Главная · Боли в желудке · Какой уран используют в ядерных реакторах. Ядерное топливо

Какой уран используют в ядерных реакторах. Ядерное топливо

Ядерную энергию используют в теплоэнергетике, когда из ядерного топлива в реакторах получают энергию в форме тепла. Оно используется для выработки электрической энергии в атомных электростанциях (АЭС) , для энергетических установок крупных морских судов, для опреснения морской воды.

Ядерная энергетика обязана своим появлением, в первую очередь, природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех атомных ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минуты, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.

Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 . На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном реакторе . По энергии нейтронов, производящих деление ядер, различают реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах .

Основной агрегат атомной электростанции — ядерный реактор, схема которого показана на рис. 1. Получают энергию из ядерного топлива, а затем она передается другому рабочему телу (воде, металлической или органической жидкости, газу) в форме тепла; далее ее превращают в электричество по той же схеме, что и в обычных .

Управляют процессом, поддерживают реакцию, стабилизируют мощность, осуществляют пуск и остановку реактора с помощью специальных подвижных управляющих стержней 6 и 7 из материалов, интенсивно поглощающих тепловые нейтроны. Их приводят в движение с помощью системы управления 5 . Действия регулирующих стержней проявляются в изменение мощности потока нейтронов в активной зоне. По каналам 10 циркулирует вода, охлаждающая бетон биологической защиты

Управляющие стержни изготовлены из бора или кадмия, которые термически, радиационно и коррозионно устойчивы, механически прочны, имеют хорошие теплопередающие свойства.

Внутри массивного стального корпуса 3 находится корзина 8 с тепловыделяющими элементами 9 . Теплоноситель поступает по трубопроводу 2 , проходит через активную зону, омывает все тепловыделяющие элементы, нагревается и по трубопроводу 4 поступает в парогенератор.

Рис. 1. Ядерный реактор

Реактор размещен внутри толстого бетонного биологического защитного устройства 1 , которое защищает окружающее пространство от потока нейтронов, альфа-, бета-, гамма-излучения.

Тепловыделяющие элементы (твэлы) — главная часть реактора. В них непосредственно происходит ядерная реакция и выделяется тепло, все остальные части служат для изоляции, управления и отвода тепла. Конструктивно твэлы можно выполнить стержневыми, пластинчатыми, трубчатыми, шаровыми и т. д. Чаще всего они стержневые, длиной до 1 метра, диаметром 10 мм. Обычно их собирают из урановых таблеток или из коротких трубок и пластин. Снаружи твэлы покрыты коррозионностойкой, тонкой металлической оболочкой. На оболочку используются циркониевые, алюминиевые, магниевые сплавы, а также легированная нержавеющая сталь.

Передача тепла, выделяющегося при ядерной реакции в активной зоне реактора, к рабочему телу двигателя (турбины) энергетических установок осуществляется по одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной схемам (рис. 2).

Рис. 2. Ядерная энергетическая установка
а – по одноконтурной схеме; б – по двухконтурной схеме; в – по трёхконтурной схеме
1 – реактор; 2, 3 – биологическая защита; 4 – регулятор давления; 5 – турбина; 6 – электрогенератор; 7 – конденсатор; 8 – насос; 9 – резервная ёмкость; 10 – регенеративный подогреватель; 11 – парогенератор; 12 – насос; 13 – промежуточный теплообменник

Каждый контур — замкнутая система. Реактор 1 (во всех тепловых схемах) размещен внутри первичной 2 и вторичной 3 биологических защит. Если АЭС построена по одноконтурной тепловой схеме, пар из реактора через регулятор давления 4 поступает в турбину 5 . Вал турбины соединен с валом электрогенератора 6 , в котором вырабатывается электрический ток. Отработавший пар поступает в конденсатор, где охлаждается и полностью конденсируется. Насос 8 направляет конденсат в регенеративный подогреватель 10 , и далее он поступает в реактор.

При двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор 11 , где тепло поверхностным подогревом передается теплоносителю рабочего тела (питательной воде второго контура). В водо-водяных реакторах теплоноситель в парогенераторе охлаждается примерно на 15…40 о С и далее циркуляционным насосом 12 обратно направляется в реактор.


При трехконтурной схеме теплоноситель (обычно жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник 13 и оттуда циркуляционным насосом 12 возвращается в реактор. Теплоноситель во втором контуре тоже жидкий натрий. Этот контур не облучается и, следовательно, нерадиоактивен. Натрий второго контура поступает в парогенератор 11 , отдает тепло рабочему телу, а затем циркуляционным насосом отправляется обратно в промежуточный теплообменник.

Число циркуляционных контуров определяет тип реактора, применяемый теплоноситель, его ядерно-физические свойства, степень радиоактивности. Одноконтурная схема может быть использована в кипящих реакторах и в реакторах с газовым теплоносителем. Наибольшее распространение получила двухконтурная схема при использовании в качестве теплоносителя воды, газа и органических жидкостей. Трехконтурная схема применяется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах при использовании жидкометаллических теплоносителей (натрий, калий, сплавы натрий-калий).

Ядерным горючим могут быть уран-235, уран-233 и плутоний-232 . Сырье для получения ядерного топлива — природный уран и торий . При ядерной реакции одного грамма делящегося вещества (уран-235) освобождается энергия, эквивалентная 22×10 3 кВт × ч (19×10 6 кал). Для получения такого количества энергии необходимо сжечь 1900 кг нефти.

Уран-235 легко доступен, его энергетические запасы примерно такие же, как и органического топлива. Однако при использовании ядерного топлива с такой низкой эффективностью, как ныне, доступные урановые источники будут истощены через 50-100 лет. В то же время практически неисчерпаемы «залежи» ядерного топлива — это уран, растворенный в морской воде. В океане его в сотни раз больше, чем на суше. Стоимость получения одного килограмма двуокиси урана из морской воды около 60-80$, а в перспективе снизится до 30$, а стоимость двуокиси урана, добываемой в наиболее богатых месторождениях на суше, 10-20$. Стало быть, через некоторое время затраты на суше и «на морской воде» станут одного и того же порядка.

Стоимость ядерного топлива примерно в два раза ниже, чем ископаемых углей. На электростанциях, работающих на угле, на долю горючего падает 50-70% стоимости электроэнергии, а на АЭС — 15-30%. Современная ТЭС мощностью 2,3 млн кВт (например, Самарская ГРЭС) ежесуточно потребляет около 18 тонн угля (6 железнодорожных составов) или 12 тыс. тонн мазута (4 железнодорожных состава). Атомная же, такой же мощности, расходует в течение суток всего 11 кг ядерного горючего, а в течение года 4 тонны. Однако атомная электростанция дороже тепловой с точки зрения строительства, эксплуатации, ремонта. Например, сооружение АЭС мощностью 2 — 4 млн кВт обходится примерно на 50-100 % дороже, чем тепловой.

Уменьшить капитальные затраты на строительство АЭС возможно за счет:

  1. стандартизации и унификации оборудования;
  2. разработки компактных конструкций реакторов;
  3. совершенствования систем управления и регулирования;
  4. сокращения продолжительности остановки реактора для перегрузки топлива.

Важной характеристикой ядерных энергетических установок (ядерного реактора) является экономичность топливного цикла. Чтобы повысить экономичность топливного цикла, следует:

  • увеличить глубину выгорания ядерного топлива;
  • поднять коэффициент воспроизводства плутония.

При каждом делении ядра урана-235 освобождается 2-3 нейтрона. Из них для дальнейшей реакции используют только один, остальные теряются. Однако существует возможность использовать их для воспроизводства ядерного топлива, создавая реакторы на быстрых нейтронах. При работе реактора на быстрых нейтронах можно на 1 кг сожженного урана-235 одновременно получить примерно 1,7 кг плутония-239. Таким образом можно покрыть низкий термический КПД АЭС.

Реакторы на быстрых нейтронах в десятки раз эффективнее (в плане использования ядерного топлива) реакторов на топливных нейтронах. В них отсутствует замедлитель, применяется высокообогащенное ядерное горючее. Вылетающие из активной зоны нейтроны поглощаются не конструктивными материалами, а расположенным вокруг ураном-238 или торием-232.

В будущем основными делящимися материалами для атомных энергетических установок станут плутоний-239 и уран-233, полученных соответственно из урана-238 и тория-232 в реакторах на быстрых нейтронах. Превращение в реакторах урана -238 в плутоний-239 увеличит ресурсы ядерного топлива примерно в 100 раз, а тория-232 в уран-233 — в 200 раз.

На рис. 3 приведена схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах.

Отличительными особенностями ядерной электроустановки на быстрых нейтронах являются:

  1. изменение критичности ядерного реактора осуществляется за счет отражения части нейтронов деления ядерного топлива с периферии обратно в активную зону при помощи отражателей 3 ;
  2. отражатели 3 могут поворачиваться, изменяя утечку нейтронов и, следовательно, интенсивность реакций деления;
  3. воспроизводится ядерное топливо;
  4. отвод излишней тепловой энергии от реактора осуществляется при помощи холодильника-излучателя 6 .

Рис. 3. Схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах:
1 – тепловыделяющие элементы; 2 – воспроизводимое ядерное топливо; 3 – отражатели быстрых нейтронов; 4 – ядерный реактор; 5 – потребитель электроэнергии; 6 – холодильник-излучатель; 7 – преобразователь тепловой энергии в электрическую; 8 – радиационная защита.

Преобразователи тепловой энергии в электрическую

По принципу использования тепловой энергии, вырабатываемой ядерной энергетической установкой, преобразователи можно разделить на 2 класса:

  1. машинные (динамические);
  2. безмашинные (прямые преобразователи).

В машинных преобразователях с реактором обычно связывают газотурбинную установку, в которой рабочим телом может быть водород, гелий, гелий-ксеноновая смесь. Эффективность преобразования в электроэнергию тепла, подведенного непосредственно к турбогенератору, достаточно высока — КПД преобразователя η= 0,7-0,75.

Схема ядерной энергетической установки с динамическим газотурбинным (машинным) преобразователем показана на рис. 4.

Другой тип машинного преобразователя — магнитогазодинамический или магнитогидродинамический генератор (МГДГ). Схема такого генератора приведена на рис. 5. Генератор представляет собой канал прямоугольного сечения, две стенки которого выполнены из диэлектрика, а две — из электропроводящего материала. По каналам движется электропроводящее рабочее тело — жидкое или газообразное, которое пронизывается магнитным полем. Как известно, при движении проводника в магнитном поле возникает ЭДС, которая по электродам 2 передается потребителю электроэнергии 3 . Источником энергии потока рабочего тепла является тепло, выделяющееся в ядерном реакторе. Эта тепловая энергия затрачивается на перемещение зарядов в магнитном поле, т.е. превращается в кинетическую энергию токопроводящей струи, а кинетическая энергия — в электрическую.

Рис. 4. Схема ядерной энергоустановки с газотурбинным преобразователем:
1 – реактор; 2 – контур с жидкометаллическим теплоносителем; 3 – теплообменник для подвода теплоты к газу; 4 – турбина; 5 – электрогенератор; 6 – компрессор; 7 – холодильник-излучатель; 8 – контур отвода теплоты; 9 – насос циркуляционный; 10 – теплообменник для отвода теплоты; 11 – теплообменник-регенератор; 12 – контур с рабочим телом газотурбинного преобразователя.

Прямые преобразователи (безмашинные) тепловой энергии в электрическую подразделяются на:

  1. термоэлектрические;
  2. термоэмиссионные;
  3. электрохимические.

Термоэлектрические генераторы (ТЭГ) основаны на принципе Зеебека, заключающемся в том, что в замкнутой цепи, состоящей из разнородных материалов, возникает термо-ЭДС, если поддерживается разность температур в местах контакта этих материалов (рис. 6). Для получения электроэнергии целесообразно использовать полупроводниковые ТЭГ, имеющие более высокий КПД, при этом температуру горячего спая нужно доводить до 1400 К и выше.

Термоэмиссионные преобразователи (ТЭП) позволяют получать электроэнергию в результате эмиссии электронов с нагретого до высоких температур катода (рис. 7).

Рис. 5. Магнитогазодинамический генератор:
1 – магнитное поле; 2 – электроды; 3 – потребитель электроэнергии; 4 – диэлектрик; 5 – проводник; 6 – рабочее тело (газ).

Рис. 6. Схема работы термоэлектрического генератора

Рис. 7. Схема работы термоэмиссионного преобразователя

Для поддержания тока эмиссии к катоду подводится теплота Q 1 . Эмитируемые катодом электроны, преодолев вакуумный промежуток, достигают анода и поглощаются им. При «конденсации» электронов на аноде выделяется энергия, равная работе выхода электронов с противоположным знаком. Если обеспечить непрерывный подвод теплоты к катоду и отвод её от анода, то через нагрузку R потечет постоянный ток. Электронная эмиссия протекает эффективно при температурах катода выше 2200 К.

Безопасность и надежность работы АЭС

Одним из главных вопросов развития атомной энергетики является обеспечение надёжности и безопасности работы АЭС.

Радиационная безопасность обеспечивается:

  1. созданием надёжных конструкций и устройств биологической защиты персонала от облучений;
  2. очисткой воздуха и воды, выходящих из помещений АЭС за ее пределы;
  3. извлечением и надёжной локализацией радиоактивных загрязнений;
  4. повседневным дозиметрическим контролем помещений АЭС и индивидуальным дозиметрическим контролем персонала.

Помещения АЭС в зависимости от режима работы и установленного в них оборудования делятся на 3 категории:

  1. зона строгого режима;
  2. зона ограниченного режима;
  3. зона нормального режима.

В помещениях третьей категории персонал находится постоянно, эти помещения на станции радиационно безопасны.

При работе АЭС образуются твёрдые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. Они должны выводиться так, чтобы не создавалось загрязнения окружающей среды.

Удаляемые из помещения газы при их вентиляции могут содержать радиоактивные вещества в виде аэрозолей, радиоактивную пыль и радиоактивные газы. Вентиляция станции строится так, чтобы потоки воздуха проходили из наиболее «чистых» в «загрязненные», а перетоки в обратном направлении исключались. Во всех помещениях станции полная замена воздуха производится в течение не более одного часа.

При эксплуатации АЭС возникает проблема удаления и захоронения радиоактивных отходов. Отработавшие в реакторах твэлы выдерживают определенное время в бассейнах с водой непосредственно на АЭС, пока не произойдет стабилизация изотопов с малым временем полураспада, после чего твэлы отправляются на специальные радиохимические заводы для регенерации. Там из твэлов извлекается ядерное горючее, а радиоактивные отходы подлежат захоронению.

Новосибирский завод химконцентратов в 2011 году произвел и реализовал 70% мирового потребления изотопа лития-7 (1300 кг), поставив новый рекорд в истории завода. Однако основным продуктом производства НЗХК является ядерное топливо.

Это словосочетание действует на сознание новосибирцев впечатляюще и пугающе, заставляя воображать о предприятии все, что угодно: начиная от трехногих рабочих и отдельного подземного города и заканчивая радиоактивным ветром.

Так что же на самом деле скрывается за заборами самого таинственного завода Новосибирска, производящего ядерное топливо в черте города?

ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом».

Мы пришли в цех, где изготавливают тепловыделяющие сборки - ТВС, которые загружаются в ядерные энергетические реакторы. Это и есть ядерное топливо для АЭС. Для входа на производство нужно надеть халат, шапочку, бахилы из ткани, на лицо - «Лепесток».

В цехе сосредоточены все работы, связанные с урансодержащими материалами. Этот технологический комплекс является одним из основных для НЗХК (ТВС для АЭС занимают приблизительно 50 % в структуре реализованной продукции ОАО «НЗХК»).

Операторская, откуда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки.

Рабочие проводят регламентные работы: через определенные промежутки времени даже самое новое оборудование останавливают и проверяют. В самом цехе всегда достаточно много воздуха - постоянно работает вытяжная вентиляция.

В таких биконусах хранится порошок диоксида урана. В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться.

Установка, которая производит прессование топливных таблеток. Как из песка дети делают куличики, надавливая на формочку, так и здесь: урановая таблетка прессуется под давлением.

Молибденовая лодочка с таблетками, которые ждут отправления в печь на отжиг. До отжига у таблеток зеленоватый оттенок и другой размер.

Контакт порошка, таблетки и окружающей среды сведен к минимуму: все работы ведутся в боксах. Для того чтобы что-то поправлять внутри, в боксы встроены специальные перчатки.

Факелы сверху - это догорающий водород. Таблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов.

Черные шкафы - это водородные высокотемпературные печи, в которых молибденовая лодочка проходит различные температурные зоны. Открывается заслонка, и в печь, откуда вырываются языки пламени, заходит молибденовая лодочка.

Готовые таблетки шлифуются, поскольку они должны быть строго определенного размера. И на выходе контролеры проверяют каждую таблетку, чтобы не было ни сколов, ни трещин, никаких дефектов.

Одна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 640 кг дров, 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа, 350 кг нефти.

Таблетки диоксида урана после отжига в водородной печи.

Здесь циркониевые трубки заполняют таблетками диоксида урана. На выходе имеем готовые твэлы (около 4 м в длину) - тепловыделяющие элементы. Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо.

Таких автоматов с газировкой на улицах города уже не встретить, пожалуй, только на НЗХК. Хотя в советские времена они были очень распространены.

В этом автомате стакан можно помыть, а затем наполнить газированной, негазированной или охлажденной водой.

По оценке департамента природных ресурсов и охраны окружающей среды, высказанной в 2010 году, НЗХК не оказывает значимого влияния на загрязнение окружающей среды.

Пара таких породистых куриц постоянно проживает и откладывает яйца в добротном деревянном вольере, который находится на территории цеха.

Рабочие сваривают каркас для тепловыделяющей сборки. Каркасы бывают разные, в зависимости от модификации ТВС.

На заводе работают 2277 человек, средний возраст персонала - 44,3 года, 58 % - мужчины. Средняя заработная плата превышает 38 000 руб.

Большие трубки - это каналы для системы управления защиты реактора. В этот каркас затем установят 312 твэлов.

По соседству с НЗХК расположилась ТЭЦ-4. Со ссылкой на экологов представители завода сообщили: в год одна ТЭЦ выбрасывает радиоактивных веществ в 7,5 раз больше, чем НЗХК.

Слесарь-сборщик Виктор Пустозеров, ветеран завода и атомной энергетики, имеет 2 ордена Трудовой Славы

Головка и хвостовик для ТВС. Их устанавливают в самом конце, когда в каркасе уже стоят все 312 твэлов.

Финальный контроль: готовые ТВС проверяют специальными щупами, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Контролеры чаще всего женщины, это очень кропотливая работа.

В таких контейнерах ТВС отправляются потребителю - по 2 кассеты в каждом. Внутри у них свое уютное войлочное ложе.

Топливо для атомных станций, произведенное в ОАО «НЗХК», используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. Стоимость ТВС является коммерческой тайной.

Работа на НЗХК ничуть не опаснее работы на любом промышленном предприятии. За состоянием здоровья работников ведется постоянный контроль. За последние годы не выявлено ни одного случая профзаболеваний среди работников.

Которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой . Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления - это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления . Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечетным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с четным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, т. к. при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235 U между различными продуктами деления (в МэВ):

Природный уран состоит из трех изотопов: 238 U (99,282%), 235 U (0,712%) и 234 U (0,006%). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и интенсивно поглощают . В этом случае ядерное топливо приготовляют на основе обогащённого урана. В энергетических используют уран с обогащением менее 10%, а в реакторах на и нейтронах обогащение урана превышает 20%. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.

Классификация

Ядерное топливо делится на два вида:

  • Природное , содержащее делящиеся ядра 235 U, а также сырьё 238 U, способное при захвате нейтрона образовывать 239 Pu;
  • Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами 232 Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

  • , включая ;
  • (например, );
  • (например, )
  • Смешанным (PuO 2 + UO 2)

Применение

Ядерное топливо используется в , где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах () в виде таблеток размером в несколько сантиметров.

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая , небольшое увеличение объёма при облучении, технологичность производства.

Получение

Урановое топливо

Ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:

  • Для бедных месторождений : В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские месторождения несогласия, где концентрация урана доходит до 30% и австралийских с содержанеим урана до 3%) используется способ подземного вышелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные трубы под землю над месторождением закачивается , иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содеражат железо и пиролюзит, которые облегчают окисение. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.
  • Для рудных месторождений : используют и .
  • Гидрометаллургическая переработка - дробление, выщелачивание, или извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана U 3 O 8 или диураната натрия Na 2 U 2 O 7 или диураната аммония.
  • Перевод урана из оксида в тетрафторид , или из оксидов непосредственно для получения гексафторида , который используется для обогащения урана по изотопу 235.
  • Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием (См. )
  • UF 6 , обогащенный по 235

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Ядерное топливо

Ядерное топливо почти готово к работе.

Я́дерное то́пливо - вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива , используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий , что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала , имеющего с ним дело.

Общая информация

Цепная ядерная реакция представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления , с одновременным выделением нескольких (2-3) нейтронов , которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией . Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления - это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления . Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечётным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с чётным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235 U между различными продуктами деления (в МэВ):

Природный уран состоит из трёх изотопов: 238 U (99,282 %), 235 U (0,712 %) и 234 U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны . В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах.

Классификация

Ядерное топливо делится на два вида:

  • Природное урановое , содержащее делящиеся ядра 235 U , а также сырьё 238 U , способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239 Pu ;
  • Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239 Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233 U , образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232 Th .

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

Теоретические аспекты применения

На выделенном фрагменте этого муляжа ТВС с вырезанными для удобства обзора секторами ТВЭЛов видны топливные таблетки.

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность , небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов - осколков деления являются атомами газов (криптона , ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов . Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа - с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа . Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена , алюминия и других металлов . Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы , карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика - двуокись урана UO 2 . Её температура плавления равна 2800 °C, плотность - 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием , ниобием , нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики - низкая теплопроводность - 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4·10 3 кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Практическое применение

Получение

Урановое топливо

Регенерация

При работе ядерного реактора, топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим, отработанные ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования.

В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс , суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте , далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем, полученный диоксид плутония PuO 2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235 U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ - сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3-6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций.

Примечания

Литература

  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.