Химия тория, урана, плутония. Жерин И.И - 8 стр.

UptoLike

ВУЗ: 

ТПУ | Томск

Составители: 

Рубрика: 

8
системы, называемой ядерным топливным циклом (ЯТЦ).
Экономические оценки показывают, что стоимость топлива,
включая добычу, производство, обогащение, изготовление твэлов,
переработку, транспортировку и захоронение, составляла до 40–55 %
общей стоимости выработанной электроэнергии. В настоящее время
топливная составляющая стоимости электроэнергии, выработанной на
АЭС с тепловыми реакторами, составляет в среднем около 30–35 %.
Варьирование комбинациями делящихся и сырьевых материалов
приводит к трем основным ядерным топливным циклам: уран-
плутониевому циклу; циклу с рециркуляцией плутония или смешанно-
му уран-плутониевому циклу и уран-ториевому топливному циклу. В
настоящее время большинство исследовательских и энергетических
тепловых реакторов работают в уран-плутониевом топливном цикле.
1.2.1. Уран-плутониевый топливный цикл
Запишем ядерные реакции, приводящие к уран-плутониевому
циклу (здесь
238
U – сырьевой нуклид):
PuNpU)U(
239239239238
,2.39дняβ,23,5минβ
n,
(1.1)
Эти ядерные реакции осуществляются за счет нейтронного облучения
238
U в активной зоне теплового энергетического реактора, работающего
на
235
U.
На рис. 1.1 показана блок-схема типичного уран-плутониевого
ЯТЦ. Природным источником ядерного топлива является урановая
руда, которая после добычи и обогащения доставляется на предприятие
по переработке уранового сырья до закиси-окиси U
3
O
8
. Закись-окись
урана является товарным продуктом, содержащим небольшое
количество примесей и следы радиоактивных элементов. U
3
O
8
подвергают гидрометаллургической переработке, получению гексафто-
рида урана, обогащению по изотопу урана-235 с последующим
получением диоксида урана для твэлов АЭС. Каждый тепловыде-
ляющий элемент обязательно должен быть заключен в оболочку из
алюминия (в случае использования «блочков» из металлического урана
для наработки плутония), сплава циркония или нержавеющей стали для
зашиты топлива от коррозии при контакте с теплоносителем реактора,
предотвращения утечки газообразных продуктов деления и обеспечения
механической прочности и структурной целостности твэлов.
После эксплуатации и выгрузки из ядерного реактора высоко-
радиоактивные отработавшие твэлы выдерживаются в бассейне для
снижения общей радиоактивности отработавшего топлива, после чего

Страницы