Ядерный топливный цикл

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) — это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов.

В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ЯТЦ могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется (рис. 5.9).

Рис. 5.9. Обобщенная схема ядерного топливного цикла

Добыча руды. Урана в земной коре (3-4) 10^-4 %. Он рассеян в горных породах, почве, воде морей и океанов. Урана в 1000 раз больше, чем золота, в 30 раз больше серебра и столько же, сколько цинка и свинца. Небольшая часть урана сконцентрирована в месторождениях, где его в 10²-10³ больше, чем в среднем.

Добыча урановой руды осуществляется комплексно (например, золотоурановые месторождения в ЮАР и ураново-фосфатные месторождения во Флориде), шахтным, либо карьерным способом, а также методом выщелачивания без выемки руды на поверхность.

Переработка руды. Урановые руды содержат рудные минералы с ураном, и пустую породу, которую надо устранить, получив химические концентраты урана. Производят дробление и измельчение исходной руды (кроме случаев подземного выщелачивания), выщелачивание (перевод урана из руды в раствор), селективное выделение урана из растворов. Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают различными методами (радиометрический, гравитационный и флотационный на различии смачивания минералов). При добыче руд с содержанием, например 0,1 %, для получения 1 т U₃O₈ необходимо извлечь из недр 1000 т руды, не считая пустой породы от проходок. Поэтому обычно гидрометаллургические заводы, перерабатывающие руду, сооружаются рядом с рудниками и карьерами.

Аффинаж. Полной очистки химических концентратов урана достичь не удается (U₃O₈ — в одних концентратах 60-80 %, в других 95-96 %). Такой уран не годится для топлива. При аффинаже завершается очистка соединений урана от примесей и, особенно от элементов, обладающих свойством захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий, европий, гадолиний, самарий). Методы аффинажа разнообразны, в результате получаются осадки урановых солей, из которых прокаливанием и получают чистые оксиды урана: UO₃, U₃O₈ и UO₂ — важнейшие промежуточные продукты уранового производства.

Производство UF₆ и разделение изотопов. Современная ядерная энергетика с реакторами на топливных нейтронах базируется на слабообогащенном (2-5 %) ²³⁵U урановом топливе. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в исследовательских и транспортных реакторах используется уран с еще более высоким содержанием ²³⁵U (до 93 %). Следовательно, прежде чем изготавливать топливо, природный уран, содержащий только 0,72 % ²³⁵U, необходимо обогатить — разделить изотопы ²³⁵U и ²³⁸U. Используются физические методы (газодиффузионный и центробежный). В обоих методах применяют UF₆, для чего фторируют различные соединения урана. Сначала из оксидов урана с помощью HF получают тетрофторид UF₄, а затем UF₆. При фторировании попутно гексафторид урана очищается от примесей, т. е. продолжается аффинаж. Метод диффузии основан на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. При тепловом равновесии молекулы ²³⁵UF₆ обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, проникают через нее, а ²³⁸UF₆ будут концентрироваться перед перегородкой. ²³⁵U в количестве 0,25-0,3 % находится в отвале и используется в дальнейшем, как воспроизводящий материал в реакторах-размножителях для производства плутония.

Изготовление топлива. Обогащенный уран служит исходным сырьем для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов, оксидов, карбидов, нитритов и других топливных композиций, которым придается определенная конструктивная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является твэл, состоящий из сердечника (топлива) и оболочки. В каждом из реакторов ВВЭР и РБМК содержится около 50000 ТВЭЛов, заполненных таблетками из диоксида урана. Все ТВЭЛы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). На предприятиях, производящих ЯТ получают порошок диоксида урана из UF₆, изготовляют спеченные таблетки, трубчатые оболочки твэлов, упаковывают таблетки в оболочки, изготавливают ТВС для непосредственного использования в реакторе. Топливо поступает в реактор и обеспечивает получение электроэнергии.

Отработавшие ТВС выгружаются из реактора, и затем, либо надежно и безопасно хранят, либо перерабатывают.

Хранение, транспортировка и радиохимическая переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ). В процессе радиохимической переработки из ОЯТ в первую очередь извлекаются делящиеся нуклиды для повторного использования в качестве ЯТ. Кроме того, извлекаются другие ценные элементы. Активность ОЯТ настолько высока, что его невозможно перерабатывать сразу после выгрузки из реактора, поэтому ОЯТ хранится (выдерживается) в охлаждающих бассейнах на АЭС перед транспортировкой в течение трех лет.

Транспортирование ОЯТ от АЭС на радиохимический завод — важная стадия топливного цикла. Высокая активность перевозимого, значительное остаточное тепловыделение до десятков КВт на тонну, наличие делящихся веществ — требует принятия особых мер. ОЯТ помещают в специальные контейнеры массой от 30 до 100 т, на долю ОЯТ приходится лишь 2-5 % общей массы. Применяются специальные ж/д вагоны, автотрейлеры и плавучие суда.

Поступившие на радиохимический завод ОЯТ перегружают под водой из контейнеров в бассейны-хранилища с толщей воды, обеспечивающей радиационную защиту. Все операции выполняют с дистанционным управлением. Контейнеры размещают в специальных стеллажах, чтобы исключить критическую массу. Из бассейнов ТВС поступают в отделение резки, где режутся на куски. Разрезанные сборки попадают в растворители с азотной кислотой, где осуществляется выщелачивание (извлечение) урана, плутония, других ценных элементов, затем производится их переработка, после чего уран и плутоний переводятся в раствор, не содержащий продуктов деления.

Хранение и переработка радиоактивных отходов. В зависимости от удельной активности твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы делят на три категории. Например, жидкие отходы классифицируются так: низкоактивные — менее 3,7 × 10⁵ Бк/л, среднеактивные от 3,7 × 10⁵ до 3,7 × 10¹⁰ Бк/л и высокоактивные — больше 3,7 × 10¹⁰ Бк/л. Признана оптимальной следующая схема переработки ОЯТ:

Хранение в жидкой форме для снижения остаточного тепловыделения;

Отверждение выдержанных жидких отходов и временное хранение в контролируемых условиях;

Окончательное захоронение отвержденных отходов в стабильных геологических формациях;

Поиск по сайту: