![](/user_photo/_userpic.png)
- •Ядерное электричество Урановый информационный центр, Совет полезных ископаемых, Австралия
- •Предисловие к русскому изданию
- •Обращение автора к российским читателям
- •Введение
- •Глава 1 использование энергии
- •1.1 Энергия сегодня
- •1.2 Потребности в энергии
- •1.3 Производство энергии
- •1.4 Изменения в энергопотреблении и энергопроизводстве
- •1.5 Энергопотребление и энергопроизводство будущего
- •Теплотворная способность различного топлива и коэффициенты выброса co2
- •Глава 2 электроэнергия сегодня и завтра
- •2.1 Спрос на электроэнергию
- •2.2 Снабжение электроэнергией
- •2.3 Топливо для производства электроэнергии сегодня
- •2.4 Ресурсы для будущего производства электроэнергии
- •2.5 Возобновляемые источники энергии
- •2.6 Сравнение угля и урана
- •2.7 Экономические факторы
- •Глава 3 ядерная энергия
- •3.1 Масса и энергия
- •3.2 Ядерные реакторы
- •Типы ядерных реакторов, находящиеся в эксплуатации
- •Ядерные реакторы мира и потребление урана
- •3.3 Доступность урана
- •Оценка мировых ресурсов урана
- •3.4 Энергетическая отдача ядерных реакторов
- •3.5 Ядерное оружие как источник топлива
- •3.6 Торий как ядерное топливо
- •3.7 Исследовательские реакторы
- •3.8 Атомный флот
- •3.9 Другие приложения ядерной энергии
- •3.10 Системы, управляемые ускорителем
- •Глава 4 начало ядерного топливного цикла
- •4.1 Добыча и переработка урановой руды
- •4.2 Ядерный топливный цикл
- •Фото (foto2.Jpg)
- •Фото (foto6.Jpg)
- •Фото (foto3.Jpg)
- •4.3 Реакторы нового поколения
- •4.4 Реакторы на быстрых нейтронах
- •4.5 Ториевый цикл
- •Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
- •Глава 5 окончание ядерного топливного цикла
- •5.1 Ядерные "отходы"
- •5.2 Переработка отработанного топлива
- •Фото (foto4.Jpg)
- •Объем производства смешанного оксидного топлива (т/год)
- •5.3 Высокоуровневые отходы после переработки
- •Фото (foto7.Jpg)
- •5.4 Размещение и хранение отработанного топлива
- •5.5 Размещение и хранение остеклованных отходов
- •5.6 Снимаемые с эксплуатации реакторы
- •Глава 6 окружающая среда, здоровье и проблемы безопасности
- •6.1 Влияние на окружающую среду
- •6.2 Парниковый эффект
- •6.3 Излучение и здоровье
- •Статистик инцидентов при базовом производстве электроэнергии
- •Некоторые инциденты, связанные с производством энергии начиная с 1977 года
- •6.4 Генетические эффекты
- •6.5 Безопасность реакторов
- •Международная шкала ядерных аварий
- •Серьезные аварии на военных, исследовательских и коммерческих реакторах
- •Глава 7 политические и стратегические проблемы
- •7.1 Международное сотрудничество
- •7.2 Международная ядерная безопасность
- •7.3 Ядерные материалы
- •7.4 Использование оружейного урана и плутония для производства электроэнергии
- •7.5 Политика Австралии и Канады в сфере ядерной безопасности
- •Приложение к русскому изданию радиоактивность и ионизирующее излучение
- •Словарь некоторых терминов
- •Список рекомендуемой литературы
- •Ядерное электричество Урановый информационный центр в сотрудничестве с Советом полезных ископаемых, Австралия
- •Вячеслав Сергеевич Малышевский
4.2 Ядерный топливный цикл
Топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.
Все способы производства топлива, подготовки его к использованию и утилизации отработанного топлива вместе взятые и составляют то, что называют топливным циклом. Уже сам термин "топливный цикл" предполагает, что отработанное ядерной топливо может повторно использоваться на ядерных установках в свежих тепловыделяющих элементах после специальной обработки.
В отличие от угля, урановую руду нельзя подавать непосредственно на электростанцию. Прежде она должна быть очищена, сконцентрирована и помещена в специальные топливные стержни. Рисунок 10 показывает так называемый "открытый топливный цикл" в ядерной энергетике, который используется сегодня в большинстве стран, на наиболее общих видах реакторов.
На урановых рудниках (таких как, например, Олимпик Дам или Рэнджер в Австралии, или Саскатчеван в Канаде) ядерное топливо добывается в виде концентрата окиси урана U3O8 . Этот материал, порошок зеленого цвета, отправляется на дальнейшую переработку. Он имеет тот же самый изотопный состав, как и руда, в которой содержание U-235 не превышает 0.7 процентов. Остальная часть - это более тяжелый изотоп урана - U-238 (с небольшим содержанием U-234). Большинство реакторов, включая легко-водные реакторы (LWR), не могут работать на таком топливе (использовать необогащенный уран могут Канадские реакторы типа CANDU). Содержание изотопа U-235 должно быть увеличено, приблизительно, до 3.5 процентов. Этот процесс называют обогащением.
Обогащение - это процесс, использующий высокие современные технологии, который требует, чтобы уран был в газообразной форме. Самый простой способ достичь это состоит в том, чтобы преобразовать окись урана в гексофторид урана (UF 6 ), который находится в газообразном состоянии при температурах немногим более комнатных. Следовательно, первый адресат концентрата окиси урана - это завод, где происходит его преобразование в шестифтористый уран.
После этого UF 6 попадает на обогатительный завод*, на котором происходит увеличение концентрации расщепляющегося изотопа U-235. В этом процессе приблизительно 85 % естественного уранового топлива отбрасывается как "обедненный уран" или как "отходы" (главным образом U-238), которые закладываются на длительное хранение **. Таким образом, после обогащения приблизительно 15 % от первоначального количества представляет собой обогащенный уран, содержащий, приблизительно, 3.5 процента изотопа U-235.
*Большинство обогатительных технологий используют дорогой и энергоемкий процесс газовой диффузии. Новые заводы основаны на более эффективной технологии, использующей газовые центрифуги. Следующее поколение обогатительных заводов, возможно, будет использовать лазерные технологии.
** Этот материал не может использоваться в существующих типах реакторов, его единственно возможное использование - в реакторах на быстрых нейтронах , или в качестве "разбавителя" оружейного урана (см. разделы 4.4 и 3.5). Он сохраняется в виде UF 6 в специальных стальных цилиндрах, и содержание U-235 в нем не превышает 0.3 %.
Рисунок 10. Открытый топливный цикл
Методы обогащения основаны на использовании малой разности в массах атомов U-235 и U-238. Большинство существующих установок используют процесс газообразной диффузии, при котором газообразный UF 6 пропускается через длинный ряд мембранных барьеров, которые позволяют молекулам, содержащим U-235, преодолевать их быстрее чем, молекулам, содержащим U-238. Современные заводы используют высокооборотные центрифуги для разделения молекул, содержащих эти два изотопа.
Обогащенный уран далее поступает на завод по изготовлению тепловыделяющих элементов. UF 6 преобразовывается в двуокись урана, керамический материал, и формируется в малые цилиндрические таблетки, приблизительно 2 см по высоте и 1.5 см в диаметре. Эти таблетки помещаются в специальные трубки, изготовленные из нержавеющей стали (или из сплава циркония), длиной, приблизительно, 4 метра и называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Трубки собирают в связки, площадью, приблизительно, 30 кв. см, которые и образуют, так называемые, реакторные топливные сборки. Топливные сборки такого типа используются практически во всех легко-водных реакторах (см. Таблицу 5). В реактор мощностью в 1000 МВт погружают, примерно, 75 тонн топлива в таких сборках.