Обогащение урановых руд

 

Глава 3 Изготовление тепловыделяющих элементов

 

 

3.1 Строение  и функции тепловыделяющих элементов

 

 

Тепловыделя́ющий элеме́нт (твэл) — главный конструктивный элемент активной зоны гетерогенного ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых ядер ²³⁵U, ²³⁹Pu или ²³³U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю. В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), твэл представляет собой стержень диаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.(рисунок 3.1 – устройство твэл реактора РБМК)

рис. Устройство твэла реактора РБМК

1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Внутри твэлов происходит выделение тепла за счёт ядерной реакции деления топлива и взаимодействия нейтронов с веществом материалов активной зоны и теплоносителя, которое передаётся теплоносителю. Конструктивно, каждый твэл состоит из сердечника и герметичной оболочки. Помимо делящегося вещества (²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu), сердечник может содержать вещество, обеспечивающее воспроизводство ядерного топлива (²³⁸U, ²³²Th).

Сердечники бывают металлическими, металлокерамическими или керамическими. Для металлических сердечников используются чистые уран, торий или плутоний, а также их сплавы с алюминием, цирконием, хромом, цинком. Материалом металлокерамических сердечников служат спрессованные смеси порошков урана и алюминия. Для керамических сердечников спекают или сплавляют оксиды или карбиды урана или тория (UO₂, ThC₂).Высоким требованиям по механической прочности и устойчивости физических свойств и геометрических размеров в условиях интенсивного нейтронного и γ-излучения наиболее соответствуют керамические и металлокерамические сердечники, однако из-за наличия наполнителя для них требуется ядерное топливо повышенного обогащения (с содержанием ²³⁵U до 10 % и более). Для повышения стойкости сердечника, в него иногда добавляют материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, молибден).В большинстве энергетических реакторов обычно применяют керамические сердечники из двуокиси урана (UO₂), которые не деформируются в течение рабочего цикла выгорания топлива. Другое важное свойство этого соединения — отсутствие реакции с водой, которая может привести в случае разгерметизации оболочки твэла к попаданию радиоактивных элементов в теплоноситель. Также, к достоинствам диоксида урана можно отнести то, что его плотность близка плотности самого урана, что обеспечивает нужный поток нейтронов в активной зоне. Хорошая герметизация оболочки твэлов необходима для исключения попадания продуктов деления топлива в теплоноситель, что может повлечь распространение радиоактивных элементов за пределы активной зоны. Также, в связи с тем, что уран, плутоний и их соединения крайне химически активны, их химическая реакция с водой может повлечь деформацию твэла и другие нежелательные последствия.

Материал оболочки твэлов должен обладать следующими свойствами:

• высокая коррозионная, эрозионная и термическая стойкость;
• он не должен существенно изменять характер поглощения нейтронов в реакторе.

Оболочки твэлов в  настоящее время изготавливают  из сплавов алюминия, циркония, нержавеющей стали. Сплавы Al используются в реакторах с температурой активной зоны менее 250—270 °C, сплавы Zr — в энергетических реакторах при температурах 350—400 °C, а нержавеющая сталь, которая интенсивно поглощает нейтроны, — в реакторах с температурой более 400 °C. Иногда используют и другие материалы, например, графит.В случае использования керамических сердечников, между ними и оболочкой оставляют небольшой зазор, необходимый для учёта различных коэффициентов теплового расширения материалов, а для улучшения теплообмена оболочку твэла вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий. В процессе работы твэла исходный зазор (примерно 100 мкм по радиусу) уменьшается, вплоть до полного исчезновения.

 

 

3.2. Конструктивные особенности

 

 

Твэл реактора ВВЭР-1000 представляет собой трубку, заполненную таблетками из двуокиси урана UO₂ и герметично уплотненную. Трубка твэла изготовлена из рекристализованного циркония, легированного 1 % ниобия (сплав Н-1). Плотность сплава 6,55 г/см³, температура плавления 1860 °C. Для сплава Н-1 температура 350 °C является своеобразной критической точкой, после которой прочностные свойства сплава ухудшаются, а пластические увеличиваются. Наиболее резко свойства изменяются при температурах 400—500 °C. При температуре выше 1000 °C цирконий взаимодействует с водяным паром, при 1200 °C эта реакция протекает быстро (минуты) (при этом выделяющееся тепло реакции разогревает оболочку до температуры плавления (1860 °C) и образуется водород).Наружный диаметр трубки твэла 9,1±0,05 мм, толщина 0,65±0,03 мм, внутренний диаметр — 7,72мм.В трубку с зазором 0,19—0,32 мм на диаметр помещены таблетки двуокиси урана высотой 20 мм и диаметром 7,53мм. В середине таблеток имеются отверстия диаметром 2,3 мм, а края скруглены фасками. В холодном состоянии общая длина столба таблеток в твэле составляет 3530 мм. Длина трубки твэла составляет 3800 мм, положение столба топливных таблеток зафиксировано разрезными втулками из нержавеющей стали и пружиной, не препятствующими тепловым перемещениям. При герметизации твэла его внутренняя полость заполняется гелием под давлением 20—25 атм. Внутренний объем твэла (в холодном состоянии 181 см³) на 70 % заполнен таблетками топлива. Длина твэла 3837 мм, вес — 21 кг, на нижней концевой пробке имеется поперечное отверстие для крепления к нижней опорной решетке тепловыделяющей сборки. Герметичность каждого твэла проверяется гелиевым течеискателем. Герметизирующие элементы твэла (трубка и концевые детали) образуют оболочку, а таблетки двуокиси урана — топливный сердечник. Цирконий удачно сочетает ядерные и физические характеристики с механическими свойствами, коррозионностоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителей ядерных реакторов и достаточно технологичен. Таблетки двуокиси урана имеют высокую температуру плавления (около 2800 °C), не взаимодействуют с водой и паром даже при высоких температурах, совместимы с материалом оболочки твэла. Двуокись урана имеет низкую теплопроводность (в 40 раз меньше, чем у стали). Плотность двуокиси урана 10,4—10,8 г/см³. При протекании цепной реакции в объеме топливных таблеток равномерно выделяется энергия до 0,45 кВт/см³ (450 кВт/л).Это тепло отводится из объема таблеток к поверхности трубок (оболочек), охлаждаемых водой, поэтому наибольшая температура устанавливается на оси симметрии таблеток. При номинальной мощности реактора температура на оси твэла составляет около 1600 °C, а на поверхности таблеток — около 470 °C. Максимальная температура достигает соответственно 1940 и 900 °C. Перепад температуры на газовом зазоре между таблетками и трубкой (оболочкой) в среднем составляет 100 °C, на оболочке — 23 °C. Температура наружной поверхности трубки твэла составляет около 350 °C. Удельный тепловой поток составляет 0,6 МВт/м², а линейный тепловой поток — 17 кВт/м трубки. При номинальной мощности давление гелия достигает 80—100 атм, а топливный сердечник твэла удлиняется от нагрева на 30 мм. Содержание делящегося ²³⁵U в массе топливных таблеток составляет 4,4 % в начале кампании и 0,8—1 % при выгрузке из реактора. Около 5 % продуктов деления урана являются газообразными веществами, увеличивающими давление внутри оболочки твэла на 80 атм в конце кампании в горячем состоянии (давление теплоносителя в активной зоне 160 атм). После охлаждения парциальное давление газообразных продуктов деления в оболочке твэла составляет около 20 атм.Для загрузки в реактор твэлы объединяются в так называемые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые в случае твёрдого замедлителя размещают в специальных каналах, по которым протекает теплоноситель. В реакторах с жидким замедлителем сборки размещаются непосредственно в его объёме.

 

3.3 Характеристики тепловыделяющих элементов и оценка воздействия   изготовления твэл на окружающую среду.

 

Основной параметр твэла — глубина выгорания топлива. В современных ВВЭР глубина выгорания достигает 50-60 МВт·сут/кг за 4,5—5 лет (3 кампании по 1,5 года или 5 по году).Использованные твэлы подвергаются переработке с целью извлечения неиспользованного в данной компании или вновь накопленного ядерного топлива.

Топливные элементы (твэлы) объединяются  в кассеты ,а кассеты в тепловыделяющие сборки (твс) для установки в активной зоне реакторе. Так, в реакторе ВВЭР-1000 устанавливаются 163 кассеты с 312 твэлами в каждой. Радиационная опасность и радиоактивное загрязнение на этом этапе цикла определяются, в основном, активностью концентрата(90% урана,5%тория, 0,2%радия)и топлива(99,99%урана). Любое производство наносит непоправимый вред окружающий среде (таблица 3.3)

 

Таблица 3.3 – Нормативные  жидкие сбросы и газо-аэрозольные выбросы типичного завода по обогащению и изготовлению топлива, МБк/ГВт(Эл)год.

Нуклид	Конверсия		Обогащение		Изготовления
	Ж	Г	Ж	Г	Ж	Г
U-238	814	74	370	3.7	370	0.7
U-235	20	2	7.4	10	7.4	0.2
U-234	814	74	370	37	370	7.4
Th-234	-----	74	-----	37	370	0.7
Th-230	56	0.7	-----	-----	-----	-----
Ra-226	126	0.07	-----	-----	-----	-----
Rn-222	-----	8140	-----	-----	-----	-----
Сумма	1830	8365	747	88	1117	98

Ж-жидкие сбросы

Г-газообразные сбросы

Кардинальным решением вопроса охраны окружающей среды является создание малоотходных или безотходных технологических схем переработки сырья, минимально воздействующих на окружающую среду или совсем исключающих вредное влияние на нее. Именно на это должно быть обращено основное внимание научно- исследовательских и проектных институтов. Создание малоотходных или безотходных производств может осуществляться как внедрением новых разработанных технологических схем, так и постепенным усовершенствованием существующих путем более полного и рационального использования сырья и материалов, совершенствования технологических процессов, заменой устаревшего, неэффективного оборудования. Доза облучения человека от поступления в биосферу радионуклидов вследствие эксплуатации ядерного топливного комплекса сравнительно невелика, а к 2000 г. возрастет в 15—20 раз. Все приведенные данные о воздействии на человека радиоактивных излучений являются усредненными для всего населения страны или земного шара.

 

ВЫВОД

 

 

В соответствии с целью, в ходе курсового проекта была изучена технология обогащения урана 235 и изготовления тепловыделяющих элементов. Основываясь на поставленные задачи можно сделать вывод, что на данном этапе современного развития технологий в ядерной промышленности продолжают совершенствоваться технологии и устройства по обогащению урна, однако было выявлено, что в ходе производственных процессов на окружающую среду оказывается непосредственное воздействие, которое в худшем случае может привести к неизгладимым экологическим последствиям. Поэтому были рассмотрены меры предосторожности и усовершенствование технологий, для предотвращения распространения радиоактивных веществ за пределы, установленных зон. Сейчас в различных странах организованы уникальные производства урана-235 и плутония-239. Методами «современной алхимии» получены многие трансурановые элементы. Химическая технология ядерного топлива непрерывно и бурно развивается в соответствии с расширяющимися требованиями производства, связанного с использованием ядерной энергии. Поэтому для улучшения получения энергии необходимо совершенствовать технологии получения и обогащения урана, а это возможно, лишь зная его свойства. И конечно не стоит забывать, что все технологии обогащения урана являются потенциальными источниками распространения ядерного оружия.

 

 

Глава 5 Расчетная часть

 

 

Решение задачи на расчет радиационного риска связанного с внешним облучением.

Средняя мощность дозы гамма  – излучения на высоте полета грузовых авиалайнеров при перевозке ядерных  материалов составляет 250 мЗв в год. Рассчитать индивидуальный радиационный риск для человека, проводящего в салоне самолета 5 часов в неделю за 5 лет. Коэффициент индивидуального радиационного риска равен 5.6*10^(-2) чел^(-1) Зв^(-1).

Решение

1)Индивидуальная доза  внешнего облучения будет равна:

H=H’ * t

Где, H’-средняя мощность дозы гамма – излучения(мЗв/год); t- время облучения (час);

H=250*10^(-3)* (5/(365*24))=0.14*10^(-3)Зв

2)Индивидуальный радиационный  риск будет равен

r=H*re

Где,H-индивидуальная доза внешнего облучения(Зв); re-коэффициент индивидуального радиационного риска(чел^(-1) Зв^(-1).);

r=0.14*10^(-3)*5.6*10^(-2)=0.78*10^(-5)(чел^(-1))

Ответ: Индивидуальный риск равен 0.78*10^(-5)(чел^(-1))

 

Глава 6 Список используемой литературы

 

 

1. Харлингтон Ч., Рюэле А. «Технология производства урана»
2. Материал из Википедии - свободной энциклопедии «Обогащение урана», http://ru.wikipedia.org/wiki/
3. Громов Б.В. «Введение в химическую технологию урана», Москва, «Атомиздат», 1978г.
4. Макаров В. К. «Уран, методы его определения », М.: «Атомиздат», 1960г.
5. Материал из Википедии - свободной энциклопедии «Тепловыделяющие элементы» http://ru.wikipedia.org/wiki