Основные способы получения ядерного топлива

Размещено на http://allbest.ru

Содержание

Введение

1. Основные этапы изготовления ядерного топлива

1.1 Замкнутый ЯТЦ

1.2 Разомкнутый ЯТЦ

2. Основные методы разделения изотопов

2.1 Электромагнитный метод

2.2.Жидкостная термодиффузия

2.3 Газовая диффузия

2.4 Фотохимический метод

2.5 Газовое центрифугирование

2.6 Аэродинамическая сепарация

2.7 Испарение с использованием лазера

2.8 Химическое разделение

2.9 Дистилляция

3. Газодиффузионный метод обогащения урана

4. Переработка отработанного ядерного топлива

4.1 Стадии переработки

Заключение

Список использованных источников

ядерный топливо уран изотоп



Введение

Среди вопросов, представляющих научный интерес, немногие приковывают к себе столь постоянное внимание общественности и вызывают так много споров, как вопрос о действии радиации на человека и окружающую среду. В промышленно развитых странах не проходит и недели без какой-нибудь демонстрации общественности по этому поводу. Такая же ситуация довольно скоро может возникнуть и в развивающихся странах, которые создают свою атомную энергетику.

АЭС - только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо - энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов - ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, добыча урановой руды, ее переработка, транспортировка и т.д. Вместе все эти предприятия называются ядерным топливным циклом. Одной из основных и самых важных этапов этого цикла является стадия обогащения урана.

Обогащение урана - физический процесс увеличения соотношения содержания изотопа урана-235 к урану-238. Изотоп урана-238, несмотря на радиоактивность, является стабильным изотопом, не способным к самостоятельной цепной ядерной реакции на тепловых нейтронах, в отличие от редкого урана - 235, интенсивно использующегося в атомной энергетике и ядерном оружии. В настоящий момент уран-235 является основным ядерным топливом, без него невозможно получение плутония, использующегося для создания ядерного и термоядерного оружия.



1. Основные этапы изготовления ядерного топлива

Под ядерным топливным циклом понимают совокупность сложных, дорогих, высокотехнологических процессов, связанных с получением энергии в ядерных реакторов и обращением с отработавшим ядерным топливом. Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение и т.п. вместе взятые составляют так называемый топливный цикл.

В зависимости от базового делящегося нуклида (или нуклидов), энергетика использует разные топливные циклы. Различают урановый, торий-урановый, уран-плутониевый и торий-плутониевый циклы. В настоящее время наибольшее распространение получил урановый цикл, который точнее называть уран-плутоний-нептуниевым ядерно-энергетическим топливным циклом, поскольку именно эти элементы (равно как некоторые другие важные трансплутониевые нуклиды и продукты деления) нарабатываются в реакторах на урановом топливе А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Ядерный топливный цикл: путь урана - М, 2012.. Изготовление ядерного топлива происходит в несколько этапов.

Первый этап - это получение ядерного горючего. Он включает добычу урановой руды, ее обогащение, т.е. отделение урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтрон поглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов. Затем извлекается уран и производится его глубокая очистка для превращения его в ядерно-чистый материал, который в итоге преобразуется в гексафторид урана. Деление тяжелых ядер урана происходит в твэлах и сопровождается выделением тепловой энергии, которая передаётся теплоносителю.

Второй этап ядерного топливного цикла - получение тепловой энергии в ядерных энергетических установках при сжигании ядерного горючего.

Следующим и особенно важным этапом топливного цикла является радиохимическая переработка отработавшего горючего. Тут может быть два варианта: захоронение отработанного топлива и радиоактивных отходов (такой цикл называется разомкнутым) и достаточно полную, переработка отработанного топлива и других отходов предприятий ядерной индустрии с целью выделения ценных элементов (такой вид называется замкнутым).

Любой ядерный топливный цикл - дорогостоящее и опасное производство. Выбор оптимального варианта ЯТЦ - серьезная проблема для страны и мира в целом. Поэтому сравнительному анализу перспектив открытого и закрытого вариантов ЯТЦ уделяют большое внимание. Варианты сравнивали по экономическим и экологическим критериям, а также по критерию нераспространения ядерного оружия. Условно ЯТЦ можно разделить на два этапа: дореакторная часть и послереакторная часть. И если по первому этапу особых разногласий нет, то вот по второму - имеется большой разброс мнений.

1.1 Замкнутый ЯТЦ

Этапы замкнутого ЯТЦ включают выдержку отработанного ядерного топлива на территории АЭС в течение 3-10 лет; временное контролируемое хранение отработанного ядерного топлива в автономных хранилищах при радиохимическом заводе (сроком до 40 лет); переработку отработанного ядерного топлива с выделением из него отдельных делящихся нуклидов и продуктов деления, представляющих коммерческий интерес; отверждение и захоронение отходов (см. рис.1).

Переработка отработанного ядерного топлива даёт определённые экономические выгоды, восстанавливая неиспользованный уран и вовлекая в энергетику наработанный плутоний. При этом уменьшается объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность. В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки и в реакторы-размножители (коверторы и бридеры).

Рис.1 Замкнутый ядерно-топливный цикл

К плюсам замкнутого ЯТЦ относят возврат в энергетику делящихся материалов - урана и плутония, что обеспечит энергетику топливом на тысячелетие при любом росте потребностей. Кроме того, объёмы радиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, будут гораздо меньше после переработки отработавшего ядерного топлива, чем объёмы отработавших тепловыделяющих сборок без их переработки А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Быстрая энергетика - М., 2010, с.11..

1.2 Разомкнутый ЯТЦ

Незамкнутый ядерный топливный цикл - ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается, а рассматривается как радиоактивные отходы и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования - поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%) (см. рис. 2).

Рис. 2 Разомкнутый ядерно-топливный цикл

Но схема открытого варианта ЯТЦ значительно короче и проще. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами - радиохимический завод, т. е. наиболее радиационно опасное производство. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке. Отсутствуют проблемы, связанные со строительством и эксплуатацией радиохимического завода. Сроки контролируемого хранения отработавшего ядерного топлива оказываются такими же, как и суммарные сроки контролируемого хранения отверждённых высокоактивных отходов при замкнутом ЯТЦ. И, наконец, «вечное» захоронение отработанного топлива не означает полное и вечное исключение из оборота ядерных материалов.

К недостаткам открытого цикла относят большую стоимость долговременных хранилищ для захоронения отработанных материалов, трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения ТВЭЛов при хранении), необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (возможность хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами также представляется реальной) П. Грэй, Дж. Холдрен, П. Джоско. Будущее атомной энергетики. - Массачусетский технологический институт, с. 35-36..

Сейчас из 34 стран лишь 5 государств (Индия, Япония, Англия, Россия, Франция) перерабатывают отработавшее ядерное топливо на своих предприятиях. Большинство стран, (Канада, Финляндия, Италия, Швеция, США и КНР и др.) предпочитают либо хранить отработанный материал, пока не будет найден эффективный метод переработки, либо передают его на переработку другим странам. Например, во Франции последовательно реализуется концепция замкнутого ЯТЦ реакторов PWR. Ядерная энергетика Франции ежегодно нарабатывает 1100 тонн отработавшего топлива. Большая его часть перерабатывается. Регенерированный уран и плутоний используется в реакторах PWR, их объемы постепенно увеличиваются. Поскольку в результате радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива образуется большой объем радиоактивных отходов, то большинство стран ориентируются на долговременное хранение, что дает возможность подготовиться к окончательному захоронению, но не исключает возможности его переработки в дальнейшем Юрген Кройш, Вольфганг Нойманн. Ядерный топливный цикл - журнал «Ядерная энергия: миф и реальность» вып. №3, 2006, с.22..



2. Основные методы разделения изотопов

Производство изотопов - достаточно хорошо развитая отрасль мировой экономики. Современное атомное и термоядерное оружие функционирует на основе оружейных нуклидов высокой чистоты: урана-235, плутония-239, некоторых изотопов трансплутониевых элементов, способных к самопроизвольному делению, а также стабильных изотопов таких элементов, как водород (дейтерий, тяжелая вода), бериллий, бор, литий. Установки по управляемому термоядерному синтезу требуют наработки изотопов дейтерия, трития, лития-6 и др. Источники излучения тепла, электроэнергии и света работают на базе радионуклидов.

В последнее время основным потребителем изотопов (как стабильных, так и радиоактивных) становится медицина. Всплеск интереса медиков к изотопам объясняется высокой эффективностью их применения в диагностике. Именно для этих целей используется сегодня около 98% изотопов, поступающих в медицинский сектор. Уникальность изотопной диагностики заключается в ее точности, надежности, возможности частого применения, а главное, способности диагностировать заболевание уже на ранней стадии. Ряд изотопов (палладий-103, иридий-192) в составе радиофармпрепаратов применяют для лечения раковых заболеваний, а некоторые изотопы используют как анальгетики и стерилизаторы А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Ядерная энергия на службе человека - М, 2009, с.12..

Разделение изотопов всегда сопряжено со значительными трудностями, т.к. изотопы, представляющие собой незначительно отличающиеся по массе вариации одного элемента, химически ведут себя практически одинаково. Поэтому для их разделения используют различия физических или химических свойств веществ, обусловленные различием в их изотопном составе. Существует несколько способов разделения изотопов.



2.1 Электромагнитный метод

Электромагнитный метод основан на том, что два иона, имеющие одну и ту же энергию, но различные массы, при прохождении через однородное магнитное поле, перпендикулярное их траектории, фокусируются в разных точках плоскости. Помещая источник ионов в центр однородного магнитного поля так, чтобы использовать несколько ионных лучей в разных направлениях, можно добиться эффективного использования большого магнита. Коллекторы располагаются таким образом, что они пересекают каждый луч и собирают по отдельности два главных изотопа урана-235 и урана-238 с довольно большой степенью чистоты. Коэффициент разделения приближается к 100%, но производительность одной установки невелика. Общая производительность может быть увеличена за счет увеличения концентрации урана-235 в исходном продукте.

Это была первая техника, способная к производству оружейного урана. Она использовалась в электромагнитном сепараторе Y-12 в Ок-Ридже во время второй мировой войны. Два остальных метода, доступных в то время - газовая диффузия, жидкостная термодиффузия - применялись для начального обогащения урана и увеличения выхода электромагнитного сепаратора по отношению к сырью из природного урана. В связи с высокими накладными расходами Y-12 был закрыт в 1946 году. Позже только Ирак пытался промышленно использовать этот метод в своей атомной программе А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Мой выбор - атомная наука и техника. - М., 2009, с. 60..

2.2 Жидкостная термодиффузия

В основе этого метода лежит явление изменения диффузионного равновесия газа при наличии перепада температур. Термодиффузионное разделение изотопов урана происходит в жидком гаксафториде урана, находящемся под большим давлением между двумя поверхностями - горячей и холодной. Благодаря разности масс изотопов урана и сложным межмолекулярным силам, происходит разделение изотопов.

Жидкостная термодиффузия оказалась первой технологией, на которой были получены существенные количества низкообогащенного урана. Она применялась в США во время Манхэттенского проекта для увеличения КПД сепаратора Y-12. Это самый простой из всех методов разделения, но предельная степень обогащения по урану-235 всего около 1%. Серьезным недостатком этого метода является большое потребление энергии А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Мой выбор - атомная наука и техника. - М., 2009, с. 62.

2.3 Газовая диффузия

Газовая диффузия основана на различии скоростей диффузии легких и тяжелых молекул при прохождении через пористые перегородки. Если диаметры пор малы по сравнению со средней длиной пробега молекул в газе, то скорость диффузии пропорциональна квадратному корню из молекулярного веса, и за перегородкой будет идти обогащение более легким изотопом. Так же, как и термическая диффузия, она представляет собой необратимый процесс, но отличается от последней тем, что газовая диффузия является процессом, проводимым отдельными ступенями.

2.4Фотохимический метод

Он основан на том, что молекулы разного изотопного состава возбуждаются излучением волн различной длины. Используя монохроматическое излучение лазера, удается селективно возбуждать молекулы, содержащие определенный изотоп данного элемента. Возбужденные молекулы отделяют затем посредством химических реакций, воздействием электрического поля или другим способом. Метод можно применять для любых элементов. Пока его используют только в лабораторных масштабах, так как основные затруднения связаны с необходимостью сохранения селективности на всех следующих после поглощения кванта света стадиях.

2.5 Газовое центрифугирование

Является доминирующим способом разделения изотопов для новых производств. Каждая центрифуга обеспечивает гораздо больший коэффициент разделения, чем одна газовая ступень, в результате требуется намного меньше ступеней, всего около тысячи. Правда, и стоимость каждой центрифуги гораздо выше. Газовое центрифугирование требует около одной десятой части энергии, требующейся газовой диффузии и обеспечивает более легкое наращивание масштаба производства. Из развивающихся ядерных стран этой достаточно сложной технологией владеют Пакистан и Индия А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Мой выбор - атомная наука и техника. - М., 2009, с. 61..

2.6 Аэродинамическая сепарация

Этот способ можно рассматривать как вариант центрифугирования, но вместо закручивания газа в центрифуге, он завихряется при выходе из специальной форсунки, куда подается под большим давлением.

Аэродинамическое разделение разработано в ЮАР (процесс UCOR, использующий вихревые трубки с давлением 6 бар) и Германии (используются искривленные сопла, работающие с давлением 0.25-0.5 бар).



2.7 Испарение с использованием лазера

Технология, так и не воплощенная в производство, разрабатывалась в США в течении 1970-80-х гг. и отмерла вследствие общего переизбытка разделяющих мощностей и сокращении арсенала вооружений. ее принцип работы основывался на том, что различные изотопы поглощают свет с немного различной длиной волны. При помощи точно настроенного лазера можно избирательно ионизировать атомы какого-то определенного изотопа. Получившиеся ионы можно легко отделить, допустим, магнитным полем. Такая технология могла бы иметь чрезвычайную эффективность. (см. рис.3)

Рис.3 AVLIS (испарение с использованием лазера)

2.8 Химическое разделение

Химическое разделение урана разрабатывалось в Японии и Франции, но, как и AVLIS, никогда не использовалось. Французский метод Chemex использует противоток в высокой колонне двух несмешиваемых жидкостей, каждая содержащая растворенный уран. Японский метод Asahi использует реакцию обмена между водным раствором и мелкоизмельченной смолой, через которую медленно просачивается раствор. Оба способа нуждаются в катализаторах для ускорение процесса концентрации. Процесс Chemex нуждается в электричестве на уровне 600 кВт-ч/МПП-кг. Ирак разрабатывал эту технологию (в виде смешанного производства Chemex/Asahi) для обогащения U-235 до 6-8% и последующем дообогащением в калютроне.

2.9 Дистилляция

Дистилляция (перегонка) использует различие в скорости испарения различных по массе изотопов. Чем меньше масса атома - тем быстрее будет испаряться этот изотоп. Лучше всего это работает опять же, на легких элементах. Дистилляция успешно применяется для производства тяжелой воды.



3. Газодиффузионный метод обогащения урана

Первая практически применяемая в промышленных масштабах технология разделения урана-238 и урана-235 была основана на газопроницаемости пористых оболочек. В основу метода было положено различие скоростей теплового движения молекул изотопных веществ. Единственное соединение урана, обладающее свойствами, необходимыми для осуществления газовой диффузии, является гексафторид урана.

Несмотря на требование наличия для сильного обогащения тысяч ступеней, по затратам это более выгодный метод, чем электромагнитное разделение. Газодиффузионные предприятия по обогащению урана-235 огромны и имеют большую производственную мощность. Главная трудность здесь - это создание надежных газодиффузионных барьеров, способных противостоять коррозийному действию гексафторида урана. Существует два основных типа таких барьеров: тонкие пористые мембраны и собранные из отдельных трубочек барьеры (см. рис.4).

Рис.4. Газодиффузионный метод обогащения урана



Мембраны представляют собой пленки с образованными травлением порами. Например, азотная кислота протравливает сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn). А с помощью электролитического травления алюминиевой фольги можно получить хрупкую алюминиевую мембрану. Составные барьеры собираются из маленьких дискретных элементов, упакованных в относительно толстую пористую перегородку. А вот технология изготовления диффузионных барьеров продолжает оставаться засекреченной во всех странах, разработавших ее. Построенное во время второй мировой войны производство K-25 в Ок-Ридже состояло из 3024 ступеней обогащения и продолжало функционировать до конца 1970-х. самым сложным делом оказалась разработка подходящего материала для барьеров. Из-за этого предприятие было введено в строй после войны с некоторой задержкой, хотя даже частично законченный завод внес вклад в накопление урана-235 для атомной бомбы «Малыш» (Little Boy), сброшенной на Хиросиму. В то время барьеры изготавливались из спеченного никелевого порошка, попытки создать многообещающие мембраны из электролитически вытравленного алюминия провалились. K-25 изначально содержал 162000 кв. м мембранной поверхности. Это предприятие произвело большую часть всего урана для армии США в шестидесятых. С усовершенствованием газодиффузионных барьеров производительность завода возросла в 23 раза. Хотя диффузионное производство потребляет гораздо меньше электроэнергии по сравнению с электромагнитным, ее расход все равно остается достаточно большим.

Несмотря на то, что уран низкого обогащения - ценное сырье для производства высокообогащенного урана, газодиффузионные установки низкого обогащения невозможно легко переделать для производства урана высокого обогащения. Высокое обогащение требует много ступеней, куда меньших по размеру из-за резкого снижения коэффициента обогащения и проблем с критичностью (накопление критической массы урана) у больших по размеру блоков. Огромные размеры обогатительной системы ведут к длительному времени заполнения ее материалом обогащенного вещества, до начала выхода продукта. Обычно это время установления равновесия составляет от одного до трех месяцев.

Технология газовой диффузии широко использовалась во множестве стран, даже Аргентина создала действующее обогатительное предприятие для своей тайной оружейной программы, которая в настоящее время прекращена. В 1979 году с использованием этого процесса производилось более 98% всего урана. К середине 1980-х после освоения метода центрифугирования эта доля сократилась до 95%.



4. Переработка отработанного ядерного топлива

Переработку облученного ядерного топлива проводят с целью извлечения из него делящихся радионуклидов (прежде всего урана-233, урана-235 и плутония-239), очистки урана от нейтрон поглощающих примесей, выделения нептуния и некоторых других трансурановых элементов, получения изотопов для промышленных, научных или медицинских целей. Под переработкой ядерного топлива понимают как переработку ТВЭЛ энергетических, научных или транспортных реакторов, так и переработку бланкетов реакторов-размножителей. Радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива - основная стадия замкнутого ядерного топливного цикла и обязательная стадия наработки оружейного плутония.

В России перерабатывается облученный уран реакторов-бридеров и ТВЭЛ реакторов ВВЭР-440, БН и некоторых судовых двигателей; ТВЭЛ основных типов энергетических реакторов ВВЭР-1000, РБМК (любых типов) не перерабатываются и в настоящее время накапливаются в специальных хранилищах А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Мой выбор - атомная наука и техника. - М., 2009, с. 69..

Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе топлива осуществляется для решения различных задач:

1) получение урана и плутония для производства нового топлива;

2) получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;

3) получение разнообразных радиоизотопов, находящих применение в медицине, промышленности и науке;

4) получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы отработавшего топлива;

5) решение экологических проблем, связанных с захоронением радиоактивных отходов.

В настоящее время количество отработавшего материала постоянно увеличивается и его регенерация - основная задача радиохимической технологии переработки отработавших ТВЭЛов. В процессе переработки происходит выделение урана и плутония, они очищаются от радиоактивных продуктов деления, в том числе от нейтронопоглощающих нуклидов, так же называемых нейтронными ядами. Это особенно важно, так как при повторном использовании делящихся материалов нейтронные яды могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции. В случае деления урана-235 тепловыми нейтронами максимальные выходы приходятся на изотопы с массами 95 и 140, некоторые из которых - сильные нейтронные яды и их необходимо удалить из топлива.

Среди радиоактивных продуктов деления содержится большое количество ценных радионуклидов, которые можно использовать в области малой ядерной энергетики, например, в качестве радиоизотопных источников А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Ядерная энергия на службе человечества. - М., 2009, с.5. тепла для термогенераторов электроэнергии, а также для изготовления источников ионизирующего излучения. Применение находят трансурановые элементы, получающиеся в результате побочных реакций ядер урана с нейтронами. Радиохимическая технология переработки отработавшего ядерного топлива должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес.

4.1 Стадии переработки

Процесс химической переработки отработавшего топлива связан с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер урана. Эта проблема - одна из наиболее серьезных и трудно решаемых проблем развития ядерной энергетики.

Переработка отработавшего материала осуществляется в несколько стадий. Первая стадия радиохимического производства включает подготовку топлива, т.е. в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек ТВЭЛ. В следующую стадию происходит перевод ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав или в газовую форму. Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом

уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние. Во время перевода в газовую фазу образуются летучие галогениды урана и плутония.

После перевода ядерных материалов в соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта.

Переработка отработавшего ядерного топлива заключается в извлечении урана, накоплении плутония и фракций осколочных элементов. В 1 т отработавшего топлива на момент извлечения из реактора содержится 950-980 кг урана-235 и урана-238, 5,5-9,6 кг плутония, а также небольшое количество альфа-излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг отработавшего материла. Эти элементы в ходе замкнутого ядено-топлевного цикла отдельно выделяются, концентрируются, очищаются и переводятся в необходимую химическую форму.

Технологический процесс переработки отработавшего ядерного топлива включает:

1) механическую фрагментацию ТВС и ТВЭЛ с целью вскрытия топливного материала;

2) растворение;

3) очистку растворов балластных примесей;

4) экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;

5) выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана;

6) переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Переработка отработавшего ядерного топлива связана с образованием небольшого объема твердых и газообразных радиоактивных отходов активностью около 0,22 Ки/год - при том, что предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год - и большим количеством жидких радиоактивных отходов.

ТВЭЛ энергетических реакторов изготавливают из термостойких диоксидов урана и плутония. Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах перспективно топливо на основе карбидов и нитридов урана и плутония, имеющее большую, чем оксиды теплопроводность. Оболочки ТВЭЛ изготавливают также из термостойких, механически прочных и коррозионностойких материалов с высокой теплопроводностью - циркония и его сплавов, нержавеющей стали. Оболочки из циркония позволяют повысить температуру активной зоны реактора до 540 градусов, а из нержавеющей стали - до 800 и выше. Однако большое количество железа в конструкционных материалах приводит к необходимости увеличивать количество делящихся материалов в сердечниках ТВЭЛ, т.е. использовать более высокообогащенное ядерное топливо, так как железо, а также примеси кобальта и никеля имеют большое сечение захвата тепловых нейтронов. Все конструкционные материалы отличаются химической стойкостью, и растворение их представляет серьезную проблему. Кроме делящихся материалов, ТВЭЛ содержат различные накопители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, циркония, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При растворении ядерного топлива эти вещества не растворяются в азотной кислоте и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.

Перечисленные особенности ТВЭЛ обусловили необходимость разработки новых методов вскрытия или растворения оболочек, а также осветления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработкой.

Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония существенно отличается от глубины выгорания топлива энергетических реакторов. Поэтому на переработку поступают материалы с гораздо более высоким содержанием радиоактивных осколочных элементов плутония на 1 т урана. Это является причиной повышения требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности в процессе переработки. Не меньшие трудности возникают из-за необходимости переработки и захоронения большого количества жидких высокоактивных отходов.

Отработанное топливо АЭС транспортируют из бассейнов для промежуточного хранения, расположенных на территории АЭС, затем - в бассейны на перерабатывающем заводе. Далее происходит выделение, разделение и очистка урана, плутония и нептуния тремя экстракционными циклами. В первом цикле осуществляются совместная очистка урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводится разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергаются дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты - уранилнитрат и нитрат плутония - помещаются в буферные ёмкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляется щавелевая кислота, образующаяся суспензия оксалата фильтруется, осадок кальцинируется. Порошкообразную окись плутония просеивается через сито и помещается в контейнеры. В таком виде плутоний хранится перед тем, как поступить на завод по изготовлению новых ТВЭЛ.



Заключение

Знания о ядерной энергии прочно вошли в нашу жизнь. Все крупные мировые державы взяли курс на дальнейшее развитие ядерной энергетики, не забывая при этом о широких возможностях, которые открываются при применении радиоактивности в медицине, робототехнике, космической технике, сельском хозяйстве и т.д.

В новом веке радиофобия постепенно сходит на нет, и появляется осознание того, что именно благодаря радиации мы модем лечить злокачественные опухоли, исследовать необъятный космос и бездонный океан, вырабатывать электроэнергию на АЭС. Но не стоит забывать и о разрушительном потенциале ядерного оружия. Однако, современный уровень науки и техники позволяют нам использовать эту мощь в мирных целях.

Нам не стоит забывать, что именно наша страна в 1954 году дала старт мирному использованию ядерной энергии, запустив первую в мире атомную электростанцию, став на тот момент мировым лидером в этой области. С тех пор наша ядерная энергетика прошла длинный путь, многократно повысив показатели производства электроэнергии, экономической эффективности, и, конечно же, безопасности отечественных АЭС.

Поэтому одной из главных задач нынешнего поколения становится сохранение и приумножение знаний в этой области - как из уважения к колоссальному труду предшественников, так и по осмысленной необходимости укрепления отечественных позиций в сфере применения ядерных технологий.



Список использованной литературы

1. А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Ядерный топливный цикл: путь урана - М, 2012.

2. А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Быстрая энергетика - М., 2010.

3. П. Грэй, Дж. Холдрен, П. Джоско. Будущее атомной энергетики. - Массачусетский технологический институт.

4. Юрген Кройш, Вольфганг Нойманн. Ядерный топливный цикл - журнал «Ядерная энергия: миф и реальность» вып. №3, 2006.

5. А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Ядерная энергия на службе человека - М, 2009.

6. А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. Мой выбор - атомная наука и техника. - М., 2009.

Размещено на Allbest.ru