей реакции деления (и, следовательно, мощности) в результате различных изменений ситуации в активной зоне, таких как, появление пустот в охладителе, изменение температуры замедлителя (воды), температуры топлива и т.п.

- усиление пика мощности. Из-за интенсивного поглощения медленных нейтронов плутонием возникает тенденция к неравномерному распределению мощности в активной зоне, с максимумом на границе между UO2 и МОКС, и особенно на границе между водой и МОКС-топливом. Для смягчения этого эффекта используют специальные конфигурации активной зоны со специально подобранными постепенно меняющимися уровнями обогащения в пределах топливной сборки. Это резко усложняет изготовление топливных стержней и их объединение в сборку; если же при этом будет допущена ошибка, возникает опасность аварии.

- сокращение доли запаздывающих нейтронов. Часть нейтронов испускается сразу при распаде ядра (они существуют затем в среднем еще одну микросекунду), а некоторые испускаются из ядер, возникших в результате деления ядра, с задержкой от десятых долей секунды до десятков секунд. Хотя доля запаздывающих нейтронов мала (0,7% и менее), контроль за ходом цепной реакции с помощью перемещения управляющих стержней, которые не могут перемещаться очень быстро, возможен только за счет этих запаздывающих нейтронов. Для 239Pu доля запаздывающих нейтронов примерно в три раза меньше, чем для 235U, что усложняет задачу контроля (особенно при высоких концентрациях 239Pu).

- ускорение износа материалов реактора. Поскольку, как указывалось выше, использование МОКС приводит к повышению средней энергии нейтронов, что в свою очередь «ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы деталей реактора, что может при определенных условиях создавать опасность аварии».

При использовании МОКСа количество плутония в активной зоне увеличивается, радиологические последствия более опасны. Достаточно упомянуть, что радиационная опасность, исходящая из свежего МОКС-топлива намного выше опасности свежего уранового топлива. Аналогично, отработанное МОКС-топливо гораздо опаснее отработанного уранового топлива (из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов)

Более высокие уровни выделения тепла и нейтронной радиации приводят к тому, что количество сложностей при транспортировке, хранении, и использовании МОКС-топлива возрастает.

Технологии, связанные с окончательным захоронением этого материала, не разработаны, существует лишь вариант иммобилизации плутония (смешивание с высокоактивными отходами и жидким стеклом/керамикой). Окончательное захоронение плутония вызывает затруднения, связанные с более высоким тепловыделением, нейтронной радиацией и критичностью. Из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов, захоронение МОКС намного сложнее, опаснее и дороже, чем захоронение традиционного ОЯТ (156).

 





Дата добавления: 2014-12-26; Просмотров: 1108; Нарушение авторских прав?;


Нам важно ваше мнение! Был ли полезен опубликованный материал? Да | Нет



ПОИСК ПО САЙТУ:


Читайте также:



studopedia.su - Студопедия (2013 - 2017) год. Не является автором материалов, а предоставляет студентам возможность бесплатного обучения и использования! Последнее добавление ip: 54.166.199.178
Генерация страницы за: 0.02 сек.