Навигация
3.6 Изготовление топлива
Обогащенный уран служит исходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов оксидов карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлы конструкционно объединяют в ТВС.
Современные предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы:
- получение порошка диоксида урана из гексафторида;
- изготовление спеченных таблеток;
- подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей;
- упаковку топливных таблеток в оболочки;
- установку концевых деталей, герметизацию (сваркой);
- подготовку и комплектование деталей для ТВС;
- изготовление ТВС;
- разборку забракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.
Товарной продукцией на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе.
Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).
4. Ядерный реактор
Ядерный реактор – это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.
Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы (рис. 2.):
|
1.Реактор
2.Теплообменник, парогенератор
3.Паротурбинная установка
4.Генератор
5.Конденсатор
6.Насос
Рис.2 – Схема ядерного реактора.
5. Ядерный топливный цикл после АЭС
Сейчас уже трудно поверить, что в самые первые годы после зарождения атомной энергетики практически все радиоактивные отходы (РАО) выбрасывались почти как обычный мусор. Однако именно в атомной промышленности проблему отходов впервые осознали и начали решать по – настоящему серьезно. Суммарный мировой объем РАО по сравнению с обычными отходами чрезвычайно мал. Пробуем оценить его хотя бы в первом приближении. Известно, что из реактора ВВЭР – 1000 (электрическая мощность – 1ГВт) ежегодно выгружается 23 т отработавшего ядерного топлива с содержанием продуктов деления 40кг/т, то есть 920 кг в год. За год в мире накапливается около 300 тонн РАО. Если прибавить отходы энергоустановок атомных подводных лодок и т.п., их общее количество будет ничтожным по сравнению с десятками и сотнями миллионов тонн традиционных отходов.
5.1 Хранение отработавшего топлива
Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки – (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций – 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон – 85 (10,8 года), технеций – 99 (213тыс. лет) и цезий – 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы – актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет).
И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими.
Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.
Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.
Похожие работы
... создания определенной базы компетентности в области ядерной науки и техники, которые повысили возможности Кубы в области национальной энергетики и науки[9]. Глава 3. Состояние ядерной энергетики в странах региона 3.1 Аргентина Среди стран Латинской Америки Аргентина обладает наиболее развитой ядерной промышленностью. Страна располагает надежной сырьевой базой для развития атомной энергетики ...
... . И все же целесообразность строительства и эксплуатации АЭС часто ставят под сомнение из-за вредного воздействия радиоактивных веществ на окружающую среду и человека. Мировой опыт и перспективы развития ядерной энергетики По данным МАГАТЭ, в настоящее время более 18% электроэнергии, вырабатываемой в мире, производится на ядерных реакторах, которые, к тому же, в отличие от электростанций, ...
... предпринимать для ограничения облучения, если общественные издержки невелики; во-вторых, следует выработать принципы оценки размеров радиационной опасности при данных уровнях облучения» Облучение от контролируемых источников Если источник облучения контролируется, например ядерный реактор при нормальных условиях работы, то регулированием режима работы оборудования можно добиться того, чтобы ...
... и участие в целом комплексе оборонных блоков и соглашений с приграничными государствами. 2. СТАНОВЛЕНИЕ СУВЕРЕННОГО КАЗАХСТАНА И ЕГО МЕСТО В ФОРМИРОВАНИИ СОВРЕМЕННОЙ СТРАТЕГИИ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ 2.1 Ядерное наследство СССР и Казахстан Рассматриваемый период, начиная от закрытия Семипалатинского полигона, охватывает 1990 – 1995 годы, когда политическая обстановка в республике находилась ...
0 комментариев