З огляду на те, що ядерне паливо ефективніше від інших видів палива, які ми маємо сьогодні, величезне перевага надається всьому з того що здатне працювати з допомогою атомних установок (АЕС, підводні човни, кораблі тощо). Про те, як виробляють ядерне паливо для реакторів, ми поговоримо далі.
Видобувають уран двома основними способами:
1) Прямий видобуток у кар'єрах або шахтах, якщо дозволяє глибина залягання урану. Із цим методом, сподіваюся, все зрозуміло.
2) Підземне вилуговування. Це коли на тому місці, де знайдено уран, буряться свердловини, в них закачується слабкий розчин сірчаної кислоти, а розчин взаємодіє з ураном, з'єднуючись з ним. Потім суміш, що вийшла, відкачується наверх, на поверхню, і з неї хімічними методами виділяється уран.
Уявімо, ніби ми вже видобули на копальні уран і підготували його для подальших перетворень. На фото нижче – так званий "жовтий кек", U3O8. У бочці для подальшого перевезення.
Все б добре, і цей уран теоретично можна було б відразу використовувати для виробництва палива для АЕС, але на жаль. Природа, як завжди, підкинула нам роботи. Справа в тому, що природний уран складається з суміші трьох ізотопів. Це U238 (99.2745%), U235 (0.72%) та U234(0.0055%). Нас цікавить тут лише U235 - оскільки він відмінно ділиться тепловими нейтронами в реакторі, саме він дозволяє нам користуватися всіма благами ланцюгової реакції поділу. На жаль, його природної концентрації не вистачить для стабільної та тривалої роботи сучасного реактора АЕС. Хоча, наскільки я знаю, апарат РБМК спроектований так, що запуститися на паливі з природного урану зможе, але стабільність, довготривалість та безпека роботи на такому паливі абсолютно не гарантується.
Уран нам треба збагатити. Тобто підвищити концентрацію U235 від природної до тієї, що використовується у реакторі.
Наприклад, реактор РБМК працює на урані збагачення 2.8%, ВВЕР-1000 - збагачення від 1.6 до 5.0%. Суднові та корабельні ядерні енергетичні установки є паливо зі збагаченням до 20%. А деякі дослідні реактори працюють на паливі аж із 90% збагаченням (приклад – ІРТ-Т у Томську).
У Росії її збагачення урану проводиться на газових центрифугах. Т. е. той жовтий порошок, що був на фото раніше, перетворюють на газ, гексафторид урану UF6. Потім цей газ надходить на цілий каскад центрифуг. На виході з кожної центрифуги, через різницю ваги ядер U235 і U238, ми отримуємо гексафторид урану з трохи підвищеним вмістом U235. Процес повторюється багаторазово і в результаті ми отримуємо гексафторид урану з необхідним збагаченням. На фото нижче можна побачити масштаб каскаду центрифуг - їх дуже багато і простягаються вони в далекі дали.
Потім газ UF6 перетворюють назад на UO2, у вигляді порошку. Хімія все-таки дуже корисна наука і дозволяє нам творити такі дива.
Однак цей порошок у реактор так просто не засипати. Точніше, засипати можна, але нічого хорошого з цього не вийде. Його (порошок) треба привести до такого виду, щоб ми могли надовго на роки опустити його в реактор. При цьому саме пальне не повинно контактувати з теплоносієм та виходити за межі активної зони. І ще до всього цього паливо має витримувати дуже суворі тиски та температури, які виникнуть у ньому під час роботи всередині реактора.
Забув, до речі, сказати що порошок теж не аби який - він має бути певних розмірів, щоби при спресуванні та спіканні не утворювалося непотрібних порожнин і тріщин. Спочатку з порошку роблять пігулки, шляхом спресування та довгого випікання (технологія справді непроста, якщо її порушити - паливні пігулки не будуть придатні до використання). Варіації пігулок покажу на фото нижче.
Отвори та виїмки на таблетках потрібні для компенсації теплового розширення та радіаційних формозмін. У реакторі згодом пігулки пухнуть, вигинаються, змінюють розміри, і якщо нічого не передбачити – можуть зруйнуватися, а це погано.
Готові таблетки потім упаковують у металеві трубки (зі сталі, цирконію та його сплавів та інших металів). Трубки закривають з обох кінців та герметизують. Готова трубка з паливом називається твел - тепловиділяючий елемент.
Для різних реакторів потрібні твели різної конструкції та збагачення. Твел РБМК, наприклад, завдовжки 3.5 метри. Твели, до речі, бувають не лише стрижневі. як на фото. Вони бувають пластинчасті, кільцеві, море різних видів та модифікацій.
Твели потім об'єднують у тепловиділяючі зборки - ТВС. ТВС реактора РБМК складається з 18 твелів і виглядає приблизно так:
ТВС реактора ВВЕР виглядає так:
Як видно, ТВС реактора ВВЕР складається з набагато більшої кількості твелів, ніж у РБМК.
Готовий спецвиріб (ТВС) потім з дотриманням запобіжних заходів доставляється на АЕС. Навіщо застереження? Ядерне пальне, хоч поки що й нерадіоактивне, дуже цінне, дороге, і за дуже неакуратного поводження здатне викликати багато проблем. Потім проводиться фінальний контроль стану ТВС і завантаження в реактор. Все, уран пройшов довгий шлях від руди під землею до високотехнологічного устрою всередині ядерного реактора. Тепер у нього інша доля – кілька років тужитися всередині реактора та виділяти дорогоцінне тепло, яке у нього забиратиме вода (або будь-який інший теплоносій).
Атомна електростанція (АЕС) - комплекс технічних споруд, призначених для вироблення електричної енергії шляхом використання енергії, що виділяється при контрольованій ядерній реакції.
Як поширене паливо для атомних електростанцій застосовується уран. Реакція поділу здійснюється в основному блоці атомної електростанції - ядерному реакторі.
Реактор змонтований у сталевому корпусі, розрахованому на високий тиск – до 1,6 х 107 Па, або 160 атмосфер.
Основними частинами ВВЕР-1000 є:
1. Активна зона, де знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція поділу ядер та виділяється енергія.
2. Відбивач нейтронів, що оточує активну зону.
3. Теплоносій.
4. Система управління захисту (СУЗ).
5. Радіаційний захист.
Теплота в реакторі виділяється за рахунок ланцюгової реакції розподілу ядерного палива під дією теплових нейтронів. При цьому утворюються продукти поділу ядер, серед яких є тверді речовини, і гази - ксенон, криптон. Продукти поділу мають дуже високу радіоактивність, тому паливо (таблетки двоокису урану) поміщають у герметичні цирконієві трубки - ТВЕЛи (теплові виділення елементи). Ці трубки об'єднуються по кілька штук поряд в єдину тепловиділяючу збірку. Для керування та захисту ядерного реактора використовуються регулюючі стрижні, які можна переміщати по всій висоті активної зони. Стрижні виготовляються з речовин, які сильно поглинають нейтрони - наприклад, з бору або кадмію. При глибокому введенні стрижнів ланцюгова реакція стає неможливою, оскільки нейтрони сильно поглинаються та виводяться із зони реакції. Переміщення стрижнів здійснюється дистанційно з пульта керування. При невеликому переміщенні стрижнів ланцюговий процес буде розвиватися або загасати. У такий спосіб регулюється потужність реактора.
Схема станції – двоконтурна. Перший, радіоактивний контур складається з одного реактора ВВЕР 1000 і чотирьох циркуляційних петель охолодження. Другий контур, нерадіоактивний, включає парогенераторну і водоживильну установки і один турбоагрегат потужністю 1030 МВт. Теплоносієм першого контуру є некипляча вода високої чистоти під тиском 16 МПа з додаванням розчину борної кислоти - сильного поглинача нейтронів, що використовується для регулювання потужності реактора.
1. Головними циркуляційними насосами вода прокачується через активну зону реактора, де вона нагрівається до температури 320 градусів за рахунок тепла, що виділяється при ядерній реакції.
2. Нагрітий теплоносій віддає свою теплоту воді другого контуру (робочому тілу), випаровуючи в парогенераторе.
3. Охолоджений теплоносій знову надходить у реактор.
4. Парогенератор видає насичену пару під тиском 6,4 МПа, яка подається до парової турбіни.
5. Турбіна приводить у рух ротор електрогенератора.
6. Відпрацьована пара конденсується в конденсаторі і знову подається до парогенератора конденсатним насосом. Для підтримки постійного тиску контуру встановлений паровий компенсатор обсягу.
7. Теплота конденсації пари відводиться з конденсатора циркуляційною водою, яка подається живильним насосом із ставка охолоджувача.
8. І перший, і другий контур реактора герметичні. Це забезпечує безпеку роботи реактора для персоналу та населення.
У разі неможливості використання великої кількості води для конденсації пари замість використання водосховища вода може охолоджуватися в спеціальних охолоджувальних вежах (градирнях).
Безпека та екологічність роботи реактора забезпечуються жорстким виконанням регламенту (правил експлуатації) та великою кількістю контрольного обладнання. Все воно призначене для продуманого та ефективного керування реактором.
Аварійний захист ядерного реактора - сукупність пристроїв, призначена для припинення ланцюгової ядерної реакції в активній зоні реактора.
Активний аварійний захист автоматично спрацьовує при досягненні одним із параметрів ядерного реактора значення, яке може призвести до аварії. Як такі параметри можуть виступати: температура, тиск і витрата теплоносія, рівень та швидкість збільшення потужності.
Виконавчими елементами аварійного захисту є, як правило, стрижні з речовиною, що добре поглинає нейтрони (бором або кадмієм). Іноді для зупинки реактора рідкий поглинач впорскують контур теплоносія.
Додатково до активного захисту, багато сучасних проектів включають також елементи пасивного захисту. Наприклад, сучасні варіанти реакторів ВВЕР включають "Систему аварійного охолодження активної зони" (САОЗ) - спеціальні баки з борною кислотою, що знаходяться над реактором. У разі максимальної проектної аварії (розриву першого контуру охолодження реактора), вміст цих баків самопливом виявляються всередині активної зони реактора і ланцюгова ядерна реакція гаситься великою кількістю речовини, що містить бор, що добре поглинає нейтрони.
Згідно з "Правилами ядерної безпеки реакторних установок атомних станцій", принаймні одна з передбачених систем зупинки реактора має виконувати функцію аварійного захисту (АЗ). Аварійний захист повинен мати щонайменше дві незалежні групи робочих органів. За сигналом АЗ робочі органи АЗ повинні приводитися з будь-яких робочих чи проміжних положень.
Апаратура АЗ повинна складатися щонайменше з двох незалежних комплектів.
Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у діапазоні зміни щільності нейтронного потоку від 7 до 120% номінального забезпечувався захист:
1. За щільністю нейтронного потоку - щонайменше трьома незалежними каналами;
2. За швидкістю наростання щільності нейтронного потоку - щонайменше трьома незалежними каналами.
Кожен комплект апаратури АЗ повинен бути спроектований таким чином, щоб у всьому діапазоні зміни технологічних параметрів, встановленому в проекті реакторної установки (РУ), забезпечувався аварійний захист не менше ніж трьома незалежними каналами за кожним технологічним параметром, яким необхідно здійснювати захист.
Керуючі команди кожного комплекту для виконавчих механізмів АЗ повинні передаватися мінімум двома каналами. При виведенні роботи одного каналу в одному з комплектів апаратури АЗ без виведення даного комплекту з роботи для цього каналу повинен автоматично формуватися аварійний сигнал.
Спрацювання аварійного захисту має відбуватися як мінімум у таких випадках:
1. При досягненні уставки АЗ за густиною нейтронного потоку.
2. При досягненні уставки АЗ за швидкістю наростання щільності нейтронного потоку.
3. При зникненні напруги у будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ та шинах електроживлення СУЗ.
4. При відмові будь-яких двох із трьох каналів захисту за щільністю нейтронного потоку або за швидкістю наростання нейтронного потоку в будь-якому не виведеному з роботи комплекті апаратури АЗ.
5. У разі досягнення уставок АЗ технологічними параметрами, за якими необхідно здійснювати захист.
6. Під час ініціювання спрацьовування АЗ від ключа з блокового пункту управління (БПУ) або резервного пункту управління (РПУ).
Матеріал підготовлений інтернет-редакцією www.rian.ru на основі інформації РІА Новини та відкритих джерел
Під ядерним паливом зазвичай розуміється сукупність всіх нуклідів, що діляться, в активній зоні.Більшість теплових ЕЯР, що використовуються в енергоблоках АЕС, у початковій стадії експлуатації працюють на чисто урановомупаливі, але в процесі кампанії у них відтворюється значна кількість вторинного ядерного палива- плутонію-239, який відразу після його утворення включається до процесу розмноження нейтронів у реакторі. Тому паливом у таких ЯР в будь-якиймомент кампанії слід вважати, як мінімум, сукупність трьох компонентів, що діляться: 235 U, 238 U та 239 Pu. Уран-235 і плутоній-239 діляться нейтронами будь-яких енергій реакторного спектра, а 238 U, як зазначалося, тільки швидкими надпороговими(з Е > 1.1 МеВ)нейтронами.
Основною характеристикою уранового ядерного палива є його початкове збагачення (x)під яким розуміється частка (або відсотковий вміст) ядер урану-235 серед усіх ядер урану. А оскільки більш ніж 99.99% уран складається з двох ізотопів - 235 U і 238 U, то величина збагачення:
У природному металевому урані міститься приблизно 0.714% ядер 235 U, а більше 99.286% становить 238 U (інші ізотопи урану: 233 U, 234 U, 236 U і 237 U - присутні в природному урані в таких незначних увага).
Якщо паливо не свіже (опромінене - ВЯП), то його характеризують ще одним параметром - глибиною вигоряння.
Ядерне паливо – штука дорога. Видобуток уранової руди, отримання природного металевого урану, збагачення його ізотопом 235 U, виготовлення паливної композиції, спекання її в таблетки та їх чистова обробка, виготовлення твелів і тепловиділяючих збірок - все це дуже складні технологічні процеси, що вимагають великих матеріальних та енергетичних. Зрозуміло, що викидати досить велику кількість ядерного палива, що не вигоріло, на цвинтарі радіоактивних відходів було б справою дуже нерозумною.
Відпрацьоване (опромінене) паливо прямує на регенерацію, де паливні компоненти по ланцюжку складних технологічних операцій відокремлюються від продуктів поділу, що накопичилися за час роботи, заново збагачуються ізотопом 235 U і знову включаються в паливний цикл. Зауважимо, що регенерація ядерного палива не менш складна і дорога, аніж виготовлення “свіжого” палива.
Ось чому дуже важливо, щоб у процесі кампанії вигоряла якомога більша частина завантаженого палива, а для регенерації залишалася б якнайменша його частина. Мірою оцінки ефективності використання палива в енергетичних реакторах є дві основні характеристики.
а) Ступінь вигоряння палива - це частка (або відсоток) основного палива, що вигоріло (235 U) від початкової його кількості.
Ступінь вигоряння позначається буквою zі відповідно до визначення дорівнює:
Шляхом елементарних підстановок нескладно показати, що рівень вигоряння в будь-який момент кампанії t- величина, прямо пропорційна величині енерговироблення W(t)якщо не брати до уваги ту частину виробленої енергії, яка отримана в результаті поділів ядер плутонію.
З (15.3.1) випливає, що
Про ефективність використання основного палива в реакторі за час кампанії активної зони можна судити за цифрами максимального ступеня вигоряння (тобто ступеня вигоряння наприкінці кампанії).
Для реакторів типу РБМК-1000 z max = 0.35 0.37, А для реакторів водо-водяного типу (ВВЕР-440, ВВЕР-1000) z max = 0.30 0.33.
Насправді ступінь вигоряння може вимірюватися й у %.
б) Глибина вигоряння- це енерговироблення на даний момент кампанії, що припадає на одиницю маси завантаженого спочатку урану.
Тут йдеться про весь уран(235 U + 238 U), що завантажується в активну зону перед початком кампанії. Якщо позначити величину глибини вигоряння через b, то відповідно до визначення
Глибину вигоряння прийнято вимірювати в МВт добу/т, МВт добу/кг
або ГВт добу/т.
Уявлення про величини глибини вигоряння палива дають такі цифри:
* для реакторів типу РБМК-1000 b max => 20 МВт. добу / кг;
* для реакторів типу ВВЕР- 1000 b max => 40 50 МВт. добу / кг.
У реакторах АЕС використовується уран низького збагачення (збагачений до 1.8 5.2%), в реакторах морських транспортних ядерних енергоустановок початкове збагачення ядерного палива становить 21 45%, а в установках з рідкометалевими реакторами використовується ядерне паливо з збагаченням до 90%. Використання палива з низьким збагаченням на АЕС пояснюється економічними міркуваннями: технологія виробництва збагаченого палива складна, енергоємна, вимагає складного та громіздкого обладнання, а тому і є дорогою технологією.
Металевий уран термічно не стійкий, схильний до фазових перетворень при відносно невисоких температурах і хімічно нестабільний, а тому неприйнятнийяк паливо енергетичних реакторів. Тому уран у реакторах використовується не в суто металевому вигляді, а у формі хімічних (або металургійних) сполук з іншими хімічними елементами. Ці сполуки називаються паливними композиціями.
Найбільш поширені в реакторній техніці паливні композиції:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 . (Cu-UO 2)
Інший (інші) хімічний елемент паливної композиції називають розріджувачем палива. У перших двох з перерахованих паливних композицій розріджувачем є кисень, у других двох - вуглець, наступних відповідно азот, кремній, алюміній з кремнієм і берилій.
Основні вимоги до розріджувача - ті ж, що й уповільнювачі в реакторі: він повинен мати високе мікросічення пружного розсіювання і, можливо, нижче мікросічення поглинання теплових і резонансних нейтронів.
Найбільш поширеною паливною композицією в енергетичних реакторах АЕС є діоксид урану(UO 2), та її розріджувач - кисень - повною мірою відповідає всім згаданим вимогам .
Температура плавлення діоксиду (2800 oС) та його висока термічна стійкість дозволяють мати високотемпературнепаливо з допустимою робочою температурою до 2200 про З.
(ЯДЕРНІ ТЕХНОЛОГІЇ)Первинне ядерне паливо
(ЯДЕРНІ ТЕХНОЛОГІЇ)Керамічне ядерне паливо.
В даний час в більшості енергетичних реакторів застосовується керамічне паливо на основі діоксиду урану U02, яке вперше було отримано в 1950 р. Ця речовина має високу жароміцність, що дозволяє працювати при великих температурах ядерного палива (/Г1Л = 28500 С), хімічно стійка.(ЯДЕРНІ ТЕХНОЛОГІЇ)
Первинне ядерне паливо
Уран - головний елемент атомної енергетики, що використовується як ядерне паливо, сировина для отримання плутонію та в ядерній зброї. Вміст урану в земній корі становить 2,5-10-4%, а сумарна кількість у шарі літосфери товщиною 20 км доходить до 1,3-1014 т. Мінерали урану є практично скрізь. Однак...(ЯДЕРНІ ТЕХНОЛОГІЇ)
З. Вторинні ресурси. Ядерне паливо, що відпрацювало
В результаті роботи атомної енергетики, як і за будь-якої іншої індустріальної діяльності, утворюються продукти, які не є метою даного виробництва (виробництво електроенергії з ядерного палива, що використовується в ядерних реакторах). Однак ядерне паливо, яке відпрацювало, яке екологи намагаються...(ЯДЕРНІ ТЕХНОЛОГІЇ)
Активна зона енергетичного ядерного реактора (а.з.ЕЯР)- це частина його обсягу, в якій конструктивно організовані умови для здійснення безперервної ланцюгової реакції, що самопідтримується, поділу ядерного палива і збалансованого відведення генерованого в ньому тепла з метою його подальшого використання.
Вдумавшись у сенс цього визначення стосовно активної зо-не теплового ЕЯР, можна зрозуміти, що принциповими компонентами такої активної зони є ядерне паливо, сповільнювач, теплоносій та інші конструкційні матеріали. зона повинні бути нерухомо зафіксовані у реакторі, являючи собою по можливості розбірний технологічний агрегат.
Під ядерним паливом зазвичай розуміється сукупність всіх нуклідів, що діляться, в активній зоні. Більшість використовуваних в енергоблоках АЕС теплових ЕЯР в початковій стадії експлуатації працюють на чисто урановому паливі, але в процесі кампанії в них відтворюється істотна кількість вторинного ядерного палива - плутонію-239, який відразу після його утворення включається в процес розмноження нейтронів в реакторі . Тому паливом у таких ЕЯР у будь-який довільний момент кампанії треба вважати сукупність трьох компонентів, що діляться: 235 U, 238 U і 239 Pu. Уран-235 і плутоній-239 діляться нейтронами будь-яких енергій реакторного спектра, а 238 U, як зазначалося, лише швидкими надпороговими (з Е > 1.1 МеВ) нейтронами.
Основною характеристикою уранового ядерного палива є його початкове збагачення (x), під яким розуміється частка (або відсотковий вміст) ядер урану-235 серед усіх ядер урану. А оскільки більш ніж 99.99% уран складається з двох ізотопів - 235 U і 238 U, то величина збагачення:
x = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
У природному металевому урані міститься приблизно 0.71% ядер 235 U, а більше 99.28% становить 238 U. Інші ізотопи урану (233 U, 234 U, 236 U і 237 U) присутні в природному урані в настільки незначних братися до уваги.
У реакторах АЕС використовується уран, збагачений до 1.8 ÷ 5.2%, в реакторах морських транспортних ядерних енергоустановок початкове збагачення ядерного палива становить 20 ÷ 45%. Використання палива низьких збагачень на АЕС пояснюється економічними міркуваннями: технологія виробництва збагаченого палива складна, енергоємна, потребує складного та громіздкого обладнання, а тому є дорогою технологією.
Металевий уран термічно не стійкий, схильний до алотропних перетворень при відносно невисоких температурах і хімічно нестабільний, а тому неприйнятний як паливо енергетичних реакторів. Тому уран у реакторах використовується над чисто металевому вигляді, а формі хімічних (або металургійних) сполук коїться з іншими хімічними елементами. Ці сполуки називаються паливними композиціями.
Найбільш поширені в реакторній техніці паливні композиції:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 .
Інший (інші) хімічний елемент паливної композиції називають розріджувачем палива.
У перших двох з перерахованих паливних композицій розріджувачем є кисень, у других двох - вуглець, у наступних відповідно азот, кремній, алюміній з кремнієм і берилій.
Основні вимоги до розріджувача - ті ж, що і сповільнювача в ре-актори: він повинен мати високе мікросічення пружного розсіювання і можливо нижче мікросічення поглинання теплових і резонансних ней-тронів.
Найбільш поширеною паливною композицією в енергетичних реакторах АЕС є діоксид урану(UO 2), та її розріджувач - кисло-рід - повною мірою відповідає всім згаданим вимогам .
Температура плавлення діоксиду (2800 oС) та його висока термічна стійкість дозволяють мати високотемпературнепаливо з допустимою робочою температурою до 2200 про З.
