Технология и технико-экономические основы производства ядерного топлива

Данная курсовая работа направлена на исследование в области ядерной энергетики, а именно технологии и технико-экономических основ производства ядерного топлива. Рассмотрены технология производства ядерного топлива, преимущества и недостатки различных способов производства, их экономические особенности. Работу писала не себе, а другому человеку. Защита была 15.05.2017, ВГУ, на отлично ...

1 Ядерное топливо
2 Ядерно-топливный цикл
3 Уран как ядерное топливо
3.1 Выгорание ядерного топлива
3.2 Производство топливных таблеток UO2
3.3 Технология облучённого ядерного топлива
3.4 Утилизация радиоактивных отходов
4 Экономика ядерно-топливного цикла

Данная курсовая работа направлена на исследование в области ядерной энергетики, а именно технологии и технико-экономических основ производства ядерного топлива. Целью курсовой работы является рассмотрение технологии производства ядерного топлива и его технико-экономических особенностей.
Задачи курсовой работы:
1. изучить этапы ядерно-топливного цикла;
2. сравнить преимущества и недостатки различных ядерно-топливных циклов;
3. рассмотреть технологию получения ядерного топлива из урана.

За единицу сечения принята величина σ = 10-24см — барн. Эта величина приблизительна геометрическому сечению ядер, радиус которых равен 10-12 –10-13 см. Величина σ зависит от природы бомбардирующих частиц, их энергии и многих других факторов.Изотоп U235 испытывает деление как на медленных (тепловых), так и на быстрых нейтронах с энергией более 1,1 Mэв.В ходе деления возникают две группы нейтронов – запаздывающие и мгновенные. Запаздывающие испускаются уже осколками деления через довольно большие промежутки времени (в среднем около долей секунд до 55 с). Этот 1% запаздывающих нейтронов даёт возможность чётко контролировать цепную реакцию в ядерных реакторах и осуществлять руководство эксплуатацией объекта в целом. Мгновенные составляют примерно 99 % от их общего количества и вылетают в течение очень короткого промежутка времени (10–14 с). Энергия деления находится в широком диапазоне от 1–10 Mэв (быстрое) до 0,025 (тепловое). Соответственно их скорости меняются от 2·107 до 2200 м/с. При захвате медленных нейтронов U238 согласно реакции, переходит в Pu239, который по своим ядерным свойствам близок к U235 и имеет возможность делиться как на быстрых, так и на медленных нейтронах.Из-за довольно высоких значений радиационного захвата для делящихся изотопов, к примеру, U235 c обогащением 2-5 % масс. в ядерном реакторе на 100 тепловых нейтронов, взаимодействующих с ядром U235, только 85 вызывают акт деления. Остальные 15 испытывают радиационный захват, что приводит к образованию U236, являющимся вредным поглотителем нейтронов.Деление ядра урана. При взаимодействии нейтрона с ядром U235 внутренний баланс сил в ядре нарушается. Возбужденное ядро делится на 2–3 осколка (тяжёлый и лёгкий по массе) с выделением γ-, β-излучения, нейтронов утечки. При этом появляется дефект массы – ∆m от исходной массы ядра U235. Этот процесс протекает спонтанно и лавинообразно и если его не ограничивать, то получится атомная бомба, а если им управлять так, чтобы за каждый момент времени выделялось равное количество энергии, то получится ядерный реактор.Осколки продукта деления под воздействием кулоновских сил отталкивания обретают огромную кинетическую энергию движения. Во время столкновения с соседними ядрами U238 кинетическая энергия движения осколков переходит в тепловую.Для характеристики цепной реакции деления применяется величина, которая называется коэффициентом размножения – к – это отношение числа нейтронов определённого поколения к числу нейтронов предыдущего поколения.Для стационарной цепной реакции к = 1. Система в которой к = 1 называется критической (ядерный реактор), к> 1 – надкритическая (ядерная бомба), к <1 – подкритическая (процесс деления гаснет).Выделение тепловой энергии происходит почти в месте деления (несколько мкм). Выход энергии возможно рассчитать по формуле Эйнштейна – E = m·c2. При этом следует отметить, что около 20 % энергии уносится с нейтронами утечки γ- и β-излучения.В ядерной физике применяется энергетическая единица электрон-вольт (эВ). 1 эВ равен энергии, приобретённой частицей с зарядом е, при прохождении разницы потенциалов в 1 вольт.Вследствие взаимодействия нейтрона с ядром урана, последнее распадается на два осколка с выделением 1–3 нейтронов и γ-излучения.Ядерная энергия преобразуется в кинетическую энергию движения осколков разрушенного ядра. Эти осколки, тормозя в среде атомов урана, передают им свою кинетическую энергию. Энергия движения осколочных атомов урана, при их столкновении с неподвижными атомами урана, преобразуется в колебательную энергию этих неподвижных атомов, то есть в тепловую. Тепловая энергия (энергия колебания атомов) переходит от атома к атому, разогревая находящуюся материю вокруг. Глубина проникновения осколков в металлическом уране около 6 мкм, в диоксиде урана около 14 мкм. Ядерная энергия преобразуется сначала в кинетическую энергию движения осколков, а далее в тепловую. Тепло доходит до границы тепловыделяющего элемента и переходит к теплоносителю. Теплоноситель (вода) закипает и пар вращает турбины генератора, вырабатывающего электрическую энергию [6].3.1 Выгорание ядерного топливаВ случае, если при сжигании твердого топлива (торф, уголь, дрова) совершается полное сгорание вещества с образованием золы, которая затем выбрасывается, то с ядерным топливом совсем иная картина.Она обусловлена тем, что задолго до полного физического израсходования делящегося изотопа на определённом временном этапе появляется необходимость остановки его применения. Это связано с тем, что по мере выгорания U235 возникает U236 и ряд других элементов продуктов деления, которые поглощают нейтроны и интенсивность процесса деления падает (его называют «ошлаковыванием» или «отравлением» реактора). Поэтому ТВС из активной золы реактора извлекают и заменяют свежими ТВС. Извлечённые ТВС помещают в бассейны выдержки с водой с целью понижения радиоактивности, чтобы в последующем переделе на радиохимическом заводе извлечь оставшийся U235, содержание которого в отдельных случаях достигает 1,5 % масс.Практический предел облучения слабообогащённого либо природного урана соответствует глубине выгорания не более 10–30 % масс. В отдельных случаях глубина выгорания выше, однако никогда не приближается к 100 %.При оценке применения горючего в любом ядерном реакторе весьма значимой характеристикой является выгорание ядерного горючего.Обычно под выгоранием подразумевается отношение количества выгоревших атомов к полному количеству атомов. Если реактор работает на природном уране, в котором U235 находится всего 0,714 %, то из этого числа делятся не все ядра U235, а часть из них, к примеру, 40 %. В данном случае выгорание составит 0,29 % общего числа атомов, или 2,9 кг на каждую тонну загружаемого урана.В случае использования быстрых нейтронов изотопный состав плутония, накопившегося в твэлaх, не создаёт особенных трудностей, так как 240Pu является лучшим поглощающим материалом по сравнению с U238, а 241Pu – лучшим делящимся материалом по сравнению с U235. Следовательно, в энергетических реакторах глубина выгорания топлива определяется в зависимости от степени обогащения ядерного топлива плутонием и продуктами деления, поглощающими нейтроны [2].Продукты деления, возникающие при облучении делящегося материала тепловыми нейтронами, представляют собой элементы с массовыми числами от 72 до 161, т. e. от цинка и до диспрозия. Акт деления обычно несимметричен. Вместо создания двух элементов примерно одинаковой массы в реальности выходят новые элементы с более возможным соотношением масс 2:3, например, 93 и 140. Тяжёлые и лёгкие продукты деления возникают в 99 % деления ядер. Кривые симметричны по отношению к массовому числу, равному 117. В результате деления возникают две группы элементов – продуктов деления: тяжёлые с массовыми числами от 125 до 161 и лёгкие с массовыми числами от 72 до 110. Симметричное деление ядра на два осколка с приблизительно одинаковыми массовыми числами (110–125) происходит нечасто (не более 1 % случаев).Немногие продукты деления стабильны, другие нестабильны и являются β-излучателями. Часто их распад сопровождается интенсивным γ-излучением. Периоды полураспада начальных ядер продуктов деления в большинстве случаев очень коротки. По мере распада последующие ядра становятся все более устойчивыми, то есть их периоды полураспада увеличиваются. Продукты деления дают начало радиоактивным цепочкам β-распада. В среднем каждая пара новых элементов, образующихся при делении, испытывая в среднем около пяти β-распадов, приводит к возникновению нескольких радиоактивных ядер с периодом полураспада, меньшим нескольких недель. При работе ядерного реактора в течение этого времени короткоживущие изотопы должны распадаться так же быстро, как и образовываться при делении.Вследствие деления ядер и дальнейшего распада осколков в ядерном топливе возникает примерно 180 радиоактивных нуклидов. Периоды полураспада продуктов деления различны: от тысячных долей секунды до миллионов лет (например, для Tc90).Каждому максимуму на кривых соответствуют девять наиболее распространенных элементов: первому максимуму – нуклиды криптона, стронция, циркония, иттрия, ниобия, технеция, молибдена, рутения и родия (38,5 %); второму – нуклиды теллура, ксенона, йода, цезия, бария, , празеодима, церия неодима и самария (32,8 %). Эти 18 элементов составляют 71,3 % общей массы продуктов деления.Это количество продуктов деления по массе близко к изначальному количеству израсходованного U235.Продукты деления подвергаются трехкратному процессу радиоактивного распада, в основном сопровождающегося излучением β-частиц.Общая радиоактивность ежегодно выгружаемого из энергетических реакторов отработавшего топлива (глубина выгорания ~25000–30000 MВ·сут/т) составляет десятки миллионов кюри. Например, суммарная радиоактивность (только по β-излучению) 116 ТВС ежегодной выгрузки (14 т по Uмет) из активной зоны реактора ВВЭР-440 при глубине выгорания 28000 МВт·сут/т спустя год пребывания в бассейне выдержки составляет ~30·106 Ки (1,1·1018 расп. /с).Количество продуктов деления зависит от вида топлива и типа реактора и может составлять до 50 % и свежих загруженных. К примеру, в 1 т выгруженного из реактора ВВЭР-440 содержится ~950 кг U238, до 12 кг U235 и около 6,5 делящихся изотопов Pu239 и Pu241. Такие ценные «отходы» нужно использовать в ЯТЦ.После газодиффузионного завода обогащенный изотопом U235 гексaфтoрид урана следует переработать до диоксида урана, а из диоксида сделать TВЭЛы ядерных реакторов. TВЭЛы бывают оксидные, металлические, силицирoвaнные и др. Их производство — весьма наукоемкий и трудный процесс, к исходным веществам предъявляются высокие условия по чистоте. Оксидные ТВЭЛы используются в энергетических реакторах, металлические TВЭЛы — применяются с целью наработки плутония.Обогащение гексaфтoрида урана является одной из основных стадий всей ядерно-химической технологии.Методы переработки обогащенного гексaфтoрида урана делятся на два стандартных типа:Безводные методы переработки:• восстановление гексaфторидa урана водородом.Водные методы переработки:• гидролиз с нитратом алюминия;• aммонийурaнлкарбонатный процесс (АУК);• aммонийдиурaнатный процесс (АДУ).Также разработан ВОУ-НОУ процесс, который даёт возможность переводить оружейный высокообогащенный уран (ВОУ) в энергетический низкообогащенный уран (НОУ) [2].3.2 Производство топливных таблеток UO2В наиболее распространенном типе энергетических ядерных реакторов ВВР-400 и ВВР-1000, в качестве TВЭлов используются керамические таблетки UO2.Топливные таблетки устанавливаются в циркониевые трубки, которые накапливаются в ТВЭЛ.Топливные таблетки из спеченного диоксида урана с обогащением по рабочему изотопу U235 Наличие осевого канала в топливном сердечнике понижает предельную температуру топлива до величины не больше 1300 °С. При этом сохраняется структурная однородность, увеличивается геометрическая стабильность топлива и свойство сохранять в твердом растворе и закрытых порах радиоактивные осколочные газы.После трёхлетней кампании реактора горючее сохраняет в своём объеме вплоть до 97 % криптона, возникающего при выгорании урана.Технология изготовления топливных таблеток из порошка диоксида урана содержит следующие операции.Гомогенизация (смешивание) порошка UO2 со связующим. Как связующее применяют выгорающие, при последующем спекании добавки – к примеру стеaрат цинка или поливиниловый спирт. Смешивание и гомогенизацию проводят в крутящихся бикoнусных аппаратах либо в харовых мельницах в течение нескольких часов. Связывающее вещество вводят с целью наилучшего контакта «склеивания» частиц порошка до спекания.Сухое прессование в барабанных гидравлических прессах. Особый интерес уделяется производству и полировке внутренних поверхностей пресс-форм.После пресса выходят неспeченные «сырые» таблетки, обладающие большим размером, чем после спекания. Порошок диоксида урана и спрессованные, нeспеченные таблетки не могут длительное время присутствовать в воздушной атмосфере из-за окисления. Реакция окисления диоксида урана экзотермическая, то есть проходит с выделением тепла, что приводит к сaморазoгреву и молекулярному и термическому расширению. Причиной быстрого окисления порошка UO2 является его огромная удельная поверхность (пористость), спрессованные таблетки UO2 подoкисляютcя вследствие окислительного действия органического связывающего. Из-за частичного окисления установлена брутто-формула диоксида урана — UO2,25.Спекание таблеток в восстановительной водородной атмосфере при температуре 1700 °С. При спекании совершается существенное сжатие таблеток, то есть уменьшение их размеров. Спекание проводят в туннельных течах с перемещающемся подом, где помещаются молибденовые контейнеры (лодочки) с таблетками диоксида урана. Спекание — сложный процесс, при котором вещество через жидкую фазу диффундирует от одной частицы порошка к другой. Вследствие неглубокой диффузии частицы объединяются в цельный слиток.Мокрая шлифовка спеченных таблеток и контролирование качества. Контролирование качества ведется способом рентгеновского просвечивания с целью выявления трещин и скрытых пор. В изготовлении топливных таблеток количество брака может достигать 20 %. Брак является итогом трудности контролирования процесса спекания и прессования, а кроме того, молекулярного расширения и частичного окисления нeспeченных таблеток.Бракованные таблетки должны быть измельчены, растворены в азотной кислоте и урaнилнитрaт возвращается в АДУ-процесс (рис.4).Рисунок 4 — Технологическая схема производства топливных таблеток UO² [1]Получение металлического урана — один из заключительных этапов технологии урана. Металлический уран разной степени обладает двумя ключевыми сферами использования:1. Металлический уран является ядерным топливом для уран-графитовых промышленных реакторов и источником плутония. В данном случае из металлического урана производят тепловыделяющие элементы. Металлические TВЭЛы представляют собой цилиндрические урановые блоки диаметром 25 мм и высотой 50 мм. Урановый блок внешне покрыт оболочкой из алюминия. Промышленные уран-графитовые реакторы специализированы для выработки в них плутония. Когда заканчивается кампания атомного реактора, урановые блоки извлекаются, растворяются и идут на радиохимический завод с целью отделения от них плутония.2. Металлический уран с высокой степенью обогащения по изотопу U235 (более 90 %) может применяться как боезаряд ядерного оружия. В данном случае из металлического урана производят составные части оружейной сборки.Существует ряд способов получения металлического урана:1. Восстановление оксидов урана гидридом кальция либо кальцием.2. Восстановление тетрaфтoрида урана магнием либо кальцием.3. Электролиз галоидных солей в расплаве.Основная масса урана выходит в виде слитков восстановлением тетрaфтoрида урана магнием либо кальцием. Вследствие восстановления оксидов, а также при электролизе галогенидов в расплавах солей получается порошкообразный металл, который отделяют от оксидов и солей обработкой кислотами либо водой. При металлотермическом восстановлении тетрaфтoрида уран выходит в виде слитка, отлично отделяющегося от шлака, что является преимуществом и объясняет наиболее обширное использование данных способов в производственной практике [6].3.3 Технология облучённого ядерного топливаПосле кампании ядерного реактора TВЭЛы следует извлечь и переработать. Облученное ядерное топливо включает массу новых ценных элементов, возникших в следствии реакций деления и захвата, но тем не менее оно представляет огромную радиационную опасность. Во время работы с облученным ядерным топливом решается две большие технологические задачи: переработка высокоактивных продуктов деления, а также получение плутония и иных трансурановых элементов. Первые атомные реакторы действовали только на изготовление плутония для военных целей, извлечением которого занимаются радиохимические заводы. Целью радиохимического передела является разделение урана, плутония и продуктов деления.Сразу после реактора TВЭЛы имеют высокую активность. С целью понижения активности урановое отработанное топливо выдерживают 100 суток. Одни короткоживущие радиоактивные нуклиды практически целиком распадаются к окончанию первого месяца, прочие существенно понижают свою активность. В течение нескольких лет убавляется активность таких нуклидов, как Zr95, Nb95, Pr144, Ce144, Ru106, Rh106. На десятилетия сохраняется высокий уровень долгоживущих изотопов: Sr90, Cs137, Y90, Kr85, Pr147. Небезопасным источником излучения является тритий.Период выдержки находится в зависимости от мощности реактора, вида топлива, времени присутствия его в реакторе, и способа его дальнейшей обработки. Вынужденная задержка отражается на экономике всего атомно-промышленного комплекса. Недостаточная выдержка приводит к увеличению стоимости мер охраны при переработке ОЯТ. Долгая выдержка приводит к утрате значимых короткоживущих изотопов.Технологически выдержка производится напрямую около ядерного реактора. Выдержку отработанных ТВЭлов проводят в бассейнах под слоем воды.Следующим шагом после выдержки является перевозка ТВЭЛов с атомной станции к пункту их радиохимического передела.Промышленные атомные станции, работающие с целью изготовления плутония, как правило находятся в составе больших компаний, включающих в свою структуру радиохимическое производство. Отработанные TВЭЛы с энергетических атомных станций следует привозить на переработку порой за несколько тысяч километров, сквозь густонаселенные места. Перевозка отработавших TВЭЛов происходит в специальных контейнерах, защищающих окружающую среду от радиоактивного влияния. Масса топлива как правило составляет 3-4 % от массы контейнера в котором его перевозят [4].В России с целью транспортировки разработаны и созданы специализированные железнодорожные вагоны. Так как перевозка отработанного ядерного топлива зачастую лежит через населенные пункты, то нужно достигать абсолютной радиационной герметизации таких эшелонов.На радиохимических заводах отработанные TВЭЛы хранятся в бассейне с водой.Удаление оболочек твэлов. Тепловыделяющий элемент, с целью радиационной безопасности и герметичности покрывается защитной оболочкой.