Ядерный топливный цикл: основы - презентация, доклад, проект скачать

Нажмите для полного просмотра!

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №1

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №2

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №3

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №4

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №5

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №6

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №7

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №8

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №9

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №10

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №11

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №12

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №13

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №14

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №15

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №16

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №17

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №18

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №19

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №20

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №21

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №22

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №23

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №24

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №25

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №26

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №27

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №28

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №29

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №30

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №31

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №32

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №33

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №34

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №35

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №36

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №37

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №38

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №39

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №40

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №41

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №42

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №43

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №44

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №45

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №46

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №47

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №48

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №49

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №50

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №51

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №52

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №53

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №54

Ядерный топливный цикл: основы, слайд №55

Содержание ▲

Вы можете ознакомиться и скачать презентацию на тему Ядерный топливный цикл: основы. Доклад-сообщение содержит 55 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:

Ядерный топливный цикл: основы

Слайд 2

Описание слайда:

Слайд 3

Описание слайда:

Совершенно разное: «Ядерщики»: высокотехнологичное и безопасное производство энергии Правительство: энергетическая безопасность страны Лидеры общественных движений и население: потенциальный риск и экологическая опасность, тем более, что….

Слайд 4

Описание слайда:

В мире все более популярным становится «зеленый тренд»

Слайд 5

Описание слайда:

Зеленый- самый популярный В науке – зеленые технологии, новые направления (зеленая химия, зеленая экономика, зеленая энергетика) В образовании – зеленые университеты В повседневной жизни – зеленые товары

Слайд 6

Описание слайда:

Тенденции развития ядерной энергетики в мире По данным МАГАТЭ в мире функционирует 441 ядерный реактор с суммарной мощностью 382,9 ГВт, на стадии строительства находятся 68 реакторов в 15 странах с установленной мощностью 67,4 ГВт.

Слайд 7

Описание слайда:

Тенденции развития ядерной энергетики в мире

Слайд 8

Описание слайда:

После Фукусимы: 2015 г.

Слайд 9

Описание слайда:

В защиту ядерной энергетики ЯЭ вносит существенный вклад в смягчение последствий изменения климата: ежегодно на 2 млрд тонн меньше CO2 поступает в атмосферу. На 21-й Конференции сторон Рамочной конвенции ООН об изменении климата (КС-21) принято Парижское соглашение, в котором не предписывается и не запрещается никакая конкретная форма энергии. ЯЭ способствует достижению цели 7 в области устойчивого развития “обеспечения доступа к недорогостоящим, надежным, устойчивым и современным источникам энергии для всех” и цели 13 “принятия срочных мер по борьбе с изменением климата и его последствиями”.

Слайд 10

Описание слайда:

Слайд 11

Описание слайда:

Топливные циклы Урановый Делящийся материал – 235U, воспроизводящий – 238U Уран-плутониевый Делящийся материал – 235U + 239Pu, воспроизводящий – 238U Уран-ториевый Делящийся материал – 235U или 233U, воспроизводящий – 232Th Торий-плутониевый Торий и оружейный плутоний. Открытый (разомкнутый), Закрытый (замкнутый).

Слайд 12

Описание слайда:

Преимущества и недостатки различных типов ЯТЦ Замкнутый: Преимущества Возврат в энергетику урана и плутония. Уменьшение объёмов высокорадиоактивных отходов, предназначенных для захоронения. Недостатки Наличие радиохимического производства. Вероятность неконтролируемого распространения плутония-239 и других делящихся компонентов.

Слайд 13

Описание слайда:

Преимущества и недостатки различных типов ЯТЦ Открытый: Преимущества Короче и проще. Недостатки Большая стоимость хранилищ и полигонов для захоронения, Трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от окружающей среды, Необходимость постоянной охраны и контроля за состоянием хранимых материалов.

Слайд 14

Описание слайда:

ЯТЦ в разных странах Франция – заводы UP-2 и UP-3 на мысе Ля Аг с общей производительностью 1600 тонн в год. Великобритания – завод «Торп» («Thorp»),1200 тонн в год. Россия – РТ-1 на ПО «Маяк», проектная производительность 400 тонн ОЯТ в год. Индия – заводы в Тромбее (60 тонн в год), Тарапуре (100 тонн в год), Калпаккаме (100 тонн в год). Китай – экспериментальный завод (50 тонн в год). Япония – предприятие в Роккасë-Мура (800 тонн в год); опытный завод в Токай-Мура (90 тонн в год).

Слайд 15

Описание слайда:

ЯТЦ в разных странах Большинство стран либо хранят ОЯТ, либо передают ОЯТ на переработку другим странам. Германия - ОЯТ перерабатывается на мощностях COGEMA (Франция) и BNFL (Великобритания), 50:50. Швеция ориентирована на открытый цикл.

Слайд 16

Описание слайда:

Уран в природе

Слайд 17

Описание слайда:

Уран в природе

Слайд 18

Описание слайда:

Добыча урана Цена – 77-86 $/кг U, Производство урана в 2015 г. около 57 000 т, В мае 2015 г. началась коммерческая добыча на руднике с самыми богатыми рудами в мире «Сигар-Лейк» (Канада), В США изучается возможность использования морской воды как нетрадиционного источника урана.

Слайд 19

Описание слайда:

Способы добычи урана Открытый (карьерный): рудник Актау (Казахстан) Подземный (шахтный). Метод подземного выщелачивания (закачивание растворителя «in situ»). Способ растворения отходов.

Слайд 20

Описание слайда:

Переработка урановой руды

Слайд 21

Описание слайда:

Получение ядерного топлива 5. Преобразование UF4 в UF6 UF4 + F2 UF6 6. Обогащение по изотопу 235U

Слайд 22

Описание слайда:

Обогащение Коммерческие услуги оказывают: НЯКК (Китай), «АРЕВА» (Франция), «Росатом» (Российская Федерация), «ЮСЭК» (США), «Уренко» (в Европе и США). Небольшие установки эксплуатируются в Аргентине, Бразилии, Индии, Иране, Пакистане и Японии.

Слайд 23

Описание слайда:

Получение ядерного топлива 7. Изготовление твэлов Обжиг диураната аммония и получение UO2 Прессование и спекание в виде небольших керамических таблеток. Изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов), которые объединяют примерно по 200 штук в топливные сборки, готовые для использования на АЭС.

Слайд 24

Описание слайда:

Слайд 25

Описание слайда:

Ядерный реактор Устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Первый ядерный реактор - декабрь 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый ядерный реактор - установка Ф-1 (25 декабря 1946 года в Москве под руководством И.В. Курчатова)

Слайд 26

Описание слайда:

Типы реакторов

Слайд 27

Описание слайда:

Слайд 28

Описание слайда:

Слайд 29

Описание слайда:

1 реакция – образование четно-четного ядра, 1 реакция – образование четно-четного ядра, 2 реакция – четно-нечетного ядра. Энергия для деления 235U и 238U ≈ 6.2 MeV. Ядра, способные к делению (“thermally fissionable”) – все четно-нечетные ядра, у которых количество выделяемой энергии превышает потенциальный барьер деления. Наиболее значимые (“big three”) – 233U, 235U и 239Pu.

Слайд 30

Описание слайда:

Нейтроны с энергией до 1 eV – тепловые (медленные) нейтроны. Нейтроны с энергией до 1 eV – тепловые (медленные) нейтроны. Промежуточные нейтроны: 1 - 100 eV, реакция характеризуется большим резонансом. Нейтроны с энергией 100 eV -1 MeV: отсутствие резонанса. Нейтроны с энергией более 1 MeV – быстрые нейтроны, деление 238U.

Слайд 31

Описание слайда:

Слайд 32

Описание слайда:

Продукты деления Группа 1, щелочные металлы - Rb и Cs. Долгоживущий 137Cs (T1/2 = 30 лет) – наиболее важный. Химия степени окисления +1. Группа 2, щелочноземельные металлы - 140Ba, 90Sr и 91Sr (высокий выход). 90Sr (T1/2 = 28 лет) – наибольшая радиационная опасность в отработавшем топливе, 140Ba (T1/2 = 12,8 дней) – в 10-100-дневный период. Группа 3 – Y и лантаноиды (La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Gd). Химически подобны. Группа 4 – Zr, химия состояния окисления +4. 95Zr (T1/2 = 63 дня) – наиболее важный. Группа 5 – изотоп 95Nb (T1/2 = 35 дней) – дочерний изотоп 95Zr.

Слайд 33

Описание слайда:

Группа 6 – изотоп 99Mo (Т1/2 = 67 часов), высокий выход, имеет значение в начальный период. Группа 6 – изотоп 99Mo (Т1/2 = 67 часов), высокий выход, имеет значение в начальный период. Группа 7 - долгоживущий (2.1*105 лет) 99Tc. Химия иона TcO4 -. Группы 8, 9, 10 – высокая активность. Ru – несколько степеней окисления. Группа 11 - Ag (+1).

Слайд 34

Описание слайда:

Группа 16 – Te имеет значение в 30-100-дневный период. Наибольший интерес - 78-h 132Te (Т1/2 = 78 часов), распадается до короткоживущего 132I (летуч). Группа 16 – Te имеет значение в 30-100-дневный период. Наибольший интерес - 78-h 132Te (Т1/2 = 78 часов), распадается до короткоживущего 132I (летуч). Группа 17 - Br и I, короткоживущие, имеют значение в период работы АЭС и в аварийных ситуациях. Группа 18, инертные газы – изотопы Kr и Xe. Короткоживущие, быстро распадаются, нереакционноспособны.

Слайд 35

Описание слайда:

Энергетическая стратегия в Республике Беларусь Реализация проекта по строительству Белорусской атомной электростанции является новым импульсом в развитии экономики страны. М. Михадюк, заместитель министра энергетики

Слайд 36

Описание слайда:

Белорусская АЭС

Слайд 37

Описание слайда:

Особенности проекта Двойная защитная оболочка реакторного зала. Дополнительные пассивные системы безопасности в сочетании с активными традиционными системами. «Ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора. Увеличение срока службы энергоблока до 60 лет. Увеличение срока службы ядерного реактора за счёт ужесточения требований к химическому составу стали.

Слайд 38

Описание слайда:

Особенности проекта

Слайд 39

Описание слайда:

Сергей Бояркин, директор программ Госкорпорации «Росатом»: «Повторение на Белорусской АЭС Чернобыльской катастрофы или аварии на японской Фукусиме абсолютно невозможно». Сергей Бояркин, директор программ Госкорпорации «Росатом»: «Повторение на Белорусской АЭС Чернобыльской катастрофы или аварии на японской Фукусиме абсолютно невозможно». Александр Бычков, советник генерального директора ГК "Росатом», зам. Генерального директора МАГАТЭ (2010-2015 гг.): «Беларусь выгодно отличается от других стран-новичков, развивающих атомную энергетику, является одной из передовых. Инфраструктура для реализации атомного проекта полностью отвечает всем требованиям МАГАТЭ и соответствует лучшим мировым стандартам».

Слайд 40

Описание слайда:

Слайд 41

Описание слайда:

Отработанное ядерное топливо

Слайд 42

Описание слайда:

Слайд 43

Описание слайда:

Временное хранение ОЯТ Операция, обязательная для всех АЭС. Хранение в бассейне выдержки на АЭС в течение 5-10 лет для снижения тепловыделения и распада короткоживущих радионуклидов. Альтернатива: хранение на поверхности земли в бетонных или стальных контейнерах («сухие контейнеры»).

Слайд 44

Описание слайда:

Транспортировка ОЯТ

Слайд 45

Описание слайда:

Радиохимическая переработка ОЯТ Получение урана и плутония для производства нового топлива; Получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов; Получение разнообразных радиоизотопов, находящих применение в медицине, промышленности и науке; Получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы ОЯТ; Решение экологических проблем, связанных с захоронением РАО.

Слайд 46

Описание слайда:

Радиохимическая переработка ОЯТ Подготовка топлива (освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек твэлов). Перевод ЯТ в фазу, из которой будет производиться химическая обработка: в раствор, расплав, газовую фазу. Выделение и очистка ценных компонентов. Конечный продукт.

Слайд 47

Описание слайда:

Радиохимическая переработка ОЯТ Пурекс-процесс (PUREX) Преимущества трибутилфосфата: Малая растворимость в воде, Отличная от воды плотность, Высокая точка кипения, Устойчивость к радиации и химическим реагентам, Легкая регенерируемость. Недостатки трибутилфосфата: Дорог, Образование дибутилфосфорной, монобутилфосфорной кислоты и фосфорной кислот.

Слайд 48

Описание слайда:

Радиохимическая переработка ОЯТ

Слайд 49

Описание слайда:

РАО Согласно «Закону об использовании атомной энергии» РФ (от 21 ноября 1995 года № 170-ФЗ) радиоактивные отходы – это ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.

Слайд 50

Описание слайда:

Классификация РАО (согласно МАГАТЭ) Отходы, освобожденные от контроля (радиологическая опасность отходов незначительна). Уровни освобождения рассчитываются из условия, что при всех сценариях облучения индивидуальная доза не должна превышать 10 мкЗв в год. Низко- и среднеактивные отходы (необходимы меры для защиты персонала и населения). Высокоактивные отходы (в течение значительного периода времени необходима их надежная изоляция от биосферы).

Слайд 51

Описание слайда:

РАО Низкоактивные отходы: больницы, лаборатории, предприятия ядерного топливного цикла (бумага, ветошь, инструменты, одежда, фильтры и т.д.), 90% объема и 1% активности всех РАО. Среднеактивные отходы: отработанные ионообменные смолы, химические реагенты, загрязненные расходные материалы, 7% объема и 4% активности всех РАО. Высокоактивные отходы: 3% объема и 95% активности всех РАО.

Слайд 52

Описание слайда:

Схема обращения с РАО, предлагаемая МАГАТЭ

Слайд 53

Описание слайда:

Захоронение РАО “Приповерхностное захоронение” - захоронение в технических сооружениях на грунте, в траншеях глубиной несколько метров, в технических бетонных хранилищах типа “шахта”, в пустотах горных пород на глубине нескольких десятков метров. “Захоронение в геологических формациях” - захоронение на глубинах в несколько сотен метров.

Слайд 54

Описание слайда:

Глубинное захоронение Общепризнано (в том числе и МАГАТЭ), Изоляцию РАО от окружающей среды можно обеспечить путем захоронения в геологических формациях трех типов: – магматические и метаморфические породы; – глины; – каменные соли.

Слайд 55

Описание слайда:

Глубинное захоронение В Германии национальная комиссия по выбору площадки должна рекомендовать критерии отбора площадки, а также возможные альтернативы геологическому захоронению. США выбрали местом захоронения Юкка-Маунтин (штат Невада), однако данный проект встретил сильное противодействие. В Финляндии началось строительство глубокого геологического захоронения Onkalo. В Российской Федерации идет проектирование глубинного геологического хранилища в Красноярске. В Китае ведется строительство экспериментального туннеля на площадке Бейшан в рамках подготовки к сооружению первой подземной исследовательской установки по программе геологического захоронения.