Современное состояние ЯЭ в мире

 

ИАТЭ НИЯУ МИФИ

 

 

 

 

 

 

 

 Современное состояние ЯЭ в мире.

 

 

 

 

Выполнил:

Ст. гр Ф-С10

Воронов Денис

Проверил:

Мурогов В.М

 

 

 

 

 

 

Обнинск 2014

Ядерный топливный цикл

 

Создание ядерного арсенала было бы невозможным без создания разветвленной инфраструктуры предприятий ядерного топливного цикла, обеспечивающей производство и обработку делящихся материалов. Пик в развитии комплекса предприятий ядерного топливного цикла пришелся на начало — середину 80-х годов. Добыча урана осуществлялась комплексом крупных горнодобывающих предприятий в СССР и странах Восточной Европы. Большая часть произведенного урана использовалась для производства топлива промышленных реакторов. (Часть добываемого урана поступала на обогатительные заводы, складировалась в государственных хранилищах и направлялась на экспорт.)

Предприятие	Местонахождение	Год	Основные производства
Сибирский химический комбинат	Томск-7	1951	промышленные реакторы радиохимический завод химико-металлургический завод сублиматный завод разделение изотопов
ПО "Маяк"	Челябинск-65	1948	промышленные реакторы радиохимический завод химико-металлургический завод производство радиоизотопов
Горно-химический комбинат	Красноярск-26	1958	промышленные реакторы радиохимический завод
Ангарский электролизный химический комбинат	Ангарск	1954	разделение изотопов сублиматный завод
Уральский электро химический комбинат	Свердловск-44	1945	разделение изотопов
Электрохимический завод	Красноярск-45	1955	разделение изотопов
Кирово-чепецкий химический комбинат	Кирово-Чепецк	1949	производство четырехфтористого урана
Новосибирский завод химконцентратов	Новосибирск	1949	производство реакторного топлива производство соединений лития
Машиностроительный завод	Электросталь	1945	производство реакторного топлива
Чепецкий механический завод	Глазов	1951	химико-металлургический завод
Ульбинский металлургический завод	Усть-Каменогорск, Казахстан	1949	химико-металлургический завод производство реакторного топлива

 

 

С горнодобывающих комбинатов уран в виде закиси-окиси (U3O8) отправлялся на Чепецкий механический завод для дополнительной очистки и переработки в металлические слитки. Слитки служили сырьем для завода химконцентратов в Новосибирске, занимавшегося производством металлических блочков топливных элементов промышленных реакторов.

После облучения в реакторах отработавшее топливо промышленных реакторов перерабатывалось на радиохимических заводах Челябинска-65, Томска-7 и Красноярска-26. Выделенный плутоний использовался для производства ядерного оружия. Регенерированный, т.е. извлеченный из отработавшего топлива в процессе выделения плутония, уран (содержащий примерно 0.67% урана-235) обогащался на мощностях Свердловска-44, Томска-7, Красноярска-45 и Ангарска. Регенерированный уран служил сырьем для производства практически всего оружейного урана.

Для производства топлива реакторов АЭС использовался как регенерированный, так и природный уран. Полученный на обогатительных заводах гексафторид низкообогащенного урана направлялся на Машиностроительный завод в Электростали (топливо реакторов ВВЭР-440) и Ульбинский металлургический завод (топливо реакторов ВВЭР-440/1000 и РБМК) для переработки в двуокись урана и производства керамических таблеток реакторного топлива. Топливные таблетки использовались для производства тепловыделяющих элементов и топливных сборок на Машиностроительном заводе в Электростали (РБМК и ВВЭР-440) и заводе химконцентратов в Новосибирске (ВВЭР-1000).

После извлечения из реакторов АЭС отработавшее топливо размещалось для промежуточного хранения на площадках АЭС. Предполагалось, что отработавшее топливо реакторов РБМК будет направляться в региональные хранилища для окончательного захоронения. Такие хранилища, однако, созданы не были и топливо продолжает храниться на площадках АЭС. Отработавшее топливо реакторов ВВЭР-1000 начиная со второй половины 80-х годов размещалось в централизованном хранилище в Красноярске-26 в ожидании начала работы создаваемого там крупного радиохимического завода РТ-2. Топливо реакторов ВВЭР-440 перерабатывалось на заводе РТ-1 в Челябинске-65. Выделенный при переработке топлива ВВЭР-440 энергетический плутоний помещался в хранилище, а регенерированный уран отправлялся на Ульбинский металлургический завод для производства топлива реакторов РБМК.

Высокообогащенный уран также проходил несколько стадий переработки. Уран, обогащенный до 90% U-235, использовался в промышленных реакторах, Некоторых судовых реакторах и исследовательских реакторах. Отработавшее топливо перерабатывалось на заводе РТ-1 (Челябинск-65). Регенерированный уран использовался для производства топлива реакторов подводных лодок (обогащение 20-45% U-235).

Широкомасштабное повторное использование урана, регенерированного при переработке облученного топлива промышленных и некоторых энергетических реакторов, представляло собой существенную особенность ядерного топливного цикла в СССР. В первые десятилетия ядерной программы необходимость повторного использования урана была обусловлена серьезным дефицитом природного урана. Впоследствии переработка отработавшего топлива с выделением плутония, урана и других элементов была выбрана в качестве основной стратегии будущего ядерной энергетики, основанной на так называемом замкнутом топливном цикле. Замкнутый цикл предполагает широкомасштабное использование реакторов на быстрых нейтронах, работающих с использованием топлива на основе плутония с одновременным его расширенным воспроизводством. Следует отметить, что до настоящего момента эта стратегия не была реализована в полной мере и ее реализация в обозримом будущем вряд ли будет возможна по экономическим соображениям.

Уменьшение объема оборонных заказов привело к значительным изменениям в российском топливном цикле. Практически прекратились поставки природного урана из бывших советских республик и стран Восточной Европы. Снизились потребности в природном и высокообогащенном уране для производства топлива промышленных реакторов. Прекращено производство обогащенного урана и плутония для оружия. Основной задачей предприятий ядерного топливного цикла в настоящее время является производство топлива для реакторов АЭС, расположенных в России и за ее пределами, и деятельность по обращению с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами.

Добыча природного урана

Уран является достаточно распространенным в природе металлом. Несмотря на это, месторождения с высоким содержанием урана в породе встречаются относительно редко. Выявление общих контуров рудоносных районов с богатыми месторождениями урана осуществляется на основе анализа геологических моделей, радиометрической аэроразведки, отбора проб воды и почвы, и других методов. Более детальная разведка расположения месторождений проводится посредством бурения скважин и анализа состава породы.

Результаты геологической разведки закладывают основу выбора технологий добычи и переработки урановой руды. Приповерхностные месторождения разрабатываются карьерным способом. Шахтные методы используются при глубинном расположении урансодержащих пород.45 Извлеченная из шахты или из карьера руда сортируется с применением методов радиометрического анализа и размалывается. Метод выделения урана зависит от физико-химических свойств обрабатываемой горной породы. Типичной является обработка породы кислотами (иногда при повышенных температурах и давлениях) и/или содой, в ходе которой уран переходит в раствор (элюэнт).

В 60-е годы в Советском Союзе начал осваиваться значительно более экономичный для некоторых типов месторождений метод подземного выщелачивания.46 Применение методов подземного выщелачивания в СССР быстро расширялось и в 80-е годы с их помощью добывалось около 32% урана. Соответственно 52% и 16% урана добывалось подземным и открытым способами.

На следующем этапе технологического процесса осуществляется концентрирование урана. В результате получается конечный продукт уранодобывающих комбинатов — урановый концентрат (порошок закиси-окиси урана, U3O8). Для повышения содержания природного урана в продукте до 90% или выше осуществляется операция очистки (аффинажа), основанная на использовании экстракционных технологий.

В СССР добыча природного урана началась в 1945 г. на Табошарском руднике в Таджикистане и прилегающих месторождениях в Узбекистане и Киргизстане. Одновременно Министерством геологии были организованы целенаправленные масштабные работы по разведке урановых месторождений. Открытие в конце 40-х годов новых месторождений в Средней Азии, на Северном Кавказе и Украине (Криворожский, Карамазарский и Ставропольский урановые районы) позволило существенно увеличить темпы добычи. Тем не менее, основными источниками урана для советской ядерной программы в то время оставались Чехословакия и Восточная Германия.49 Поставки урана из этих стран осуществлялись в соответствии с соглашениями, заключенными с этими странами соответственно в 1945 и 1946 гг.

В 50-е годы с помощью воздушной радиометрической разведки были открыты крупнейшие месторождения урана в Узбекистане и Казахстане. В 60-е годы развитие теоретических моделей образования урановых месторождений позволило открыть Стрельцовский урановый район в юго-восточной Сибири и дополнительные месторождения в Кызылкумском и Криворожском районах.

В 60-е и 70-е годы на основе разведанных месторождений были введены В эксплуатацию крупнейшие уранодобывающие комплексы: Целинный (Степно-горек) и Прикаспийский (Актау, бывший Шевченко) комбинаты в Казахстане, Навоийский комбинат в Узбекистане, и Приаргунский комбинат в России. Значительное количество урана импортировалось из Восточной Германии, Чехословакии, Болгарии, и Венгрии. В 70-80-е годы уровень производства и импорта урана достиг более 30 тыс. т в год.50 Недостаток урана, продолжавший в 60-70-е годы оставаться основным тормозом советской ядерной программы, был устранен.

Сокращение оборонных заказов во второй половине 80-х годов и заметное снижение темпов развития атомной энергетики после чернобыльской катастрофы привели к перепроизводству урана и снижению уровня его добычи. В 1991 г. уровень добычи снизился до 40% производительности комплекса. Распад СССР значительно изменил структуру уранового комплекса и привел к образованию индивидуальных производителей урана, ориентированных на продажу продукции на мировом рынке.

Всего к началу 90-х годов в СССР было произведено или импортировано из Восточной Европы примерно 660 тыс. т урана, 1 из которых примерно 460 тыс. т было использовано для производства оружейных делящихся материалов.

В настоящее время разведанные запасы природного урана республик бывшего СССР расположены в девяти урановых районах с разрабатываемыми месторождениями и пяти урансодержащих районах, разработка которых еще не началась.52 Большая часть разведанных запасов урана находится в трех республиках: России (около 300 тыс. т), Казахстане (576.7 тыс. т) и Узбекистане (230 тыс. т).

Производство гексафторида урана

Важное место в цепочке ядерного топливного цикла занимает производство гексафторида урана (UFs), служащего сырьем для обогатительных заводов.54 В СССР исследования по производству гексафторида урана были начаты Наркоматом химической промышленности в начале 40-х годов, и первые граммы материала были получены в 1943 г.55 Промышленное производство по фторированию урана было освоено в 1947 г. на заводе "Рулон" (завод № 906) в г. Днепродзержинске. Продукция завода использовалась, в частности, для производства металлического топлива экспериментального реактора Ф-1 в Курчатовском институте. В 50-х годах на Химическом комбинате в городе Кирово-Чепецке (завод № 752, до 1958 г. находился в составе Минхимпрома) была освоена новая, более эффективная технология, основывающаяся на промежуточном производстве тетрафторида урана.

В настоящее время гексафторид урана производится посредством сжигания соединений урана в одноступенчатом пламенном реакторе. При этом в качестве сырья могут использоваться различные соединения урана, включая тетрафторид и оксиды. Соответствующая технология была разработана в 60-е и освоена в 70-е годы на заводах в Томске-7 и Ангарске (комбинат в Кирово-Чепецке был переориентирован на работу с тетрафторидом урана). Оба завода использовались для работы как с природным, так и с регенерированным ураном. В настоящее время переработкой природного урана занимается в основном Ангарский завод. Его производительность оценивается в 18.7 тыс. т урана в год.

Производство реакторного топлива

В первые годы ядерной программы основной задачей топливных заводов являлось производство топлива промышленных реакторов. На заводе № 12 в подмосковном городе Электросталь была освоена технология получения металлического урана и производство топлива для реактора Ф-1.58 Несколько позднее производство топлива промышленных реакторов на основе природного урана было освоено на Чепецком механическом заводе и Новосибирском заводе химконцентратов. Во второй половине 50-х и в 60-х годах началось освоение масштабного производства топлива для реакторов транспортных установок и реакторов АЭС. Современная структура комплекса топливных заводов, объединенных в настоящее время в Концерн "ТВЭЛ" (бывшее 3 ГУ Минатома), сложилась к середине 70-х годов.