Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС - презентация, доклад, проект скачать

Нажмите для полного просмотра!

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №1

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №2

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №3

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №4

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №5

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №6

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №7

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №8

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №9

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №10

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №11

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №12

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №13

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №14

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №15

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №16

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №17

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №18

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №19

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №20

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №21

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №22

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №23

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №24

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №25

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №26

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №27

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №28

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №29

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №30

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №31

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №32

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №33

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №34

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №35

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №36

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №37

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №38

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №39

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №40

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №41

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №42

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №43

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №44

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №45

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №46

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №47

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №48

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №49

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №50

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №51

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №52

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №53

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №54

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №55

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №56

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №57

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №58

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №59

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №60

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №61

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №62

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №63

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №64

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №65

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №66

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №67

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №68

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №69

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №70

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №71

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №72

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №73

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №74

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №75

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №76

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №77

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №78

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №79

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №80

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №81

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №82

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №83

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №84

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №85

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №86

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №87

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №88

Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС, слайд №89

Содержание ▲

Вы можете ознакомиться и скачать презентацию на тему Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС. Доклад-сообщение содержит 89 слайдов. Презентации для любого класса можно скачать бесплатно. Если материал и наш сайт презентаций Mypresentation Вам понравились – поделитесь им с друзьями с помощью социальных кнопок и добавьте в закладки в своем браузере.

Слайды и текст этой презентации

Слайд 1

Описание слайда:

Лекция №2 Ядерный топливный цикл и место в нем АЭС

Слайд 2

Описание слайда:

Вопросы: Ядерный топливный цикл Урановое Производство. Добыча и переработка урановой руды. Переработка уранового сырья - гидрометаллургия (концентрирование, выщелачивание урановых руд и производство уранового концентрата). Аффинажное производство (производство оксидов и фторидов урана). Металлургия урана. Изотопное обогащение урана (методы разделения изотопов, виды обогащённого урана, промышленное обогащение урана). Изготовление ЯТ, использование на АЭС, хранение ОЯТ. Обработка и хранение ОЯТ, обращение с РАО.

Слайд 3

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл состоит из трех стадий: Ядерный топливный цикл состоит из трех стадий: А) начальная (добыча, переработка урановой руды, обогащение урана, производство топлива); Б) основная (производство электрической и тепловой энергии на АЭС и хранение отработавших твэлов); В) заключительная (транспортировка, хранение, переработка ОЯТ, обработка и захоронение РАО). Существуют следующие основные урановые топливные циклы: Топливный цикл на природном уране – разомкнутый. Наиболее простой, т.к. нет обогащения природного урана ураном 235, а регенерация извлекаемого топлива (плутоний) не влияет на работу АЭС). Топливный цикл на обогащенном уране – может быть разомкнутым или замкнутым (у нас нет). Особенность – наличие предприятий по обогащению ЯТ ураном 235

Слайд 4

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл. В XXI веке к атомной энергетике предъявляются 5 основных требований: безопасность, утилизация плутония и недопущение его распространения, топливообеспечение, переработка и захоронение РАО, экономичность, конкурентоспособность.

Слайд 5

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл. Триединство качеств ядерной энергетики: огромный энергоресурсный (теплотворная способность ядерного топлива в 2–3 млн. раз больше, чем у традиционных видов), энергоэкономический (экономические показатели не зависят от места расположения) и энергоэкологический (отсутствие вредных выбросов) потенциалы, позволит выполнить эти основные требования.

Слайд 6

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл. Атомная энергетика наработала уже более 10000 реакторолет, из них 7000 без крупных аварий после апреля 1986 года. В 2006 году в 30 странах мира действовало более 442 энергоблоков, в стадии строительства находится около 35 энергоблоков. В мире существуют два вида ядерного топливного цикла: закрытый и открытый.

Слайд 7

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл – Ядерный топливный цикл – это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Слайд 8

Описание слайда:

Развитие ядерной энергетики в том числе и в Украине пошло по линии уже освоенного оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использованием простых и удобных в эксплуатации твердотопливных реакторов с водяным охлаждением. Развитие ядерной энергетики в том числе и в Украине пошло по линии уже освоенного оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использованием простых и удобных в эксплуатации твердотопливных реакторов с водяным охлаждением. Что касается ядерной энергетики Украины на данный момент, то она является важной составляющей общего топливно-энергетического комплекса и занимает ведущие позиции в электрообеспечении страны. В настоящее время в Украине на четырех АЭС действуют тринадцать ВВЭР-1000 и два ВВЭР-440 ядерных энергоблоков с общей установленной мощностью 13835 МВт. Украина является одной из немногих стран мира, в которой возможно создание ядерного цикла.

Слайд 9

Описание слайда:

Ядерный топливный цикл. В соответствии с ними есть два подхода к обращению с ОЯТ. При закрытом цикле ОЯТ поступает на переработку с извлечением урана, плутония и других ценных компонентов и возвращением их в ядерный цикл. При открытом цикле осуществляется, длительное хранение ОЯТ с его последующим захоронением без переработки.

Слайд 10

Описание слайда:

Слайд 11

Описание слайда:

Слайд 12

Описание слайда:

Добыча природного урана Уран широко распространен в природе. Значительные его количества обнаружены во многих горных породах и в океанах. Средняя концентрация урана в земной коре~4·10-6 г/г породы. Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175°C, образуя U3O8. При 1000°C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл: медленно при низкой температуре, и быстро при высокой.

Слайд 13

Описание слайда:

Добыча природного урана Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, но не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться. Среднее содержание урана в промышленной руде составляет~0,22% U3O8. При столь малой концентрации для извлечения 1 т урана требуется добыть и переработать~1000 т рудной массы, предварительно освобожденной от пустой породы, т.е. после обогащения руды.

Слайд 14

Описание слайда:

Переработка урановой руды Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать: отделить полезные минералы от пустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых химических концентратов – дробление и измельчение исходной руды (перевод урана из руды в раствор), селективное выделение урана из растворов. Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают - различными физическими методами увеличивают содержание урана.

Слайд 15

Описание слайда:

Переработка урановой руды Наиболее часто применяются три метода обогащения руды: радиометрический, основанный на основе радиоактивности урана и продуктов его распада, гравитационный, использующий разницу плотностей минералов урана (6,5-10,5г/см3) и минералов пустой породы (2,5-2,7 г/см3), и флотационный, основанный на различии в смачиваемости минералов.

Слайд 16

Описание слайда:

Переработка урановой руды Самой современной технологией извлечения урана из руды (до 90–95%) является гидрометаллургическая, которая требует превращения руды путем дробления и помола в рудную муку (порошкообразное состояние). Извлечение урановых оксидов из мелкоразмолотой руды связано с расходом больших количеств воды и химических реагентов. В зависимости от химического и минералогического состава руд для выщелачивания применяются кислотные или щелочные реагенты – серная, азотная, фтористоводородная кислоты или карбонаты щелочных элементов. В случае использования кислотного раствора предпочтительными являются методы селективной экстракции или ионного обмена.

Слайд 17

Описание слайда:

Схема основных стадий переработки урановой руды 1 – дробление и измельчение; 2 – выщелачивание; 3 – селективное выделение урана из растворов и пульп; 4, 7 – селективная экстракция; 5 – десорбция; 6 – промывка водой; 8 – осаждение, сушка и упаковка

Слайд 18

Описание слайда:

Переработка урановой руды Поступающая с рудников руда измельчается до состояния мелкого песка. При мокром измельчении получаемая суспензия подается в контур выщелачивания, куда добавляется кислота. Для многих руд необходимо добавлять окислитель, чтобы перевести уран в шестивалентное состояние, соединения которого имеют высокую растворимость. После выщелачивания производят разделение жидкой и твердой фаз.

Слайд 19

Описание слайда:

Переработка урановой руды Уран извлекают из раствора методом селективной экстракции или ионного обмена. Уран осаждается, обезвоживается и высушивается, упаковывается и отправляется на металлургический завод для получения чистого урана или его соединений Концентраты природного урана подвергаются тонкой очистке от примесей. Для этого урановые концентраты растворяют в азотной кислоте. При этом закись-оксид урана переводится в уранилнитрат.

Слайд 20

Описание слайда:

Технологическая схема гидрометаллургического завода фирмы «Конвиста юрениум

Слайд 21

Описание слайда:

Аффинаж На всех этапах переработки урановых руд проходит определённая очистка урана от примесей. Однако полной очистки получаемых химических концентратов достичь не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60-80 %, другие 95-96 % U3O8, а остальное - различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива, поэтому обязательна следующая стадия ядерного топливного цикла – аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от примесей и, особенно, от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий, европий, гадолиний, самарий и т.д.).

Слайд 22

Описание слайда:

Аффинаж Методы аффинажа урана разнообразны. Наибольшее распространение получили следующие способы очистки: - пероксидный (выделение пероксида урана UO4•H2O из раствора уранилнитрата UO2(NO3)2 под действием пергидроля H2O2); - карбонатный (добавляют бикарбонат аммония NH4HCO3 ,уран осаждают в виде очень устойчивого комплексного соединения – уранилтрикарбоната аммония); - экстракционный растворителями (урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей

Слайд 23

Описание слайда:

Аффинаж Экстракция урана проводится в растворе трибутилфосфата в керосине. Тонкая очистка позволяет снизить содержание элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов, таких как бор, кадмий, и редкоземельных элементов до миллионных долей процента. При этом уменьшается и содержание других элементов. Прокаливание полученных при аффинаже осадков урановых солей позволяет получить чистые оксиды урана.В результате тонкой очистки получают один из оксидов урана – UO2, UO3или U3O8. Это еще не ядерное топливо, а урановое топливное сырье. Оксиды урана превращают в газообразныйгексафторид UF6, используемый в производстве обогащенного урана.

Слайд 24

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Для получения высокой удельной энерговыработки в реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной ядерной энергетики, требуется ядерное топливо с более высоким содержанием 235U, чем в уране природного состава, т.е. необходим обогащенный уран. Поэтому весь добытый природный уран поступает для обогащения по 235U на разделительный (газодиффузионный или центрифужный) завод после предварительного фторирования, т.е. в виде UF6. Производство гексафторида урана UF6 для обогатительных заводов проводится на специальных установках. Для этого широко используются очистительно-фторидный процесс и процесс получения UF6 сухим способом.

Слайд 25

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Очистительно-фторидный процесс включает экстракцию урана из нитратного раствора, который промывается водой для удаления примесей. Затем уран экстрагируется в разбавленный раствор азотной кислоты (0,01% HNO3), а образовавшийся оксид урана восстанавливается водородом до UO2, который преобразуется в UF4(зеленая соль) реакцией с газообразным UF, а затем UF4превращается в UF6в реакции с газообразным фтором. Процесс получения UF6 сухим способом включает восстановление в жидком виде, гидрофторирование и затем фторирование UO2. После этого UF6 дважды очищается для получения чистого продукта

Слайд 26

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 27

Описание слайда:

Слайд 28

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Гексафторид урана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами. Во-первых, UF6 — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычной температуре, но при пониженном давлении в газообразном состоянии. Во-вторых, гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется, т.е. превращается в газ из твердого состояния, минуя жидкую фазу. При температуре 56,5 C давление пара UF6 над твёрдым продуктом составляет 760 мм рт. ст. и гексафторид «кипит». При повышенном давлении UF6 может существовать в жидкой фазе. Его тройная точка соответствует температуре 64,05 С при давлении пара 1134 мм рт. ст.

Слайд 29

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Некоторые свойства гексафторида урана создают трудности при его промышленном использовании и требуют специального подбора материалов в технологическом оборудовании. UF6—вещество химически активное. При взаимодействии UF6 с водой, органическими веществами и металлами возникают нелетучие соединения урана (например, тетрафторидурана—зеленая соль), осаждающиеся на стенках оборудования. Основной промышленный способ получения UF6 -фторирование различных соединений урана. Наиболее часто отдают предпочтение методам, основанным на фторировании тетрафторида уранаUF4. Предварительно тетрафторид урана получают из оксидов с помощью HF.

Слайд 30

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Процесс фторирования и значительной степени является аффинажным, поскольку попутно получаемый гексафторид урана дополнительно очищается от примесей других химических элементов, которые остаются в твердых осадках фторирования («золе», «огарках», «твердых отходах») вместе с непрореа-гировавшим UF. Количество твердых отходов около 0, 5%, но они радиоактивны, так как содержат продукты распада урана (изотопы тория и протактиния), и являются интенсивными источниками γ-излучения.

Слайд 31

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах, за исключением канадских тяжеловодных реакторов CANDU, базируется на слабообогащенном (3—5%) 235U урановом топливе. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

Слайд 32

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Основные используемые методы разделения изотопов: • Газовая диффузия. • Газовое центрифугирование. • Аэродинамическая сепарация. • Жидкостная термодиффузия. • AVLIS (atomicvaporlaserisotopeseparation) - испарение с использованием лазера. • Химическое обогащение. • Дистилляция. • Электролиз. • Электромагнитное разделение.

Слайд 33

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов В настоящее время основным, а до недавнего времени единственным, промышленным методом производства обогащенного урана был газодиффузионный. Этот метод использует различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. Вещество должно находиться в газообразном состоянии. При различных скоростях движения молекул, если заставить их двигаться через тонкую трубочку, более быстрые и легкие обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Таким образом, ключевой момент здесь - изготовление пористых мембран для разделения. Они должны не допускать утечек, выдерживать избыточное давление.

Слайд 34

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 35

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 36

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Для некоторых легких элементов степень разделения может быть достаточно велика, но для урана - только 1.00429 (выходной поток каждой ступени обогащается в 1.00429 раза). Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия – огромные по размерам, состоят из тысяч ступеней обогащения. В 1980 г. на долю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. В последние годы получает все большее распространение конкурирующий с ним центробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовых центрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF6.

Слайд 37

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов Обогащение урана методом газовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловом равновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетической анергией. Менее тяжелые молекулы 235UF6 обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы 235UF6 . В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать (диффундировать) более легкие молекул 235UF6 . Соответственно молекулы тяжелого изотопа будут концентрироваться перед перегородкой. Отношение концентрации легких и тяжелых молекул до и после перегородки (коэффициент обогащения). В Европе, США, Японии освоена технология разделения изотопов урана методом газовой центрифуги, который более экономичен и позволяет снизить затраты на разделительную работу.

Слайд 38

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 39

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 40

Описание слайда:

Производство UF6: разделение изотопов

Слайд 41

Описание слайда:

Производство ядерного топлива.

Слайд 42

Описание слайда:

Производство ядерного топлива. Исходным материалом для получения таблеток UO2 из обогащенного урана служит газообразный UF6, доставляемый с обогатительных заводов в контейнерах массой приблизительно по 15 т. В настоящее время существуют несколько процессов преобразования UF6в UO2. Один из этих процессов, так называемый AUC-процесс (аммониумуранилкарбонатный) Сначала газообразный UF6 пропускают через водный раствор и получают уранилфторид (UO2F2). Затем, смешивая его с аммиаком (NH3) и СО3, получают уранилкарбонат аммония, который выпадает в осадок. Суспензию пропускают через ротационный фильтр, промывают и помещают в печь с кипящим слоем, где NН3 и СО3 под воздействием температуры распадаются. Получаемый триоксид урана UО3при температуре примерно 500°С восстанавливается водородом до диоксида урана UO2. Содержание остаточных фтористых соединений в порошке UO2 уменьшают до 0,01% путем пропускания водяного пара при температуре 650°С. Таблетки из UО2 изготавливают методом порошковой металлургии.

Слайд 43

Описание слайда:

Производство ядерного топлива. Сначала порошок UО2 гомогенизируют, а затем при помощи дробления и просеивания получают мелкодисперсный порошок После добавления связующих и смазочных материалов таблетки прессуют до плотности приблизительно 55 г/см3. В специальной печи для обжига при температуре 500–1000°С связующие, смазочные материалы и фториды улетучиваются, а оксид урана восстанавливается водородом до стехиометрического состава UO2. После этого таблетки спекают в течение 2–3 ч при температуре 1600–1750°С. При этом плотность таблеток становится равной 10,3 – 10,5 г/см3. Затем на круглошлифовальном станке таблетки обрабатывают до нужных размеров. После всех этих операций проводится контроль качества таблеток, во время которого проверяются геометрические размеры, качество поверхности, содержание влаги и соотношение атомов кислорода и урана.

Слайд 44

Описание слайда:

Схема производства таблеток UO2 1 – получение газообразного UF6; 2 – осаждение; 3 – ротационный фильтр; 4 – печь с кипящим слоем; 5 – подача порошка UO2; 6 – роторный смеситель; 7 – прессование таблеток; 8 – печь толкательного типа для обжига таблеток; 9 – круглошлифовальный станок; 10 – таблетки UO2; 11 – хранилище таблеток UO2

Слайд 45

Описание слайда:

Слайд 46

Описание слайда:

Использование ЯТ на АЭС Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).

Слайд 47

Описание слайда:

Слайд 48

Описание слайда:

В ЯТЦ Украины входят «Энергоатом», ВостГОК, «Дирекция Новоконстантиновского месторождения урановых руд» (Кировоградская область), «Смолы» (Днепропетровская область), «Украинский научно-исследовательский и проектно-разведывательный институт промышленной технологии» (Желтые Воды, Днепропетровская область) и «Днепропетровский завод прецизионных труб». Два года назад в состав НАЭК «Энегоатом» вошла «Донузлавская ВЭС» В ЯТЦ Украины входят «Энергоатом», ВостГОК, «Дирекция Новоконстантиновского месторождения урановых руд» (Кировоградская область), «Смолы» (Днепропетровская область), «Украинский научно-исследовательский и проектно-разведывательный институт промышленной технологии» (Желтые Воды, Днепропетровская область) и «Днепропетровский завод прецизионных труб». Два года назад в состав НАЭК «Энегоатом» вошла «Донузлавская ВЭС» ВостГОК в Желтых Водах сейчас производит около 800 т. урана в год. При условии закупки нового оборудования, комбинат сможет нарастить мощности до 3 тыс. т. в год. Кроме того, Украина способна производить около тысячи тонн циркониевого концентрата. В Украине началась реализация трех масштабных программ по развитию «Укратомэнергопрома». Для этого планируется выделение средств на развитие уранового производства. В частности, запланировано реконструировать ВостГОК и основать в его составе Новоконстантиновский горно-обогатительный комбинат для добычи урановой руды. Запланировано также строительство завода по обогащению ядерного топлива. Запланировано выделить 980 млн. грн. на запуск производства циркониевой губки, циркониевых прессованных труб и ядерно-чистого циркония. У нас нет альтернативы атомной энергетике.

Слайд 49

Описание слайда:

Современное состояние ГП "ВостГОК" является единственным комбинатом по добыче урана в Украине и самым крупным в Европе. Украина входит в 10-ку стран самых крупных производителей урана (около 2% от мировой добычи).

Слайд 50

Описание слайда:

Горное производство На сегодня горное производство представлено двумя действующими (Смолинская и Ингульская) и одной строящейся (Новоконстантиновская) шахтами. Производственная мощность Смолинской шахты составляет 600 тысяч тонн руды в год, Ингульской - 500 тысяч с увеличением до 700-800 тысяч в 2014 году. Смолинская шахта отрабатывает Ватутинское месторождение урана, Ингульская – Мичуринское и Центральное месторождения. Ожидаемый вывод из эксплуатации Смолинской шахты -2020 год, Ингульской - после 2030 года.

Слайд 51

Описание слайда:

Перерабатывающее производство Мощность по переработке урановой руды – 1,5 млн. тонн в год Факт 2009-2010 годов – 1,1 млн. тонн в год Выпуск урана в виде U3O8 в 2009-2010 гг – 830-850 тонн в год Товарное извлечение – 93,7% Мощность по выпуску серной кислоты – 450 тыс. тонн моногидрата

Слайд 52

Описание слайда:

Новые проекты по добыче урана В современных экономических условиях определены два приоритетных объекта для увеличения объемов добычи урана на ГП "ВостГОК". К этим объектам относятся: Новоконстантиновское месторождение урана метасоматического типа; Сафоновское месторождение урана песчаникового типа.

Слайд 53

Описание слайда:

Слайд 54

Описание слайда:

Рудник на базе Новоконстантиновского месторождения (схема вскрытия)

Слайд 55

Описание слайда:

Принципиальная технологическая схема рудника СПВ

Слайд 56

Описание слайда:

Новая технология на ГМЗ

Слайд 57

Описание слайда:

Новая технология на ГМЗ

Слайд 58

Описание слайда:

Кучное и блочное выщелачивания На сегодня на ГП "ВостГОК" проведены опытно-промышленные испытания технологии кучного выщелачивания на штабеле объемом 30 тысяч тонн. В настоящее время ведется строительство промышленной установки мощностью 200 тысяч тонн руды в год. Данная технология позволяет снизить себестоимость производства в целом по комбинату на 10-12%.

Слайд 59

Описание слайда:

Слайд 60

Описание слайда:

На сегодня на ГП "ВостГОК" проведены опытно-промышленные испытания технологии блочного выщелачивания забалансовых руд Мичуринского месторождения в блоке объемом 8 тысяч тонн. На сегодня на ГП "ВостГОК" проведены опытно-промышленные испытания технологии блочного выщелачивания забалансовых руд Мичуринского месторождения в блоке объемом 8 тысяч тонн. В настоящее время в эксплуатации находятся 2 блока объемом 100 тысяч тонн забалансовой руды. При отработке этой технологией только Мичуринского месторождения снижение себестоимость производства в целом по комбинату составит 10%.

Слайд 61

Описание слайда:

Новая технологическая схема при реализации новых проектов

Слайд 62

Описание слайда:

Блочное выщелачивание

Слайд 63

Описание слайда:

Как добывают уран в Украине

Слайд 64

Описание слайда:

Экология К основным природоохранным мероприятиям, направленным на снижение радиационного воздействия на окружающую среду и население и улучшение экологической обстановки региона относятся: внедрение новых технологий добычи урана: кучное и блочное выщелачивание – позволят сократить объемы размещения твердых отходов горного производства на дневной поверхности; утилизация твердых отходов горного производства (отвалов пустых пород и забалансовых руд на шахтах) путем их полной переработки и использования полученного материала в дорожном строительстве и при рекультивации нарушенных земель на территориях шахт;

Слайд 65

Описание слайда:

Экология использование твердых отходов горного производства при погашении отработанных пустот – твердые отходы от технологии кучного выщелачивания, технологии радиометрической переработки отвальных пород (слаборадиоактивные вторичные отходы с удельной активностью 750-1200 Бк/кг) будут использованы при приготовлении закладочной смеси для заливки отработанных блоков в шахтах; очистка отходящего воздуха из шахт от пыли; оборудование системами пылегазоочистки основных технологических переделов гидрометаллургической переработки урановых руд, что позволит сократить объемы выбросов химических и радиоактивных веществ в атмосферу.

Слайд 66

Описание слайда:

Заключение по 1 вопросу Реализация новых проектов добычи урана в Украине позволит: полностью покрыть потребности ядерной энергетики Украины природным ураном с учетом ее развития; получить конкурентоспособный концентрат природного урана в сравнении с мировым рынком.

Слайд 67

Описание слайда:

ВЫГРУЗКА И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) — особый вид радиоактивных материалов. Облученные тепловыделяющие элементы, извлеченные из реактора после их отработки, обладают значительной накопленной активностью. Использованное топливо АЭС называется «отработанным топливом». Оно высокорадиоактивно и в открытом ядерном цикле представляет собой первичную форму ядерных отходов высокого уровня активности. Когда отработавшее топливо извлекается из реактора, оно обычно помещается в водный бассейн. Вода служит экраном для радиации и охладителем.

Слайд 68

Описание слайда:

ВЫГРУЗКА И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Выгорание ядерного топлива - деление ядер урана или плутония с освобождением энергии и образованием осколочных нуклидов. Накопление большого количества этих продуктов деления приводит к нарушениям работы режима работы реактора. Накопление этих продуктов может привести к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и, в конечном итоге, к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения режима работы реактора могут наступить вследствие накопления в твэлах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри твэлов, к распуханию и разрушению оболочек твэлов. Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ядерное топливо выгружают из реактора и заменяют свежим. Кампания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ядерного топлива.

Слайд 69

Описание слайда:

ВЫГРУЗКА И ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Отработавшие ТВС после выгрузки из реактора для снижения радиоактивности и остаточного тепловыделения помещают в бассейн выдержки на срок не менее года. Для хранения топлива на АЭС предусматривается специальное хранилище, вместимость которого обычно рассчитывается на прием полного комплекта загрузки активной зоны и сверх этого на количество ТВС, выгружаемых по крайней мере в течение 3 лет

Слайд 70

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Технологический процесс переработки ОЯТ включает: - механическую фрагментацию (рубку) ТВС и ТВЭЛов с целью вскрытия топливного материала; - химическое растворение; - очистку растворов балластных примесей; - экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов; - выделение диоксида плутония, диоксида нептуния, гексагидрата нитрата уранила и закиси-окиси урана; - переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.

Слайд 71

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Тепловыделяющие сборки с помощью крана переносятся из бассейна-хранилища в одну из таких камер по разделке ТВС. В камере ТВС LWR поступают на узел резки. Здесь концевые элементы ТВС отделяют от топливных и пучки твэлов рубят на куски длиной примерно по 5 см. Узел резки имеет независимое управление, его конструкция позволяет выполнять разделочные работы независимо от работ, проводимых в бассейнах. Разделанные твэлы по наклонной плоскости сбрасывают в корзину, расположенную в нижней части аппарата для растворения. Корзину заполняют азотной кислотой, необходимой для выщелачивания топлива. После выщелачивания остатки оболочек и других конструкционных элементов ТВС сбрасывают из корзины в контейнер, который отправляется в хранилище для радиоактивных отходов.

Слайд 72

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Слайд 73

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Раствор топлива пока еще содержит небольшие твердые фрагменты, такие, как циркониевые или стальные опилки или стружки, образовавшиеся при резке ТВС, и нерастворенные частицы продуктов деления и коррозии. В их числе может быть рутений, палладий, родий, молибден, технеций и цирконий. Кроме того, может также содержаться около 1% нерастворенного плутония. Эти твердые частицы отделяют от раствора c помощью фильтров или центрифуг. Нерастворенные фрагменты ТВС ЯР могут составлять до 0,3 кг циркониевой стружки и примерно 3,3 кг продуктов деления и коррозии на 1 т UO2. После этого топливная композиция становится доступной для действия химических реагентов. Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, в расплав, в газовую фазу.

Слайд 74

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА Перевод в раствор чаще всего производят растворением в азотной кислоте. При этом уран переходит в шестивалентное состояние и образует ион уранила, UO22+, а плутоний - частично в шести и в четырехвалентное состояние, PuO22+ и Pu4+ соответственно. Перевод в газовую фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония. После перевода ядерных материалов соответствующую фазу проводят ряд операций, непосредственно связанных с выделением и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта. Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов (96 % ОЯТ - это 235U и 238U, около 1% - Pu, 2—3% -радиоактивные осколки деления).

Слайд 75

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. (пурекс-процесс) Он осуществляется намного ступенчатых экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Переработка ОЯТ связана с образованием небольшого объема твердых и газообразных РАО активностью около 0,22 Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.

Слайд 76

Описание слайда:

Упрощенная технологическая схема экстракции урана и плутония на перерабатывающем заводе (KFA):1 - продукты деления; 2 - уран; 3 – плутоний

Слайд 77

Описание слайда:

ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Слайд 78

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Радиоактивные отходы Источниками радиоактивного загрязнения на АЭС являются: Газообразные радиоактивные отходы – по отношению к газообразным радиоактивным отходам термин «отходы» в Украине не применяется, а используется термин «выбросы» – газо-аэрозольные выбросы (ИРГ, I2, 3H, 14C, аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89Sr, 90Sr и цезия – 134Cs, 137Cs и др.). Жидкие радиоактивные отходы (контурная вода, конденсат турбин с подсосами охлаждающей воды в конденсаторы, протечки технической воды, воды от отмывки помещений и оборудования, растворы от дезактивации оборудования, пульпы перлита и ионообменных смол).

Слайд 79

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Жидкие радиоактивные отходы подразделяются на: трапные воды; кубовые остатки после переработки трапных вод; отработанная пульпа фильтроперлита – намывных механических фильтров очистки теплоносителя контура многократной принудительной циркуляции; организованные протечки; неорганизованные протечки; ионообменные смолы установок спецводоочистки.

Слайд 80

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Твердые радиоактивные отходы (вышедшее из строя оборудование, строительный мусор, не подлежащая дезактивации спецодежда, ветошь, отработавшие источники ионизирующих излучений, пластикат и пр.). Твердые радиоактивные отходы делятся на: прессуемые (одежда, резина, пластикаты, теплоизоляция, бумага, фильтры); непрессуемые (дерево, фильтры-рамки, трубопроводы, стекло, инструменты, трубы/вентили, бетонные блоки); сжигаемые (бумага, дерево), металлические.

Слайд 81

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Радиоактивные вещества образуются на АЭС в активной зоне реактора в результате ядерной реакции деления ядер 233U, 235U и 239Pu. Это главный источник образования радиоактивных веществ на АЭС. Кроме этого, они образуются и в результате реакций активации потоком нейтронов различных материалов находящихся в активной зоне реактора при работе его на мощности как продукты реакций (n, ), (n, ) и (n, p).

Слайд 82

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Большая часть образующихся радионуклидов имеет короткий период полураспада, поэтому после остановки реактора они достаточно быстро распадаются. Однако многие продукты деления имеют период полураспада от нескольких часов до десятков, сотен и более лет, что и обуславливает радиационную опасность ядерного реактора.

Слайд 83

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними При нормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные вещества практически не могут попасть в окружающую среду благодаря целому ряду защитных барьеров на пути их возможного выхода. При ведении технологического процесса уровень защиты физических барьеров обеспечивается за счет поддержания рабочих параметров АЭС в заданных проектных пределах, при которых барьеры не подвергаются угрозе повреждения. На эффективность уровней защиты существенное влияние оказывает развитость свойств внутренней самозащищенности реакторной установки, то есть свойств, определяющих устойчивость к опасным отклонениям параметров технологического процесса и способность к восстановлению параметров в пределах допустимых значений.

Слайд 84

Описание слайда:

Слайд 85

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними В процессе эксплуатации состояние физических барьеров контролируется прямыми методами (например, визуальный контроль тепловыделяющих сборок перед их загрузкой в активную зону) или косвенными методами (например, измерение активности теплоносителя и воздушной среды в объеме защитной оболочки). Принцип глубоко эшелонированной защиты распространяется не только на элементы, оборудование и инженерно-технические системы, влияющие на безопасность АЭС, но также на деятельность человека (например, на организацию эксплуатации, административный контроль, подготовку и аттестацию персонала).

Слайд 86

Описание слайда:

РАО АЭС и методы обращения с ними Стратегическая задача при обращении с РАО независимо от их происхождения – исключение возможности загрязнения окружающей среды радионуклидами, входящими в состав отходов, на весь период их потенциальной опасности. Хранение радиоактивных отходов– подразумевает размещение РАО в объекте и в пригодном месте в котором обеспечивается изоляция от окружающей природной среды, физическая защита и радиационный мониторинг, с возможностью последующего извлечения, переработки, транспортировки и захоронения Захоронение радиоактивных отходов– размещение РАО в объекте, в пригодном месте в постоянном хранилище предназначенное для обращения с РАО без намерения их дальнейшего использования и извлечения их будущем.

Слайд 87

Описание слайда:

Технология обращения с ОЯТ в ОП ЗАЭС. Бассейны выдержки энергоблоков Предназначены для предварительной выдержки ОТВС выгружаемых из реактора. Выдержка производится в течении 5-10 лет. Внедрение нового типа топлива (ТВСА) с большей массой и увеличенной глубиной выгорания с 43-46 до 52-53 МВт*сут/кгU привело к необходимости увеличения срока выдержки ОТВС в БВ до 10 лет. В настоящее время требуется модификация отсеков БВ энергоблоков 1,2,5 предусматривающая увеличение количества ячеек для хранения ОТВС до 541 ячейки.