Ядерный топливный цикл — добыча и обогащение урана
презентация к уроку на тему

Слайд 1

Ядерный топливный цикл — добыча и обогащение урана Ядерный топливный цикл ( ЯТЦ ) — совокупность производственных процессов, конечной целью которых является производство ядерного оружия или электроэнергии на атомных электростанциях. Неотъемлемой частью ЯТЦ является обращение с отработавшим ядерным топливом ( ОЯТ ) ( Отработавшее (облученное) ядерное топливо — ядерное топливо, облученное в активной зоне реактора и окончательно удаленное из нее ) и радиоактивными отходами ( РАО ) ( Отходы радиоактивные — не предназначенные для дальнейшего использования вещества в любом агрегатном состоянии, в которых содержание радионуклидов превышает уровни, установленные Санитарными Нормами и Правилами ). ЯТЦ является важнейшей частью военно-промышленного комплекса. В зависимости от конечной цели схемы ЯТЦ несколько отличаются друг от друга. На рис. представлена схема ЯТЦ, основной целью которого является получение электрической или тепловой энергии на атомных станциях с реакторами на тепловых нейтронах. На рис. указаны характерные и значимые для цикла в целом факторы его воздействия на окружающую среду: Р , Т и X — соответственно радиоактивное, тепловое и химическое загрязнения ; РЗ, РВ и РЭ — расход соответственно земельных площадей, воды и энергоресурсов .

Слайд 3

Нормированной мерой радиационного воздействия различных этапов и компонент ядерного топливного цикла служит ожидаемая коллективная эффективная доза на единицу произведенной электроэнергии , т. е. чел-Зв·(ГВт-год) -1 . Нормированной мерой загрязнения окружающей среды является величина выброса радионуклидов данного типа также на 1 ГВт-год электроэнергии . Чтобы не учитывать перерывы в непрерывном рабочем цикле, связанные с остановками реакторов на ремонт, эта величина рассчитывается как средняя за несколько лет . В данным момент мы рассмотрим только часть ЯТЦ оканчивющуюся производством топлива для ядерных реакторов . Н е будем касаться всего, связанного с радионуклидами антропогенного происхождения.

Слайд 4

Загрязнение окружающей среды начальной частью ЯТЦ, когда еще не происходит образования искусственных радионуклидов . Сюда входят процессы добычи и измельчения урановой руды, переработка руды в материал ядерного топлива, т. е. обогащение материала изотопом 235 U, и изготовление топливных элементов. Добыча урана — извлечение из недр больших количеств руды, содержащей уран и его дочерние продукты в концентрациях от десятых долей до нескольких процентов U 3 O 8 . Эти концентрации существенно превышают средние концентрации урана в земной коре. Процессы добычи, обогащения и концентрирования сопровождаются заметным увеличением содержания радионуклидов естественного происхождения в среде обитания. Руды называют богатыми , если концентрация U 3 O 8 в них больше 1%, средними — при концентрациях 0,1 – 1,0%, бедными — при 0,05 – 0,1%. Добывают уран, в основном, методами подземной разработки (~40%) или из открытых карьеров (~39%) . На долю подземного выщелачивания породы приходится ~13% от мировой добычи. Выщелачивание с использованием, как правило, серной кислоты применяют в случае сравнительно бедных руд, залегающих на различных глубинах и в сложных горно-геологических условиях. Оставшиеся 8% покрывают заводы по переработке ОЯТ ( радиохимические заводы ).

Слайд 5

Большая часть разведанных урановых месторождений после распада СССР оказалась за пределами России (Украина, Казахстан, Узбекистан). В настоящее время рентабельной является разработка урановых руд, находящихся в Стрельцовском рудном районе (Приаргунский горно-химический комбинат), где в 1991—1997 гг. добывалось ~2600 т U 3 O 8 /год, или 7,3% от мировой добычи урана. В 1997 г. Узбекистан добыл 2000 т, Казахстан 1000 т и Украина 500 т. Мировая добыча составила 35700 т урана.

Слайд 6

Операции по переработке начинаются с перемалывания руды и ее обработки с целью извлечения урана в достаточно очищенной форме, часто известной как « желтые брикеты ». Эти брикеты до изготовления из них топливных элементов подвергаются дальнейшей очистке и, если это необходимо, их формуют и обогащают. Заводы по переработке урана обычно располагают вблизи рудников, чтобы транспортировать руду на минимальные расстояния .

Слайд 7

Наиболее существенным фактором воздействия при добыче урана являются выбросы 222 Rn , поступающие на поверхность из системы вентиляции шахт или непосредственно из руд, либо из карьеров при добыче открытым способом. Для некоторых открытых разработок, особенно там, где для обнаружения рудного тела пришлось удалить огромные объемы пустой породы, образовались горы отходов-источников радона, по мощности выделения сравнимые с самими рудными телами. Нормированная эмиссия радона для обоих типов разработок принята равной 1 ГБк·т -1 для руды с содержанием оксида урана 1% . Кроме того, частицы взвешенной в воздухе пыли содержат 238 U и его дочерние продукты, а также иногда 232 Th и его дочерние продукты. Чтобы оценить выбросы 222 Rn в биосферу этого этапа ядерного топливного цикла, мы примем во внимание то, что для выработки 1 ГВт-года электроэнергии на АЭС требуется природный уран в количестве 150-250 т , в зависимости от конструкции реактора. Среднее нормированное выделение 222 Rn при добыче урана в шахтах составляет ~75 ТБк·(ГВт-год) - 1 . Дробление добытой руды приводит к дополнительной эмиссии радона в количестве ~3 ТБк·(ГВт-год) - 1 . Эти величины мы можем сопоставить с 0,08 – 2,2 ТБк·(ГВт-год) - 1 , которые поступают в атмосферу при производстве электроэнергии на угольных электростанциях.

Слайд 8

Уран стараются извлечь из руды в процессе переработки максимально полно, но все извлечь невозможно. В радиоэкологическом плане беспокойство вызывают « хвосты » — остатки после обогащения, содержащие широкий спектр радионуклидов. Как правило, они содержат 0,001 – 0,01% U 3 О 8 в зависимости от качества руды и процесса экстракции. Активность «хвостов» связана преимущественно с 230 Th и его дочерними продуктами. Воздух загрязняется 222 Rn , а также пылью, содержащей 238 U, 230 Th, 226 Ra и 210 Рb. «Хвосты» с заводов перевозят в хранилища, конструкция которых зависит от местного климата и геологических условий. Все «хвосты», образующиеся после переработки руды, являются источниками загрязнения воздушной среды.

Слайд 9

В результате работы рудника образуется ~1 га·(ГВт-год) - 1 отвалов . При типичном ежегодном выбросе 222 Rn ~1 ТБк·га -1 за время существования хвостохранилища, принятого равным ~104 годам, его выбросы приведут к ожидаемой коллективной дозе ~150 чел-Зв·(ГВт-год) - 1 . В настоящее время для хвостохранилищ усредненная эмиссия 222 Rn составляет ~7 Бк  с -1  м 2 . Покрытие водой уменьшает эту величину до 0,1 – 0,2 Бк  с -1  м 2 . Средняя скорость эксхаляции 222 Rn из почв в областях с нормальным радиационным фоном составляет 0,02 Бк  с -1  м 2 . Плотность потока радона может быть уменьшена в 10 6 раз в зависимости от предполагаемой обработки отвалов. Предполагается, что эмиссия из отслуживших хвостохранилищ в будущем будет не более 1 Бк  с -1  м 2 . Технология обработки несомненно является решающим фактором при оценках возможного ущерба от «хвостов» перерабатывающих предприятий. Эти обстоятельства необходимо будет учитывать при экологическом аудите местности.

Слайд 10

Для рабочих подземных урановых рудников средне­годовая эффективная эквивалентная доза от внешнего облучения и облучения от радона и его дочерних продуктов составляет 10 – 12 мЗв ; для рабочих открытых карьеров эта доза ниже и составляет ~5 мЗв. ( Пределы дозы 20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет.) Для населения нормированная коллективная эффективная доза от этого источника — ~0,2 чел-Зв·(ГВт-год) - 1 . В странах, где добывают в значительных количествах уран, доза для населения, проживающего в пределах 100 км от шахты составляет ~40 мкЗв·год -1 .

Слайд 11

Концентрат урановой руды поступает затем на аффинаж, конверсию и, наконец, на изготовление топлива . Аффинаж — это дополнительная очистки от примесей , особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов, таких как бор, кадмий или гафний . В результате аффинажа получают важные промежуточные продукты ЯТЦ — химически чистые оксиды урана UO 2 , UO 3 , или U 3 O 8 . Основная часть ядерной энергетики использует урановое топливо, обогащенное по 235 U . Для широко распространенных реакторов на тепловых нейтронах содержание 235 U составляет 3 – 5%. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в исследовательских и транспортных реакторах используется уран с более высоким содержанием 235 U . Поэтому оказывается необходимым процесс конверсии , где оксиды урана переводят в гексафторид урана UF 6 , который затем обогащается по 235 U .

Слайд 12

Обогащение урана является энергоемким производством. В настоящее время используются два метода изотопного обогащения урана: газодиффузионный и центрифужный . Газодиффузионный метод основан на различии в скоростях диффузии молекул газа с разной массой. Он очень энергоемок и в России с 1992 г. для изготовления ядерного топлива не используется . Центрифужный метод. Газовые центрифуги , потребляет только ~5% электроэнергии , необходимой для диффузионного процесса. Сепарация смеси молекул 235 UF 6 и 238 UF 6 происходит в сильном центробежном поле во вращающемся цилиндре в комбинации с соответствующим каскадным эффектом циркуляции противотока. Разделительные заводы России, при работе на полную мощность, позволяют обеспечить обогащенным ураном энергетические реакторы, приводящие в работу электрогенераторы общей мощностью ~100 ГВт электр . ( В 2002 г. в России 30 энергоблоков общей мощностью ~21 ГВт электр .)

Слайд 13

Рассматриваемая часть ЯТЦ оканчивается производством топлива для ядерных реакторов. Это происходит на заводах по изготовлению тепловыделяющих элементов — твэлов , состоящих из сердечника (топлива) и оболочки. В реакторах разного типа используются различные виды ядерного топлива. Для изготовления топлива обогащенный UF 6 обычно превращают в порошок оксида UO 2 , который гранулируют, спекают и прессуют в виде таблеток. Затем таблетки помещают в тонкостенные трубки из циркониевых сплавов или нержавеющей стали, которые после заполнения таблетками запаиваются для герметизации. После процесса обогащения остается большое количество обедненного урана, содержащего ~0,3% 235 U. Его складируют для возможного использования в будущем в реакторах-размножителях. Благодаря большому удельному весу он и сейчас находит разнообразные применения, например, им начиняют снаряды, чтобы увеличить их пробивную способность или заполняют кили дорогих яхт, чтобы сделать их более устойчивыми на море.

Слайд 14

Твердые радиоактивные отходы, образующиеся при производстве уранового топлива, содержат те же самые нуклиды, которые присутствуют в урановых рудниках и на заводах по переработке, но в несравненно меньшем количестве. Выбросы такого производства в настоящее время можно рассчитать и они действительно невелики. Если мы примем во внимание то, что на 1 км 2 поверхности земли в слое глубиной до 1 м содержится ~5·10 10 Бк 238 U , то функционирование подобного предприятия на протяжении десятилетий может удвоить содержание 238 U на прилегающих к нему территориях. Ожидаемая коллективная доза на два порядка меньше, чем от первой ступени ЯТЦ. В России в настоящее время действуют два подобных завода: Машиностроительный завод (г. Электросталь ) и Новосибирский завод химконцентратов . На контролируемых территориях заводов имеется несколько локальных участков местности с повышенными концентрациями естественных радионуклидов — 235 U , 238 U , 226 Ra , где мощность экспозиционной дозы достигает 1000 мкР·час -1 . В прилегающем жилом секторе не выявлено участков загрязнения. Регулярный мониторинг не показывает превышений допустимых концентраций радионуклидов в воздухе и природных водах.

Слайд 15

Мы рассмотрели источники загрязнения природной среды радионуклидами естественного происхождения и провели их оценки. Теперь необходимо перейти к радионуклидам антропогенного (искусственного) происхождения. Основным источником происхождения этих радионуклидов являются реакции деления тяжелых ядер.