Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

ГЛАВА 13
МАТЕРИАЛЫ В ЯДЕРНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ,
ПРОЦЕССАХ ОБОГАЩЕНИЯ И ПЕРЕРАБОТКИ ТОПЛИВ

13.1. ВВЕДЕНИЕ

Основным ядерным топливом деления является уран, содержащийся в природе в ограниченном количестве. В изотопном составе природного урана (см. гл. 3) содержится всего 0,720% 235U. На практике в большинстве ядерных реакторов деления, в первую очередь LWR, используют в качестве топлива обогащенный 235U, полученный в процессе газовой диффузии или газового центрифугирования.
Добыча, концентрирование и получение уранового топлива, его конверсия, обогащение, изготовление твэлов и их работа в ядерном реакторе, переработка и извлечение неиспользованных делящихся и сырьевых материалов, отделение вновь образованного ядерного топлива (плутония) и захоронение радиоактивных отходов представляют собой основные стадии ядерного топливного цикла. Основываясь на соображениях охраны здоровья, безопасности и экономичности, осуществление ядерного топливного цикла связано с множеством сложных проблем как на стадиях разработки, так и эксплуатации. Среди них главными являются процессы обогащения топлива (235U), переработки отработавшего топлива и захоронения радиоактивных отходов.
При разработке и конструировании исследовательского или энергетического реактора с высокой энергонапряженностью требуется как слабо, так и сильно обогащенный 235U, т.е. процесс обогащения для выделения 235U из природного урана является необходимым.
В ходе нормальной эксплуатации время использования (нахождения) уранового (или U-Pu) топлива в ядерном реакторе ограничивается постепенным обеднением делящегося топлива; накоплением продуктов деления, поглощающих нейтроны; радиационным распуханием и радиационным охрупчиванием тепловыделяющих элементов (см. гл. 5—7) и усталостным и коррозионным растрескиванием тепловыделяющих элементов. Эти факторы могут привести к повреждению твэлов [1—3]. После определенного периода эксплуатации топливные элементы должны быть заменены новыми, хотя доля выгоревшего делящегося топлива мала (например, 2—10% выгорания топлива). Неиспользованные делящийся и сырьевой материалы и вновь наработанное топливо должны быть переработаны, восстановлены и направлены в повторный цикл. На практике эта процедура называется переработкой топлива.
На предприятии по переработке ядерного топлива [после того как горячие, радиоактивные, отработавшие тепловыделяющие элементы   прошли выдержку в бассейнах с охлаждающей водой (бассейны выдержки) от 3 до 12 месяцев для снижения радиоактивности  для разделения урана, плутония и продуктов деления применяются как химические, так и металлургические процессы. Промежуточными продуктами разделения являются нитрат у ранила, нитрат плутония и растворы радиоактивных отходов. Нитрат у ранила можно превратить в U, UO3 или UO: Последующими превращениями можно перевести U и UO3 в Ub6 и UO2. Аналогично нитрат плутония можно превратить в PuO2. Некоторые полезные продукты деления, такие как 90Sr и 137Cs, можно извлечь из растворов радиоактивных отходов методом растворной экстракции. Таким образом, конечными продуктами процесса переработки отработавшего топлива являются уран, плутоний и полезные нуклиды продуктов деления.
Остаточные растворы представляют собой так называемые отходы высокой удельной активности, которые могут быть сконцентрированы выпариванием. Концентрированные отходы помещаются в железобетонные емкости с внутренней стальной облицовкой для кратковременною хранения или отверждаются в стекловидную форму химической соли для длительного хранения в пригодных для этого местах [4]
Все больше возрастает роль долгосрочного планирования ядерных топливных циклов, в частности в отношении обогащения, переработки, извлечения и рециклирования топлива, а также в отношении последующего захоронения радиоактивных отходов и управления этими процессами. Правильная организация ядерного топливного цикла, так же как и правильный выбор материалов ядерного реактора, имеет исключительное значение для развития ядерной энергетики, обеспечения безопасности, экологической чистоты и мирного использования ядерной энергии

13.2. ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

Атомная электростанция, в которой происходит ядерная реакция и выделяется энергия, является лишь центральным узлом сложной системы, называемой ядерным топливным циклом (ЯТЦ). Основными составляющими этой сложной системы являются добыча, концентрирование и производство топлива, обогащение топлива, изготовление твэлов, переработка отработавшего топлива в рециклирование делящихся и сырьевых материалов, захоронение радиоактивных отходов в соответствующих для этого местах. Другими словами, комплексная эксплуатация системы и представляет собой ядерный топливный цикл ядерной энергетики [5, 6].
Экономические оценки показывают, что стоимость топлива, включая добычу, производство, обогащение, изготовление твэлов, переработку, транспортировку и захоронение, составляет примерно 40—55% общей стоимости выработанной электроэнергии*.

*С таким общим утверждением (40-55%) нельзя согласиться, так как суммарная стоимость топлива зависит от стоимости всех составляющих добычи урана, уровня технологии, масштабов производства и т п. В настоящее время топливная составляющая стоимости электроэнергии, выработанной на АЭС' с тепловыми реакторами, составляет в среднем около 30-35% - Прим ред.


Варьирование комбинациями делящихся и сырьевых материалов приводит к трем основным ядерным топливным циклам: уран-плутониевому циклу; циклу с рециркуляцией плутония или смешанному уран-плутониевому циклу, уран-ториевому топливному циклу. В настоящее время большинство исследовательских и энергетических тепловых реакторов работают в уран-плутониевом топливном цикле.

  1. Уран-плутониевый топливный цикл. Запишем ядерные реакции, приводящие к уран-плутониевому циклу (238U — сырьевой материал):

(13.1)
Эти ядерные реакции осуществляются за счет нейтронного облучения 2 38U в активной зоне теплового энергетического реактора, работающего на 235U. На рис. 13.1 показана блок-схема типичного уран-нлутониевого ЯТЦ. Природным источником ядерного топлива является урановая руда, которая после добычи, измельчения и очистки концентрируется и доставляется на предприятие по переработке уранового сырья в форме U3O8 (известным как ’’желтый порошок”). U3O8 получают нагреванием сырьевого материала UO3:

(13.2а)
(13.26)
U3O8 является товарным продуктом, содержащим небольшое количество примесей металлов и следы радиоактивных соединений, таких как оксид радия. Желтый порошок подвергают экстракции и очистке с последующим получением либо диоксида урана (коричневого оксида)

Рис. 13 1. Блок-схема типичного уран-плутониевого ЯТЦ
(13.3)

либо в результате двустадийного фторирования гексафторида урана (см. § 6.3 и 6.4)

(13.4)
(13.5)
Газообразный UF6 поступает на завод по разделению изотопов для получения обогащенного 235U, который затем направляется на предприятие по изготовлению твэлов. Для изготовления твэлов используются соединения урана UO2 или UC. Каждый тепловыделяющий элемент обязательно должен быть заключен в оболочку из алюминия, сплава магния, сплава циркония или нержавеющей стали (см. гл. 10) для защиты топлива от коррозии теплоносителем реактора (см. гл. 11), предотвращения утечки газообразных продуктов деления и обеспечения механической прочности и структурной целостности твэлов.
После эксплуатации и выгрузки из ядерного реактора высокорадиоактивные отработавшие твэлы выдерживаются в бассейне для снижения общей радиоактивности отработавшего топлива, после чего можно проводить процесс переработки. Конечными продуктами процесса являются уран, плутоний и полезные радионуклиды. Извлеченный уран, обедненный 2isU вследствие выгорания, можно снова превратить в UF6 и направить на повторное обогащение. В то же время извлеченный в процессе переработки плутоний, являющийся продуктом ядерных превращений (13.1), можно использовать в качестве делящегося материала в быстрых реакторах-размножителях.
Таким образом, рассмотренные выше процессы, начиная с добычи урановой руды, ее измельчения, концентрирования, очистки и получения уранового товарного продукта; получения UF6; обогащения топлива 235U; изготовления твэлов и их эксплуатации в ядерном реакторе; выдержки отработавшего топлива в бассейне охладителя, переработки, превращения извлеченного урана в UF6 для повторного обогащения и извлечения плутония из отработавшего топлива и кончая хранением и захоронением радиоактивных отходов, полностью завершают уран- плутониевый ЯТЦ, показанный на рис. 13.1.


Рис. 13.2. Блок-схематорий-уранового ЯТЦ

13.2.2.            Рециркуляция плутония или смешанный уран-плутониевый ЯТЦ. Как говорилось выше и как следует из рис. 13.1, извлеченный из отработавшего топлива плутоний можно использовать в качестве делящегося материала в ядерном реакторе, работающем в ЯТЦ с рециркуляцией плутония. Различие между уран-плутониевым ЯТЦ и ЯТЦ с рециркуляцией плутония заключается в следующем: 1) в уран-плутониевом ЯТЦ работают в основном тепловые реакторы, использующие 235U238U b качестве делящегося и сырьевого материала соответственно; 2) в ЯТЦ с рециркуляцией плутония наиболее эффективно работают быстрые реакторы- размножители с соответственно 239Pu и 238U в качестве делящегося и сырьевого материала; 3) быстрый реактор-размножитель, работающий на плутонии, вырабатывает больше топлива, чем расходует. Другими словами, уравнения (13.1) остаются справедливыми и для ЯТЦ с рециркуляцией плутония, однако топливом в этом случае служит не 235U, а 239Pu, значительно более эффективный делящийся материал для быстрых реакторов-размножителей.
В ЯТЦ с рециркуляцией плутония или смешанном уран-плутониевом ЯТЦ извлеченный из отработавшего топлива теплового реактора плутоний может быть прямо направлен на предприятие по изготовлению твэлов (пунктирная линия на рис. 13.1). Отработавшие твэлы, по завершении кампании в быстром реакторе-размножителе, выгружаются из реактора и выдерживаются в течение нескольких месяцев в бассейне выдержки для снижения общей радиоактивности. Затем на стадии переработки отработавшего топлива извлекается больше плутония, чем было израсходовано в ядерном реакторе. Воспроизведенный плутоний опять направляется на предприятие по изготовлению твэлов для быстрых реакторов-размножителей. Эта процедура, таким образом, завершает ЯТЦ с рециркуляцией плутония для быстрого реактора-размножителя, способного вырабатывать электроэнергии и плутония больше, чем расходовать (избыточный коэффициент воспроизводства).

  1. Уран-ториевый ЯТЦ. Ядерные реакции, приводящие к уран- ториевому топливному циклу (с участием 232Th как сырьевого материала) , показаны ниже:

(13.6)
Данные ядерные реакции протекают за счет нейтронного облучения сырьевого материала 232Th в активной зоне ядерного реактора с делящимися материалами 235U или 239Pu. В случае использования в качестве топлива 233U он подвергается рециркуляции в уран-ториевом топливном цикле.
Предполагается, что в уран-ториевом ЯТЦ в качестве топлива используется обогащенный 235U, а в качестве сырьевого материала — 232Th, как показано на блок-схеме типичного уран-ториевого ЯТЦ (рис. 13.2). Из песчаных ториевых руд после добычи, измельчения, экстрагирования, очистки и концентрирования получают металлический 232Th или его оксид ThO2. В процессе изготовления твэлов в сырьевой материал добавляют сильно обогащенный 235U в виде металла или диоксида UO2.

После  эксплуатации в тепловом реакторе отработавшие твэлы выгружают из реактора и выдерживают в бассейнах выдержки с мощной защитой из-за высокоинтенсивного нейтронного и гамма-излучения продуктов деления (см. гл. 9). Процесс переработки топлива (процесс THOREX) и последующее совместное извлечение 233U и 232Th требуют дистанционного управления и мощной радиационной защиты. Указанные требования также необходимы для процесса изготовления твэлов.
С учетом проблемы безопасности и экономики, технология уран- ториевого ЯТЦ еще не так хорошо развита, как технология уран-плутониевого ЯТЦ.

ТЕХНОЛОГИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Среди трех основных ядерных топливных циклов наиболее развитой технологией обладает и наибольшее применение получил уран-плутониевый ЯТЦ. На сегодняшний день большинство тепловых энергетических реакторов работают в уран-плутониевом ЯТЦ.
Как отмечалось выше, 235U в качестве топлива и 238U в качестве сырьевого материала в основном применяются в тепловых реакторах с уран-плутониевым ЯТЦ, в то время как топливо 239Pu и сырьевой материал 238U — в быстрых реакторах-размножителях, работающих в ЯТЦ с рециркуляцией плутония. 233U - 232Th как топливный и сырьевой материал могут применяться в тепловых и быстрых реакторах-размножителях с использованием уран-ториевого цикла. Ввиду распространенности природного тория, его механических и металлургических свойств, устойчивости к действию облучения и термической стабильности уран- ториевый ЯТЦ может найти применение в будущем. Однако высокая интенсивность наведенной активности и радиоактивности продуктов деления, требующая дистанционного управления и тщательной защиты в процессах изготовления твэлов, переработки и хранения отработавшего топлива снижает его преимущества как с экономической, так и технологической точки зрения.
В то время как постоянно развивающаяся технология уран-плутониевого ЯТЦ вносит решающий вклад в сегодняшнее производство электроэнергии на АЭС, ЯТЦ с рециркуляцией плутония приобретает значение в ближайшем будущем. Ощущается, что интерес к развитию технологии ЯТЦ с рециркуляцией плутония, в котором работают быстрые реакторы- размножители, такие как LMFBR, будет расти по мере роста потребности в новых ядерных энергоисточниках и производства (бридинга) ядерного топлива.

МАТЕРИАЛЫ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В ЯДЕРНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ

Материалы, применяемые в ядерных топливных циклах, сосредоточены в основном в активной зоне ядерного реактора. К ним относятся делящиеся материалы — 235U,235Pu и 239U и сырьевые материалы — 238U и 232Th (см. гл. 3). Для изготовления твэлов необходимы конструкционные материалы. Для хранения отработавших твэлов, переработки топлива
и извлечения из него полезных компонентов, хранения и захоронения радиоактивных отходов и повторного изготовления твэлов требуются охлаждающие, защитные, конструкционные материалы, материалы оболочек. Детальный анализ материалов, участвующих в ядерных топливных циклах, был дан в гл. 6—12.
Среди делящихся и сырьевых ядерных материалов (или нуклидов) 235U, 238U и 239Pu играют ключевую роль в производстве энергии в тепловых реакторах. Так как природный уран состоит в основном из 238U и 235U, а плутоний является искусственно полученным из урана топливом, то уран можно назвать основным топливом ядерной энергетики.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети