Добавить материал и получить бесплатное свидетельство о публикации в СМИ
Эл. №ФС77-60625 от 20.01.2015
Инфоурок / Другое / Другие методич. материалы / Проект "Атомная энергетика на быстрых нейтронах"

Проект "Атомная энергетика на быстрых нейтронах"

  • Другое

Поделитесь материалом с коллегами:

Муниципальное автономное общеобразовательное учреждение

«Средняя общеобразовательная школа № 45»



Е.В. БАТИЩЕВ, Р.С. ШЕВЛЯКОВ, Е.В. ТЮРИН,

Е.А. ЯСКЕВИЧ, О.Е. КАЗАКОВ, И.В. КОНОПЛЕВА

nat_kor_2010@mail.ru

hello_html_m28393f48.jpg






hello_html_m1eccbe6.jpg



Руководитель – учитель информатики и ИКТ

Коровина Н.В.

Эксперт Приемной ОС ГК «Росатом» в г. Новоуральске –

Козин В.К.



Атомная энергетика на быстрых нейтронах






Новоуральский городской округ

2015

СОДЕРЖАНИЕ



Виды топлива для реакторов на быстрых нейтронах,

некоторые методы обогащения урана ……………………………………….


13

Степени обогащения урана ……………………………………..

15

Технологии получения обогащенного урана …………………..

15

Производство обогащенного урана в мире …………………….

16

Виды теплоносителей ……………………………………………………….

17

Основные узлы энергоблока (на примере БН-600) ………………………..

20

Глоссарий …………………………………………………………………….

22

Список использованных источников ……………………………………….

24

Аннотация ……………………………………………………………………

26

Annotation …………………………………………………………………….

27





ВАЖНЕЙШИЕ ВЕХИ НА ПУТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ


История российской атомной отрасли начиналась с реализации советского «атомного проекта». Принято считать отправной точкой в ней секретное постановление Государственного комитета обороны № 2352сс «Об организации работ по урану», подписанное 28 сентября 1942 года Вячеславом Михайловичем Молотовым, заместителем председателя ГКО. В нем АН СССР было предписано «возобновить работы по исследованию осуществимости использования атомной энергии путем расщепления ядра урана и представить к 1 апреля 1943 года доклад о возможности создания урановой бомбы или уранового топлива».

К тому времени был накоплен большой массив разведданных о работах по урану в США, Великобритании, Канаде, Франции, Германии и события развивались стремительно. В феврале 1943 года Государственный комитет по обороне (ГКО) распоряжением № 2872 сс от 11.02.43 возложил на Первухина М.Г. (заместителя председателя совета народных комиссаров) и Кафтанова С.В. (уполномоченного Государственного комитета обороны) обязанности повседневно руководить работами по урану и оказывать систематическую помощь спец. лаборатории атомного ядра Академии наук СССР, научное руководство возложил на профессора И.В. Курчатова, разрешил перевести группу работников спец. лаборатории атомного ядра из г. Казани (место эвакуации) в г. Москву для выполнения наиболее ответственной части работ по урану.

Официальной датой рождения спец. лаборатории по атомному ядру является 12 апреля 1943 года, в этот день была образована Лаборатория измерительных приборов № 2 Академии наук СССР (ныне - РНЦ «Курчатовский институт»). Хотя назначение И.В. Курчатова начальником лаборатории № 2 состоялось раньше - 10 марта 1943 г. Распоряжением № 122 по АН СССР [6].

Успешное испытание атомной бомбы в США (июль 1945 года) придало отечественным работам по урану новое ускорение. Постановлением ГКО № 9887 сс от 20 августа 1945 года (эта дата тоже претендует на статус «точки отсчета» в истории отрасли) создается особый орган управления работами по урану - Специальный комитет при ГКО СССР, состоящий из высших государственных деятелей и ученых-физиков. Общее административное руководство переходит от В.М. Молотова к Л.П. Берия, который возглавил спецкомитет. Его членами стали: М.Г. Первухин, Н.А. Вознесенский, Г.М. Маленков, Б.Л. Ванников, В.А. Махнев (секретарь), П.Л. Капица, И.В. Курчатов, А.П. Завенягин. Фактически в составе комитета были представлены все руководящие государственные органы, привлеченные к реализации «атомного проекта». Это дало возможность избегать промедления при межведомственных согласованиях и ускорить ход проведения работ. Подконтролен новый орган был непосредственно И.В. Сталину.

Благодаря огромным усилиям ученых работы продвигались быстрыми темпами. В 1946 году впервые на континенте Евразия в реакторе Ф-1 под руководством Курчатова была осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция деления урана. Эти работы позволили двумя годами позже запустить первый промышленный реактор «А» по производству плутония тепловой мощностью 100 МВт. Он заработал на комбинате № 817 (ныне ПО «Маяк» в г.Озерске Челябинской области).

29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне был успешно испытан первый советский плутониевый ядерный заряд (РДС-1). Таким образом, самые насыщенные героическим трудом больших научных и производственных коллективов четыре года (1945-1949 гг.) позволили Советскому Союзу овладеть знаниями и технологиями создания ядерного оружия и начать решение политической задачи достижения ядерного паритета с США.

Далее история развивалась стремительно. 1951 год - испытания первой ядерной бомбы с использование оружейного высокообогащенного урана (РДС-3), полученного на комбинате 813 (ныне Уральский электрохимический комбинат) и плутония.1953 год - испытания первой отечественной термоядерной бомбы (РДС-6с). 1954 год - пуск первой в мире атомной электростанции, построенной под руководством Курчатова в подмосковном Обнинске. 1955 год - запущен в эксплуатацию первый в мире реактор на быстрых нейтронах БР-1 с нулевой мощностью, а через год - БР-2 тепловой мощностью 100 КВт. В 1957 году построена первая атомная подводная лодка (проект К-3), в 1959 году был сдан в эксплуатацию первый в мире ледоход с ядерной энергетической установкой («Ленин») [15].





РАЗВИТИЕ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ



В 1942 году под руководством ученого-атомщика Энрико Ферми в США был запущен первый в мире ядерный реактор, работавший на медленных нейтронах. Скорее всего, уже тогда выдающийся ученый задумывался о перспективности использования быстрых реакторов. Именно Ферми предложил развивать энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах. По его предположению такие устройства могли производить топлива больше, чем они потребляли, что открывало путь к новой энергетике с практически неисчерпаемыми ресурсами. Свои расчеты он представил на совещании «Обсуждение проблемы воспроизводства», состоявшемся в США 26 апреля 1944 года. С этого момента началась активная работа по созданию экспериментального американского бридера (так называют ядерные реакторы, работающие в режиме расширенного воспроизводства топлива, т.е. коэффициент воспроизводства превышает единицу).

В Советском Союзе теоретические работы над быстрыми реакторами начались в 1947 году с сообщения И.В. Курчатова на Научно-техническом совете при Первом главном управлении о возможности создания быстрого реактора, в котором уран-238 можно переводить в делящийся материал - плутоний.

В 1949 А.И. Лейпунский, руководитель Физико-энергетического института, носящего сегодня его имя, направляет руководству отрасли первую докладную записку, где были приведены наиважнейшие наработки, обозначены основные преимущества быстрых реакторов. Были предложены шаги по созданию экспериментальной базы, экспериментальных и демонстрационных реакторов. С 1950 года А.И. Лейпунский стал научным руководителем этого направления реакторостроения.

Если не считать установку CLEMENTINE (1946 г.), то первый демонстрационный реактор на быстрых нейтронах EBR-I был запущен 20 декабря 1951 года в Айдахо (США). Теплоносителем в нем служила смесь натрия и калия. В 1963 году на смену ему пришел EBR-II, эксперименты на котором позволили продемонстрировать возможность замыкания ядерного топливного цикла и расширенного воспроизводства плутония-239 вместо добычи урана из недр земли и его последующего обогащения изотопом уран-235.

Конечно, эти устройства обладали чрезвычайно низкой мощностью, поскольку перед ними стояли другие задачи: отработка технических решений для создания более мощных реакторов. Тот же самый подход использовался и в других странах.

В 1955 году первый исследовательский быстрый реактор нулевой мощности (при его работе тепло практически не выделялось) был запущен в СССР – в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) под руководством А.И. Лейпунского. В том же институте двумя годами позже запустили исследовательский реактор БР-2 с ртутным теплоносителем. В 1954-1955 годах реакторы ZEUS и ZEPHYR были опробованы в Великобритании. Быстрый французский реактор RAPSODIE заработал в 1967, а японский JOYO – в 1977 году.

Таким образом, ведущие державы подключились к развитию этой многообещающей технологии. Что же произошло потом? По какой причине исследовательские программы в области развития быстрой энергетики во многих странах были свернуты?

Многие считают, что свою роль сыграли аварии на исследовательских и энергетических реакторах. Например, в тех же США интерес к бридерам упал после аварии на реакторе «Fermi-I» с расплавлением активной зоны (1966 г.). В 1995 году (через год после пуска) из-за разлива натрия из второго контура был остановлен реактор MONJU (Япония), ремонтные работы на нем продолжаются до сих пор. Частые технические проблемы и аварии на французских быстрых реакторах Phenix и Superphenix (совместный франко-итало-германский проект с рекордной мощностью) привели к их закрытию в 2009 и 1998 годах соответственно. Эти реакторы были довольно мощными: электрическая мощность Phenix составляла 250 мегаватт, а Superphenix – 1200 мегаватт. Французским специалистам было особенно обидно, что эти мощные установки имели статус исследовательских! Но они и не могли быть надежными источниками электроэнергии [21].

Еще один наглядный пример – в Германии установка с быстрым реактором SNR-300 была построена еще в 1985 году, но так до сих пор и не запущена.

Надо отметить, любая технология в начале своего развития обрастает целым ворохом проблем, которые постепенно решаются по мере накопления опыта. Неужели зарубежные специалисты испугались и опустили руки? Конечно, это не так. Просто стало ясно, что при дешевом уране (а тогда его было довольно легко добывать, и месторождения были еще достаточно богаты, кроме того были открыты новые крупные месторождения, усовершенствованы методы его разведки и добычи) развивать дорогую и проблемную технологию, рассчитанную на дефицит природного урана, явно преждевременно. Сейчас, осознав свою ошибку, ведущие государства пытаются наверстать отставание от России в «быстрой энергетике», в области которой наша страна является признанным мировым лидером.

Советские ученые и специалисты не отказались от сложных и дорогостоящих разработок. В частности, это было связано с плановым характером экономики, которая не требовала от проекта быстрого внедрения и конкурентоспособности. Трудно сказать, хорошо это или плохо, но сегодня, благодаря накопленному опыту, наша страна может стать одним из лидеров на мировом рынке «быстрых технологий».

Бесценный опыт был получен при эксплуатации экспериментальных установок БР-5 (после реконструкции их мощность повысилась, и название стало БР-10) и БОР-60, энергетических демонстрационных реакторов БН-350 и БН-600.

На БР-5 (Физико-энергетический институт, г. Обнинск) были проведены важнейшие исследования в области физики и технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов, стойких в потоках быстрых нейтронов конструкционных материалов. Необходимость выполнения таких исследований понятна: ученые не имели достаточных сведений о том, как поведут себя в условиях реактора различные материалы, насколько они окажутся надежными и как с ними, в конце концов, обращаться. Было показано, например, что основными материалами для тепловыделяющих элементов и сборок должны стать специальные стали, а не циркониевые сплавы, традиционные для реакторов на медленных нейтронах.

Реактор БОР-60 (Научно-исследовательский институт атомных реакторов, г. Димитровград) использовался для испытаний ядерного топлива, отработки новых технологий. Затем, накопив опыт, перешли к крупной промышленной установке: реактор БН-350 заработал в 1972 году в Актау (г. Шевченко, Казахстан). Он не только производил электроэнергию, но и использовался для опреснения воды Каспийского моря, стал экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок и других элементов активной зоны. Результаты его эксплуатации были положены в основу наиболее успешного в настоящее время проекта энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600. Этот реактор уже в течение 30 лет успешно работает на Белоярской АЭС (г. Заречный, Свердловская область); опыт его эксплуатации сегодня вызывает живейший интерес зарубежных ученых и инженеров.







ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЭНЕРГЕТИКИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ


Развитие мировой экономики требует все больше энергии, и очень скоро человечество может столкнуться с глобальным энергетическим кризисом. Развивающемуся производству, сфере услуг, бытовым приборам не хватит электроэнергии, рост экономики замедлится и это повлечет за собой целый ряд неприятных последствий.

«Неизбежность глобального энергетического кризиса сейчас полностью осознана и поэтому энергетическая проблема для техники и науки стала проблемой номер один», – говорил П.Л. Капица [1].

Частично проблему нехватки энергии можно решить, развивая безопасную атомную энергетику, которая эффективно использует земные запасы урана. Если мы сохраним сегодняшний облик атомной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах, то урана хватит лишь до конца века. Совсем по-иному видятся перспективы «быстрой энергетики». Ее ресурс – несколько тысяч лет!

В последние годы ряд государств включились в процесс разработки и совершенствования бридерных технологий.

Китайский экспериментальный бридер CEFR был запущен в 2010 и подключен к электросети в 2011, причем он был построен при участии российских специалистов. Это не единственный пример сотрудничества: скорее всего, два промышленных энергоблока CDFR на базе российского проекта БН-800 будут построены в Китае, который осознал свое отставание от Индии в этой сфере. Уже в 2012 году индийцы планируют запустить реактор PFBR-500; он станет опытно-промышленным, т.е. сможет производить электроэнергию. Затем будет построена серия из нескольких таких реакторов (электрическая мощность каждого довольно велика и составляет 500 мегаватт), после чего будут вводиться в эксплуатацию бридеры следующего поколения, обладающие электрической мощностью в 1000 мегаватт. Французские специалисты приступили к разработке бридера нового поколения в рамках программы ASTRID – он может быть запущен в 2020 году; в стране запланированы испытания еще нескольких экспериментальных реакторов с различными теплоносителями. США пока немного отстают, но в том же 2010 году американские эксперты призвали Белый дом ускорить «быструю программу».

Отметим, что развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах будет означать переход к замкнутому ядерному топливному циклу, к более эффективному использованию запасов урана. Для быстро развивающихся экономик Китая и Индии это немаловажный вопрос, поскольку наибольший рост энергопотребления наблюдается именно в этих странах.

Россия в «быстрой энергетике» пока является лидером, но это первенство нужно поддерживать. Поэтому уже сейчас на площадке Белоярской АЭС строится новый энергоблок с реактором БН-800, ввод которого в эксплуатацию ожидается в 2016 году; разрабатывается проект более мощного БН-1200. Если реактор БН-800 все еще относится к типу демонстрационных, то реактор БН-1200 это коммерческий реактор, который должен производить электроэнергию со стоимостью сравнимой с ВВЭР-1000, 1200. Планируется размещение БН-1200 на Белоярской атомной станции в составе энергоблока № 5. По планам Росатома реакторы БН-1200 могут войти в состав Южно-Уральской АЭС, строительство которой отложено. Эксплуатация реакторов БН-600, завершение пусконаладочных работ БН-800, проектирование БН-1200 осуществляется концерном Росэнергоатом, входящим в состав Госкорпорации по атомной энергии Росатом. Сегодня концерном Росэнергоатом руководит Е.В. Романов, начавший свой путь в атомной отрасли с Уральского электрохимического комбината [4].

Идут и параллельные разработки реактора малой мощности со свинцововисмутовым теплоносителем СВБР-100, который, возможно, будет запущен в 2017 году. Реактор малой мощности, разрабатываемый Росатомом и АКМЭ-инжиниринг, наследует достижения советского реакторостроения для военных судов, представляет собой типовой модуль, а из нескольких таких модулей можно будет собрать атомную электростанцию необходимой мощности. Размеры реактора позволят перевозить его железнодорожным транспортом. На сегодняшний день уже есть спрос на подобные небольшие энергоблоки. Их география и сфера применения огромны от развивающихся стран с недостаточно развитой инфраструктурой и дефицитом денежных средств до отдельных предприятий, которым необходимы модульные установки в технологических процессах по опреснению воды, производству водорода, нефтехимии и т.д. Большой интерес к реактору СВБР-100 проявляют в США, специалисты этой страны сотрудничают с АКМЭ-инжиниринг.

Необходимо упомянуть и об отечественном проекте реактора БРЕСТ со свинцовым теплоносителем. Сегодня это приоритетное направление развития быстрых реакторов Росатома носит название «Прорыв». Площадкой для выполнения этого проекта выбран Сибирский химический комбинат в г. Северск Томской области, входящий в состав Топливной компании Росатома ТВЭЛ. Руководит этим проектом Е.О. Адамов, бывший министр атомной энергетики. Принципиальное отличие проекта в том, что воспроизводство плутониевого топлива осуществляется непосредственно в активной зоне, а радиохимическая переработка отработавшего топлива и приготовление нового топлива осуществляется непосредственно на этой станции. Вместе с СВБР-100 они относятся к четвертому поколению реакторов, которые характеризуются как устройства с естественной безопасностью. Этот термин означает использование таких материалов и технических решений, которые просто изначально не способны привести к авариям.

Отсутствие широкомасштабного внедрения реакторов на быстрых нейтронах объясняется не столько неразвитостью технологии, сколько отсутствием крупных производств по переработке ОЯТ. Как уже говорилось, такие предприятия нужны для извлечения как урана, так и плутония из отработавшего топлива; они являются важным звеном, гарантирующим замыкание ядерного топливного цикла. На сегодняшний день промышленная переработка ОЯТ ведется лишь в четырех странах (Франции, Великобритании, России и Японии). Главным образом перерабатывается топливо реакторов на тепловых нейтронах, из которого извлекается уран и плутоний. Сегодня этот плутоний не находит применения, а ведь его можно было бы с пользой сжечь в бридере.

Уран, выделенный из отработавшего ядерного топлива, также можно использовать в реакторе на быстрых нейтронах для наработки нового плутония.

Другое потенциальное преимущество бридера: он является мощным инструментом для переработки радиоактивных отходов. При переработке топлива образуются радиоактивные отходы, для которых нужно строить довольно дорогие хранилища, способные обеспечить их изоляцию от окружающей среды на протяжении нескольких миллионов лет. А если облучить такие радиоактивные вещества быстрыми нейтронами, время, необходимое для их изоляции, резко снизится. И затраты меньше, и выгоды для окружающей среды налицо!

Модернизация российской экономики, безусловно, затронет и ядерную энергетику. Внедрение инновационных подходов к проектированию, строительству и эксплуатации атомных электростанций является требованием времени. Например, развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах, как мы уже говорили, позволяет решить целый ряд важнейших задач, таких как обеспечение безопасности АЭС и эффективное использование ядерного топлива. Более того, «быстрая энергетика» является ключом к ряду накопленных в ядерной отрасли проблем, имеющих отношение к национальной безопасности и охране окружающей среды [1].

Во-первых, в результате более глубокого и полного использования урана в бридерах для получения энергии и наработки нового топлива – плутония снижается потребность в его добыче, а значит, и воздействие на окружающую среду. Дополнительные меры позволят вообще прекратить добычу урана на довольно длительный срок. Топливо для реакторов на быстрых нейтронах будут компоновать из плутония, полученного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов, и обедненного гексафторида урана (ОГФУ), запасы которых более чем достаточны как в России, так и за рубежом.

Во-вторых, снижается воздействие на окружающую среду при обращении с радиоактивными отходами. Радиоактивные отходы требуют обустройства дорогостоящих хранилищ, чтобы обеспечить их изоляцию от окружающей среды на протяжении длительного времени. Бридеры позволяют сжигать долгоживущие высокоактивные отходы и тем самым перевести отходы в новое состояние и резко снизить для них время, необходимое для их изоляции и уменьшить потенциальную опасность отходов.

В-третьих, плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, может быть естественным образом утилизирован в бридерах, произведет энергию и создаст новое топливо. Противоположный подход (хранение и окончательное захоронение плутония в качестве радиоактивных отходов) требует особых мер по обеспечению безопасности и, соответственно, высоких затрат.

Итак, преимущества быстрых реакторов очевидны. Осознаны они и за рубежом, поэтому сегодня для России как мирового лидера в этой области открывается новый рынок, на который мы можем поставлять технологии и высокотехнологичное оборудование. Вместе с тем возникает риск проиграть в гонке «быстрых» технологий Китаю или Индии, поэтому необходимо форсированное развитие этого направления в российской ядерной энергетике.




ВИДЫ ТОПЛИВА ДЛЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ,

НЕКОТОРЫЕ МЕТОДЫ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА


Развитие энергетики на быстрых нейтронах требует использования высокоэффективного плутониевого топлива, смешанного с ураном-238. В результате ядерных реакций мы можем получить энергию от сжигания плутония и новый плутоний, образующийся в результате взаимодействия урана-238 с нейтронами.

Ввиду отсутствия широкомасштабного извлечения плутония из отработавшего топлива тепловых реакторов действующие реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве топлива уран, обогащенный ураном-235 до высоких концентраций. А наработка плутония осуществляется не только в активной зоне реактора, но и в его периферийных зонах (боковой, нижней, верхней), куда помещаются материалы, приготовленные из урана-238.

На сегодня в России не решена проблема приготовления серийного таблеточного МОКС топлива из смеси оксидов урана и плутония, которое планировалось создать для БН-800. Отставание Горно-химического комбината Красноярского края, входящего в состав Топливной компании Росатома ТВЭЛ, составляет около двух лет. Поэтому пуск ректора БН-800 планируется с использованием гибридной активной зоны, включающей уран, высокобогащенный ураном -235, опытное таблеточное МОКС топливо из оксидов плутония и урана, приготовленное Научно-исследовательским институтом атомных реакторов (НИИАР) в г. Дмитровграде. Эта организация входит в состав Блока управления инновациями Росатома.

Однако специалисты по разработке реакторов на быстрых нейтронах считают, что будущее не за таблеточным оксидным МОКС топливом, которое не способно обеспечить требуемый еще более мощный поток быстрых нейтронов. Поэтому во всем мире ведутся разработки по созданию более плотного смешанного плутоний - уранового топлива: металлического, карбидного, нитридного. Например, разработчики реакторов типа БРЕСТ считают, что только нитридное топливо обеспечит успех проекта «Прорыв».

Анализ состояния по созданию новых видов топлива показывает, что еще долгое время реакторы на быстрых нейтронах будут использовать уран, обогащенный ураном-235, в технологии получения которого Уральский электрохимический комбинат является мировым лидером. Поэтому рассмотрим вопросы получения обогащенного урана.

Обогащение урана технологический процесс увеличения доли изотопа 235U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащенный уран и обедненный уран [3].



Степени обогащения урана

Природный уран с содержанием 235U 0,711% находит применение в некоторых энергетических реакторах (например, в канадских CANDU), в реакторах- наработчиках плутония (например, А-1).

Уран с содержанием 235U до 20% называют низкообогащенным (англ. Lowenricheduranium, LEU). Уран с обогащением 2...5% в настоящее время широко используется в энергетических реакторах по всему миру. Уран с обогащением до 20% используется в исследовательских и экспериментальных реакторах.

Уран с содержанием 235U свыше 20% называют высокообогащенным (англ. Highlyenricheduranium, HEU). На заре ядерной эры были спроектированы несколько образцов ядерного оружия пушечной схемы на основе урана с обогащением около 90%. Высокообогащенный уран может использоваться в термоядерном оружии в качестве тампера (обжимающей оболочки) термоядерного заряда. Кроме того, уран с высоким обогащением используется в энергетических ядерных реакторах с длительной топливной кампанией (т.е. с редкими перезагрузками или вовсе без перезагрузки), например в реакторах космических аппаратов или корабельных реакторах.

В отвалах обогатительных производств остается обедненный уран с содержанием 235U 0,1...0,3%. Он широко используется в качестве сердечников бронебойных снарядов артиллерийских орудий благодаря высокой плотности урана и дешевизне обедненного урана. В будущем возможно использование обедненного урана в составе уран-плутониевого топлива для энергетических быстрых реакторов.

Технологии получения обогащенного урана

На сегодня известно и доведено до производства много методов разделения изотопов. Большинство методов основано на разной массе атомов разных изотопов: 235-й немного легче 238-го из-за разницы в количестве нейтронов в ядре. Это проявляется в разной инерции (подвижности) атомов. Например, если заставить атомы двигаться по дуге, то тяжелые будут стремиться двигаться по большему радиусу чем легкие. На этом принципе построены электромагнитный и аэродинамический методы. В электромагнитном методе ионы урана разгоняются в ускорителе и закручиваются в магнитном поле. В аэродинамическом методе газообразное соединение урана с примесью легкого газа продувается через специальное сопло-улитку. Похожий принцип в газовом центрифугировании: газообразное соединение урана помещается в центрифугу, где инерция заставляет тяжелые молекулы концентрироваться у стенки центрифуги. Термодиффузионный и газодиффузионный методы используют разницу в подвижности молекул: молекулы газа с легким изотопом урана более подвижны чем тяжелые. Поэтому они легче проникают в мелкие поры специальных мембран при газодиффузионной технологии. При термодиффузионном методе менее подвижные молекулы концентрируются в более холодной нижней части разделительной колонны, вытесняя более подвижные в верхнюю горячую часть. Большинство методов разделения работают с газообразными соединениями урана, чаще всего с UF6.

Многие из методов пытались использовать для промышленного обогащения урана, однако в настоящее время практически все мощности по обогащению работают на основе газового центрифугирования. Наряду с центрифугированием в прошлом широко использовался газодиффузионный метод. На заре ядерной эры использовались электромагнитный, термодиффузия, аэродинамический методы. На сегодняшний день центрифугирование демонстрирует наилучшие экономические параметры обогащения урана. Однако ведутся исследования перспективных методов разделения, например, лазерного разделения изотопов.

Производство обогащенного урана в мире

Работы по разделению изотопов исчисляются в специальных единицах работы разделения (ЕРР, англ. Separativeworkunit, SWU). Мощности заводов по разделению изотопов урана в тысячах ЕРР в год согласно WNA MarketReport 2013 с прогнозом развития.


и II

2500

7000

8200

Германия, Голландия, Англия,

URENCO: Gronau (Германия), Almelo (Голландия), Capenhurst (Англия)

12800

14200

15700

Япония

JNFL, Rokkaasho

150

150

1500

США

USEC: Paducah&Piketon

5000

3800

3800

США

URENCO: NewMexico

2000

5700

5700

США

Areva: IdahoFalls

0

1500

3300

США

GlobalLaserEnrichment

0

1000

3000

Россия

ОАО ТВЭЛ (TENEX)

25000

30000

37000

Китай

CNNC, Hanzhun&Lanzhou

1500

3000

8000

Пакистан, Бразилия, Иран

Разные

100

500

1000


Суммарное

49000

65000

87000


Можно уверенно считать, что обогащенный уран для отечественных реакторов на быстрых нейтронах долгие годы изготавливал УЭХК. Известно что, для первой загрузки реактора БН-800 обогащенный уран нарабатывался Электрохимическим заводом (ЭХЗ) г. Зеленогорск Красноярского края. Оба предприятия и УЭХК, и ЭХЗ входят в состав Топливной компании Росатома ТВЭЛ и являются надежными поставщиками топливных урановых материалов как для реакторов на тепловых нейтронах, так и для быстрых реакторов [3].



ВИДЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ


Независимо от назначения ядерного реактора тепло, выделяющееся в процессе деления ядер, должно отводиться со скоростью, обеспечивающей предупреждение перегрева в рабочей зоне реактора выше предельной температуры, определяемой свойствами компонентов активной зоны реактора. Это тепло может быть первичным или вторичным продуктом работы реактора и может в дальнейшем использоваться или просто удаляться.

В любом случае для отвода тепла существенную роль играет теплопередающая среда. Эта среда по необходимости является жидкой или газообразной. К жидким материалам охладителям относятся вода и водные растворы, металлические расплавы, органические и неорганические жидкие охладители. Некоторые материалы, представляющие каждую из этих групп, использовались в реакторах, либо рассматривался вопрос о применении их в реакторах.

При выборе материала для использования в качестве охладителя учитываются следующие требуемые характеристики:

1) низкая точка плавления;

2) высокая точка кипения;

3) малая стоимость;

4) совместимость с обычными материалами;

5) высокий коэффициент теплопередачи;

6) малая стоимость перекачивания;

7) тепловая устойчивость;

8) стойкость к воздействию излучений;

9) низкая искусственная (наведенная) радиоактивность.

Если используется ядерный реактор на тепловых нейтронах, то важны еще две дополнительный характеристики:

10) малое сечение захвата нейтронов;

11) замедляющая способность охладителя.

Газовые теплоносители. Наиболее широко используемым газообразным охладителем является двуокись углерода. Это объясняется успешной работой энергетических реакторов типа реактора «Колдерхолл», построенных в Великобритании.

Вода. Является наиболее известным из теплоотводящих материалов, особенно в области электроэнергетики. Вода представляет интерес в качестве охладителя для ядерных реакторов. Она дешева. Ядерные свойства воды удовлетворительны как в отношении сечения поглощения нейтронов, так и в отношении искусственной радиоактивности. Особенно важным является то обстоятельство, что вода в реакторах некоторых конструкций может служить одновременно замедлителем и охладителем. Эти свойства воды используют в реакторе для испытания материалов, в реакторе на тепловых нейтронах для энергосиловой установки подводной лодки «Наутилус» и в реакторе, охлаждаемом водой под давлением.

Жидкие металлические охладители. Жидкие металлы являются единственными теплоносителями, удовлетворяющими всем требованиям в отношении теплоотвода и ядерных свойств, предъявляемым к энергетическим реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах, а также к реакторам-размножителям.

Органические охладители. Некоторые органические материалы как охладители имеют определенное преимущество перед водой благодаря своим более высоким точкам кипения. Независимо от этого высокие замедляющие свойства органических соединений делают особенно перспективными применение их в качестве охладителей. Другим достоинством органических соединений является то, что соединения углеводородов в общем не склонны стимулировать развитие коррозии металлов и имеют очень низкий уровень искусственной радиоактивности. Все эти факторы действуют в направлении сокращения общих размеров и стоимости реактора.

Неорганические материалы. Расплавленные соли и гидраты окислов. Сплавы солей не являются обычным теплопередающим материалом в промышленности. Их применение связано с повышенными температурами, и в этом отношении они должны иметь преимущества перед жидкими металлами. Однако расплавы солей обладают относительно низкой характеристикой теплопередачи и высокой коррозионной активностью.





ОСНОВНЫЕ УЗЛЫ ЭНЕРГОБЛОКА

(на примере БН-600)


БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт.

Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

hello_html_m1cc6966d.gif

Реактор имеет интегральную компоновку, то есть в корпусе реактора расположена активная зона (1), а также три петли (2) первого контура охлаждения, каждая из которых имеет свой главный циркуляционный насос (3) и два промежуточных теплообменника (4). Теплоносителем служит жидкий натрий, который прокачивается через активную зону снизу вверх и разогревается с 370 до 550 0C

Проходя через промежуточные теплообменники, он передает тепло натрию во втором контуре (5), который уже поступает в парогенераторы (6), где испаряет воду и перегревает пар до температуры 520 0C (при давлении 130 атм). Пар подается на турбины поочередно в цилиндры высокого (7), среднего (8) и низкого (9) давления. Отработанный пар конденсируется за счет охлаждения водой (10) из пруда-охладителя и вновь поступает в парогенераторы. Три турбогенератора (11) Белоярской АЭС выдают 600 МВт электрической мощности. Газовая полость реактора заполнена аргоном под очень небольшим избыточным давлением (около 0,3 атм) [19].






ГЛОССАРИЙ


БН (Fastreactor) ядерный реактор, на быстрых нейтронах. Корпусной реактор-размножитель. Теплоносителем первого и второго контуров является натрий. Теплоноситель третьего контура — вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует.

Бридер ядерный реактор, работающий в режиме расширенного воспроизводства топлива, т.е. коэффициент воспроизводства превышает единицу.

Реактор на быстрых нейтронах энергетический реактор, работающий в отличие от реактора на тепловых нейтронах в основном на быстрых нейтронах, с энергиями более 1 МэВ. Быстрый реактор обычно работает на плутониевом топливе и, преобразуя U238, производит плутония больше, чем потребляет, т.е. имеет коэффициент воспроизводства больше единицы.

Уран

  • Уран (U) (Uranium) химический радиоактивный элемент (металл) с атомным номером 92 и атомной массой наиболее распространенного и устойчивого изотопа 238. Природный уран состоит из смеси трех изотопов урана-238, урана-235 и урана-234, из которых практическое значение в ядерной энергетике имеют первые два.

  • Уран-233 (Uranium—233) искусственный изотоп урана с периодом полураспада 1,6·105 лет, полученный в результате трансмутации тория-232 после захвата нейтрона. Уран-233 относится к делящимся нуклидам.

  • Уран-235 (Uranium—235) природный изотоп урана с атомной массой 235. Содержание урана-235 в природном уране 0,711%, период полураспада 7,1·108 лет. Уран-235 является единственным делящимся материалом, существующим в природе.

  • Уран-238 (Uranium—238) природный изотоп урана с атомной массой 238. Содержание урана-238 в природном уране 99,28%, период полураспада 4,5·109 лет. Уран-238 подвергается ядерному делению под действием быстрых нейтронов и может использоваться в качестве воспроизводящего материала для получения плутония-239.

  • Уран природный смесь изотопов урана. В природном уране содержится: 0,711% U-235, 99,283% U −238 и 0,006% U-234.

Ядерная безопасность (Nuclearsafety) общий термин, характеризующий свойства ядерной установки при нормальной эксплуатации и в случае аварии ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду допустимыми пределами.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах реакторы существенно различаются по спектру нейтронов распределению нейтронов по энергиям, а, следовательно, и по спектру поглощаемых (вызывающих деление ядер) нейтронов. Если активная зона не содержит легких ядер, специально предназначенных для замедления в результате упругого рассеяния, то практически всё замедление обусловлено неупругим рассеянием нейтронов на тяжелых и средних по массе ядрах. При этом большая часть делений вызывается нейтронами с энергиями порядка десятков и сотен кэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.





СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ


1. Акатов А.А. Коряковский Ю.С. Будущее ядерной энергетики. Реакторы на быстрых нейтронах./ Библиотечка совета Госкорпорации Росатом. – М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2012

2. Акатов А.А. Коряковский Ю.С. Ядерная энергетина на службе человечества./ Библиотечка совета Госкорпорации Росатом. – М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2009

3. Акатов А.А. Коряковский Ю.С. Ядерный топливный цикл: путь урана./ Библиотечка совета Госкорпорации Росатом. – М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2013

4. Алексеев П.Н., Асмолов В.Г. и др. Комментарии к основным положениям стратегии ядерной энергетики России до 2050 года. – М.: Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», 2012

5. Артемов Е.Т., Бедель А.Э. Укрощение урана. – Екб.: ООО «СВ-96», 1999

6. Атомный проект СССР. Документы и материалы: в 3-х томах. Т. 1./Под общей редакцией Л.Д. Рябева. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2006. – 896 с.

7. Бруно Комби. Защитники природы за атомную энергетику./ Библиотечка совета Госкорпорации Росатом. – М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2013

8. Власов Д.В., Акулова А.Ю. Территория успеха. М.: изд-во ООО «Аристократ», 2014

9. Емельяненко А. Соло на центрифуге./Библиотечка совета Госкорпорации Росатом. – М.: АНО «Информационный центр атомной отрасли», 2013

10. Кочетков Л. История быстрых реакторов РФ//Атомный эксперт. - № 1-2 (22-23), 2014

11. Машиностроение. Энциклопедия в сорока томах. Том IV-25. Машиностроение ядерной техники. – М.: Машиностроение, 1962

12. Михайлов В.Н, Петросьянц А.М. и др. Создание первой советской ядерной бомбы. – М.: Энергоатомиздат, 1995

13. Физический энциклопедический словарь. М.: Советская энциклопедия./Главный редактор А.М. Прохоров, 1983

14. Харитонов В.В. Энергетика. Технико-экономические основы: Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007. – 256 с.

15. Шадрин Е.А. История промышленности разделения изотопов урана в России. Завод 813: от научных истоков к решению о строительстве. – Новоуральск: ООО «Новоуральская типография», 2014


ИНТЕРНЕТ ИСТОЧНИКИ

16. http://www.atominfo.ru/news9/i0838.htm

17. http://atomicexpert.com/content/

18. http://worldtek.ru/nuclear-practic/221-reaktori-na-bistrih-neitronah.html

19. http://www.popmech.ru/technologies/9816-ballada-o-bystrykh-neytronakh-unikalnyy-reaktor-beloyarskoy-aes/

20. http://www.wdcb.ru/mining/benpp/tab9.html

21. http://www.atomic-energy.ru/smi/2011/05/28/22674



АННОТАЦИЯ


В работе рассматривается история развития атомной отрасли. Рассматриваются вопросы получения обогащенного урана, в том числе и на Уральском электрохимическом комбинате (г. Новоуральск). Исследуются особенности осуществления цикла сжигания топлива, с одновременной выработкой нового ядерного топлива. Анализируются возможности использования быстрых реакторов для сжигания высокоактивных ядерных отходов. Рассматриваются проекты, принятые к реализации в Госкорпорации «Росатом», гарантирующие экологические аспекты производства электроэнергии на современной атомной станции.




ANNOTATION


This work explores the history of development of nuclear industry, сonsiders the question of getting of enriched uranium, including getting it at the Ural Electrochemical Plant in Novouralsk.

This work explores the features of fuel combustion cycle with simultaneous development of new nuclear fuel.

In this work the opportunities of using of fast reactors for combustion of high-activity nuclear waste are analyzed.

This work explores the projects adopted by Rosatomstate corporation that guarantee the ecological aspects of electricity production at a modern atomic power station.


Выберите курс повышения квалификации со скидкой 50%:

Автор
Дата добавления 13.06.2016
Раздел Другое
Подраздел Другие методич. материалы
Просмотров129
Номер материала ДБ-120641
Получить свидетельство о публикации

Включите уведомления прямо сейчас и мы сразу сообщим Вам о важных новостях. Не волнуйтесь, мы будем отправлять только самое главное.
Специальное предложение
Вверх