Метално гориво за нуклеарни реактори. Нуклеарно гориво: видови и преработка

Животниот циклус на нуклеарното гориво засновано на ураниум или плутониум започнува во рударските претпријатија, хемиските постројки, во гасните центрифуги и не завршува во моментот кога склопот на горивото се истоварува од реакторот, бидејќи секој склоп на гориво има долг пат да помине низ отстранување, а потоа преработка.

Екстракција на суровини за нуклеарно гориво

Ураниумот е најтешкиот метал на земјата. Околу 99,4% од ураниумот на земјата е ураниум-238, а само 0,6% е ураниум-235. Извештајот на Меѓународната агенција за атомска енергија „Црвената книга“ покажува раст на производството и побарувачката на ураниум и покрај несреќата во Фукушима-1, што натера многумина да размислуваат за изгледите за нуклеарна енергија. Само во последните неколку години истражените резерви на ураниум се зголемени за 7%, што е поврзано со откривање на нови наоѓалишта. Казахстан, Канада и Австралија остануваат најголеми производители, кои произведуваат до 63% од светскиот ураниум. Покрај тоа, резерви на метал има во Австралија, Бразил, Кина, Малави, Русија, Нигер, САД, Украина, Кина и други земји. Претходно Пронедра напиша дека во 2016 година во Руската Федерација биле ископани 7,9 илјади тони ураниум.

Денес, ураниумот се ископува на три различни начини. Отворениот метод не ја губи својата важност. Се користи во случаи кога наслагите се блиску до површината на земјата. Во методот на отворен коп, булдожерите создаваат каменолом, а потоа рудата со нечистотии се натоварува во камиони дампери за транспорт до преработувачките комплекси.

Често рудното тело лежи на големи длабочини, во тој случај се користи метод на подземна експлоатација. Мина избива длабоко до два километри, карпата, со дупчење, се минира во хоризонтални наноси, транспортирана нагоре во товарни лифтови.

Смесата, која така се вади до врвот, има многу компоненти. Карпата мора да се смачка, да се разреди со вода и да се отстрани вишокот. Следно, во смесата се додава сулфурна киселина за да се спроведе процесот на лужење. За време на оваа реакција, хемичарите добиваат жолт талог од соли на ураниум. Конечно, ураниум со нечистотии се рафинира во рафинеријата. Дури после ова се добива ураниум оксид кој се тргува на берзата.

Постои многу побезбеден, еколошки и исплатлив начин, кој се нарекува лужење со дупнатини на самото место (SIL).

Со овој метод на развој на теренот, територијата останува безбедна за персоналот, а позадината на радијацијата одговара на позадината во големите градови. За да ископате ураниум со лужење, треба да издупчите 6 дупки на аглите на шестоаголникот. Преку овие бунари, сулфурна киселина се пумпа во наслагите на ураниум, се меша со нејзините соли. Овој раствор се извлекува, имено, се испумпува низ бунар во центарот на шестоаголникот. За да се постигне саканата концентрација на соли на ураниум, смесата се поминува неколку пати низ колони за сорпција.

Производство на нуклеарно гориво

Производството на нуклеарно гориво е незамисливо без гасни центрифуги, кои се користат за производство на збогатен ураниум. По постигнување на потребната концентрација, од ураниум диоксид се пресуваат таканаречените таблети. Тие се создаваат со помош на средства за подмачкување кои се отстрануваат за време на печење во печки. Температурата на палење достигнува 1000 степени. После тоа, таблетите се проверуваат за усогласеност со наведените барања. Квалитетот на површината, содржината на влага, односот на кислород и ураниумска материја.

Во исто време, во друга работилница се подготвуваат цевчести школки за горивни елементи. Горенаведените процеси, вклучително и последователно дозирање и пакување на таблети во цевки од обвивка, запечатување, деконтаминација, се нарекуваат производство на гориво. Во Русија, создавањето на склопови за гориво (ФА) го спроведуваат претпријатијата „Машинско-градежна фабрика“ во Московскиот регион, „Новосибирск погон на хемиски концентрати“ во Новосибирск, „Московски погон на полиметали“ и други.

Секоја серија на склопови на гориво е создадена за специфичен тип на реактор. Европските склопови на гориво се направени во форма на квадрат, а руски - со хексагонален пресек. Во Руската Федерација, широко се користат реакторите од типовите VVER-440 и VVER-1000. Првите елементи за гориво за VVER-440 почнаа да се развиваат во 1963 година, а за VVER-1000 - во 1978 година. И покрај фактот дека во Русија активно се воведуваат нови реактори со безбедносни технологии по Фукушима, има многу нуклеарни постројки од стар стил кои работат низ земјата и во странство, така што склоповите на гориво за различни типови реактори остануваат подеднакво релевантни.

На пример, за да се обезбедат склопови на гориво за една активна зона на реакторот RBMK-1000, потребни се повеќе од 200 илјади компоненти направени од легури на циркониум, како и 14 милиони синтерувани пелети ураниум диоксид. Понекогаш трошоците за производство на склоп на гориво може да ја надминат цената на горивото содржано во ќелиите, поради што е толку важно да се обезбеди висок поврат на енергија од секој килограм ураниум.

Трошоците за производниот процес во %

Одделно, треба да се каже за склопови на гориво за истражувачки реактори. Тие се дизајнирани на таков начин што ќе го направат набљудувањето и проучувањето на процесот на создавање неутрони што е можно поудобно. Ваквите горивни прачки за експерименти во областа на нуклеарната физика, производството на изотопи, радијационата медицина во Русија ги произведува Новосибирската фабрика за хемиски концентрати. Телевизорите се создадени врз основа на беспрекорни елементи со ураниум и алуминиум.

Производството на нуклеарно гориво во Руската Федерација го врши компанијата за гориво ТВЕЛ (оддел на Росатом). Претпријатието работи на збогатување на суровини, монтажа на горивни елементи, а исто така обезбедува услуги за лиценцирање гориво. Машинската постројка Ковров во Владимирскиот регион и постројката за гасни центрифуги во Урал во регионот Свердловск создаваат опрема за руски склопови на гориво.

Карактеристики на транспорт на прачки за гориво

Природниот ураниум се карактеризира со ниско ниво на радиоактивност, меѓутоа, пред производството на склопови на гориво, металот се подложува на процедура за збогатување. Содржината на ураниум-235 во природната руда не надминува 0,7%, а радиоактивноста е 25 бекерели на 1 милиграм ураниум.

Ураниумските пелети сместени во склоповите на горивото содржат ураниум со концентрација на ураниум-235 од 5%. Готовите склопови на гориво со нуклеарно гориво се транспортираат во специјални метални контејнери со висока цврстина. За транспорт се користи железнички, патен, морски, па дури и воздушен транспорт. Секој контејнер содржи два склопови. Транспортот на неозрачено (свежо) гориво не претставува опасност од радијација, бидејќи зрачењето не оди подалеку од циркониумските цевки во кои се ставаат пресуваните ураниумски пелети.

Се развива посебна рута за серија гориво, товарот се транспортира во придружба на безбедносниот персонал на производителот или клиентот (почесто), што првенствено се должи на високата цена на опремата. Во целата историја на производството на нуклеарно гориво, не е забележана ниту една транспортна несреќа во која се вклучени склопови на гориво што би влијаела на радијационата позадина на животната средина или би довело до жртви.

Гориво во јадрото на реакторот

Единица нуклеарно гориво - ТВЕЛ - е способна да ослободува огромна количина на енергија долго време. Ниту јагленот ниту гасот не можат да се споредат со такви количини. Животниот циклус на горивото во која било нуклеарна централа започнува со истовар, отстранување и складирање на свежо гориво во складиштето за склопување гориво. Кога претходната серија на гориво во реакторот изгори, персоналот ги комплетира склоповите на гориво за вчитување во јадрото (работната зона на реакторот, каде што се случува реакцијата на распаѓање). Како по правило, горивото делумно се преполнува.

Горивото е целосно натоварено во јадрото само во моментот на првото стартување на реакторот. Ова се должи на фактот дека горивните елементи во реакторот изгоруваат нерамномерно, бидејќи неутронскиот флукс варира во интензитет во различни зони на реакторот. Благодарение на сметководствените уреди, персоналот на станицата има можност да го следи степенот на изгорување на секоја единица гориво во реално време и да го замени. Понекогаш, наместо да се вчитуваат нови склопови на гориво, склоповите се преместуваат меѓу себе. Во центарот на активната зона најинтензивно се јавува согорување.

ТВС по нуклеарна централа

Ураниумот што бил изработен во нуклеарен реактор се нарекува озрачен или изгорен. И такви склопови на гориво - потрошено нуклеарно гориво. SNF е позициониран одвоено од радиоактивен отпад, бидејќи има најмалку 2 корисни компоненти - несогорен ураниум (согорувањето на металите никогаш не достигнува 100%) и трансураниум радионуклиди.

Неодамна, физичарите почнаа да користат радиоактивни изотопи акумулирани во SNF во индустријата и медицината. Откако горивото ќе ја одработи својата кампања (времето кога склопот е во јадрото на реакторот во услови на работа со номинална моќност), се испраќа во базенот потрошено гориво, потоа во складиште директно во одделот на реакторот, а потоа - за преработка или отстранување. Базенот за ладење е дизајниран да ја отстранува топлината и да штити од јонизирачко зрачење, бидејќи склоповите на горивото остануваат опасни по отстранувањето од реакторот.

Во САД, Канада или Шведска, SNF не се испраќа на повторна обработка. Другите земји, вклучително и Русија, работат на затворен циклус на гориво. Тоа овозможува значително да се намалат трошоците за производство на нуклеарно гориво, бидејќи дел од SNF повторно се користи.

Прачките за гориво се раствораат во киселина, по што истражувачите го одвојуваат плутониумот и неискористениот ураниум од отпадот. Околу 3% од суровините не можат повторно да се искористат; тоа се отпад на високо ниво кои се подложени на процедури за битуминизација или витрификација.

Од потрошеното нуклеарно гориво може да се добие 1% плутониум. Овој метал не треба да се збогатува, Русија го користи во процесот на производство на иновативно гориво MOX. Затворениот циклус на гориво овозможува да се поевтини еден склоп на гориво за приближно 3%, меѓутоа, оваа технологија бара големи инвестиции во изградбата на индустриски единици, така што сè уште не е широко распространета во светот. Сепак, компанијата за гориво Росатом не престанува со истражување во оваа насока. Пронедра неодамна напиша дека Руската Федерација работи на гориво способно да користи изотопи на америциум, куриум и нептуниум во јадрото на реакторот, кои се вклучени во само 3% од високо радиоактивен отпад.

Производители на нуклеарно гориво: рејтинг

1. Француската компанија Арева до неодамна обезбедуваше 31% од светскиот пазар за склопови на гориво. Компанијата се занимава со производство на нуклеарно гориво и монтажа на компоненти за нуклеарни централи. Во 2017 година Арева доживеа квалитативна надградба, во компанијата дојдоа нови инвеститори, а колосалната загуба од 2015 година беше намалена за 3 пати.
2. Вестингхаус е американска поделба на јапонската компанија Тошиба. Активно го развива пазарот во Источна Европа, снабдува склопови со гориво за украинските нуклеарни централи. Заедно со Toshiba обезбедува 26% од светскиот пазар за производство на нуклеарно гориво.
3. На трето место е компанијата за гориво ТВЕЛ на државната корпорација Росатом (Русија). ТВЕЛ обезбедува 17% од светскиот пазар, има десетгодишно договорно портфолио во вредност од 30 милијарди долари и снабдува гориво со повеќе од 70 реактори. ТВЕЛ развива склопови за гориво за реакторите VVER, а исто така влегува на пазарот за нуклеарни инсталации од западен дизајн.
4. Japan Nuclear Fuel Limited, според најновите податоци, обезбедува 16% од светскиот пазар, испорачува склопови со гориво на повеќето нуклеарни реактори во самата Јапонија.
5. Mitsubishi Heavy Industries е јапонски гигант кој произведува турбини, танкери, клима уреди и од неодамна нуклеарно гориво за реактори од западен стил. Mitsubishi Heavy Industries (оддел на матичната компанија) се занимава со изградба на нуклеарни реактори APWR, истражувачки активности заедно со Areva. Токму оваа компанија беше избрана од јапонската влада да развива нови реактори.

Централната фаза на NFC е употребата на нуклеарно гориво во реактор на нуклеарна централа за производство на топлинска енергија. Како енергетски апарат, нуклеарниот реактор е генератор на топлинска енергија на одредени параметри, добиени со фисија на јадра на ураниум и плутониум формирани во реакторот (сл. 6.22). Ефикасноста на претворање на топлинската енергија во електрична енергија се определува со совршенството на термохидрауличните и електричните кола на нуклеарните централи.

Карактеристиките на согорувањето на нуклеарното гориво во јадрото на реакторот, поврзани со појавата на различни нуклеарни реакции со горивните елементи, ги одредуваат спецификите на нуклеарната енергија, условите за работа на нуклеарните централи, економските показатели, влијанието врз животната средина, социјалните и економските последици.

Ефикасноста на користењето нуклеарно гориво во нуклеарните централи со термални неутронски реактори се карактеризира со просечно годишно производство на енергија на 1 тон (или 1 kg) гориво натоварено и потрошено во реакторот - просечната длабочина на неговото согорување (неговата димензија е MW ден / тон). Во процесот на согорување на горивото на ураниум како резултат на нуклеарни реакции, се јавува значителна промена во неговиот нуклиден состав.На слика 6.23 е прикажан типичен графикон на овој процес во однос на условите за проектирање на јадрото на реакторот VVER-1000 со почетно збогатување x = 4,4% (44 kg/t) и просечната проектна длабочина на согорување на гориво В=40 10 3 MW ден/t (или α =42 kg/t), а на сликата 6.24 е прикажан пресметаниот график на промените во составот на нуклидите на гориво при x = 2% и В=20 10 3 MW ден/т во јадрото на реакторот RBMK-1000. Може да се види дека како 235 U согорува, како резултат на радијативно зафаќање на неутрони од 238 U јадра, се појавуваат фисилни изотопи на плутониум 239 Pu, 241 Pu и нефисилни изотопи 240 Pu, 242 Pu, а исто така и 236 U. се акумулира и распаѓање на други трансураниумски и трансплутониумски елементи (сл. 6.25), чиј број е релативно мал и не се зема предвид при економските пресметки.

На слика 6.26 е прикажана зависноста на промената на составот на нуклидот во ураниумското гориво на реакторот PWR, кој има почетно збогатување од 3,44%, од неутронското флуенс. Проценетиот придонес на фисилните изотопи на плутониум (239 Pu и 241 Pu) во вкупната излезна моќност на нуклеарниот реактор VVER-1000 е повеќе од 33%. Овој процес се одвива и во други термални неутронски реактори. Придонесот на плутониумот во фисијата и производството на енергија е поголем, толку е поголем соодносот на размножување (BR) на плутониумот и толку е поголемо просечното согорување на горивото.

Количината на акумулација на изотопи на плутониум во потрошеното гориво е од суштинско значење за техничките и економските пресметки и проценки во индустријата за нуклеарна енергија. Откако ќе се извлечат од потрошеното гориво при хемиска обработка, тие се и комерцијални производи на нуклеарните централи.

Односот на масата z* на сите или само фисилни термални неутрони z изотопи на плутониум акумулирани во потрошеното гориво до масата α на фисилните јадра содржани во 1 тон потрошено гориво вообичаено се нарекува фактор на акумулација на плутониум (KN):

КН=z/ α ; KH*=z*/α,

каде што z* е масата на сите изотопи на плутониум акумулирани во потрошеното гориво (вклучувајќи ја загубата од 235U поради конверзија во 236U без фисија). За приближна пресметка на CV, може да се користат графиконите на промените во составот на нуклидите на горивото (види Сл. 6.23 и 6.24), изградени врз основа на нуклеарно-физички пресметки. Зголемувањето на просечната длабочина на согорување Б е придружено (Табела 6.13) со намалување на количината на плутониум во потрошеното гориво, но со зголемување на неговиот удел во вкупната излезна моќност на реакторот. Оваа пропорција е колку поголема, толку е поголема вредноста на интегралното CV (односот на бројот на формирани фисилни нуклиди со бројот на одвоени).

Табела 6.13 Согорување на гориво и акумулација на плутониум во термалните реактори

При анализа на материјалната рамнотежа од 235 U во нуклеарното гориво, неопходно е да се земат предвид неговите неповратни загуби во јадрото на реакторот предизвикани од зафаќањето на неутрони од изотоп 235 U без фисија 235 U+n → 236 U + γ .

Значаен дел од 235 U не се дели, туку се претвора во вештачки не-фисилен радиоактивен изотоп 236 U. Веројатноста за формирање на 236 U од 235 U е еднаква на односот на пресекот за радијативно зафаќање на неутрон со изотопот 235 U (σ n γ \u003d 98,36 за E n \u003d 0,0253 eV) до збирот на пресеците за зрачење и фисија (σ ~ 580 штала). Така, во билансот на 235 U натоварени во јадрото на реакторот, неопходно е да се земе предвид не само потрошувачката на 235 U јадра за време на неговата фисија, туку и намалувањето (~ 15%) на неповратно изгубените 235 U јадра. до формирањето на 236 U.

Слика 6.27 го прикажува нивото на акумулација на 236 U во реактор за вода под притисок на модерна нуклеарна централа со различно почетно збогатување на горивото во зависност од нејзината длабочина на согорување.

За возврат, формирањето на 236 U доведува до негова потрошувачка во процесот на формирање на нови елементи 237 Np и 238 Pu (види Сл. 6.22). Зависностите на Слика 6.27 го земаат предвид овој процес. На длабочина на согорување од 30 10 3 MW ден/t, 0,35-0,40% 236 U се формираат во термалните неутронски реактори со збогатување на гориво од ~ 3,4% 235 U.

Со содржина од 0,12% 236 U во јадрото VVR, загубата на остварливата длабочина на согорување ќе биде 10 3 MW ден/t, на 0,4% 236 U - 2,5 10 3 MW ден/t, при 1% 236 U – 5 10 3 MW ден/т. Во постоечките реактори за лесна вода, за да се компензира негативниот ефект од 236 U и да се добијат посакуваните енергетски карактеристики, потребно е да се зголеми почетното збогатување на горивото од 235 U, што ја зголемува цената на циклусот на нуклеарното гориво.

Употребата на нуклеарно гориво во реакторите на нуклеарните централи ги вклучува следните главни операции:

• истовар, прифаќање и складирање во складиштето на ФА на свежо гориво добиено од постројката добавувач;
• склопување на склопови на гориво за вчитување во реакторот заедно со контролни шипки;
• вчитување на склопови на гориво во јадрото на реакторот (почетно или по редослед на периодично и делумно полнење гориво); ефикасно користење на горивото во јадрото на реакторот (добивање дадена генерација на топлинска енергија во реакторот).

Нуклеарното гориво потрошено во реакторот повторно се вчитува во базенот потрошено гориво што се наоѓа во салата на реакторот и останува таму неколку години. Таквата долга изложеност овозможува значително да се намали почетната радиоактивност и топлината на распаѓање на склоповите на горивото, да се отфрлат протекуваните склопови и шипките за гориво со цел да се олесни задачата за транспорт на потрошено гориво од територијата на централата (Табела 6.14).

Од базените за потрошено гориво, потрошеното гориво се претоварува во транспортни контејнери инсталирани на специјални железнички платформи или на други возила. Оваа операција завршува во нуклеарната централа најдолго - централната фаза од циклусот на нуклеарно гориво. Некои централи имаат долгорочно тампон за потрошено гориво или може да складираат склопови потрошено гориво во специјални буриња прилагодени за долгорочно суво складирање.

Видови циклуси на гориво.Постојат голем број циклуси на гориво во зависност од видот на реакторот што се вчитува и што се случува со потрошеното гориво отстрането од реакторот. Слика 6.28 покажува дијаграм на отворен (отворен) циклус на гориво.

Потрошеното гориво се чува на неодредено долг временски период во базенот за потрошено гориво во нуклеарната централа. Во овој поглед, неопходно е да се обезбеди безбедност на ракување, пакување и пренесување на потрошеното гориво на постојано складиште со користење на јавни складишта. Во овој циклус, процесот на обновување или збогатување на фисилните материјали во изгореното гориво не се спроведува. Слика 6.29 покажува циклус во кој потрошеното гориво се обработува на таков начин што ќе го обнови само ураниумот. Елементите на плутониум и трансураниум се третираат како отпад на високо ниво (HLW) во овој циклус.

Ураниумот се враќа во фабриката за збогатување со цел да се зголеми процентот на збогатување од 0,8 на 3%, што е доволно за повторно да се користи како гориво за VVR. „Отпадот“ бара соодветно ракување, пакување и транспорт до постојано место за складирање. Поцелосен циклус на гориво е прикажан на Слика 6.30. Овде освен ураниум се вади и плутониум. Бидејќи плутониумот е фисилен материјал, може да се користи како гориво. Плутониум оксид измешан со ураниум оксид може повторно да се користи во циклусот WWR. Оваа мешавина на гориво, која се користи во пилот склопови во голем број комерцијални реактори, ја покажа својата успешна употреба како гориво за WWR.

Табела 6.14 Промена на специфичната активност и ослободување на топлина во 1 тон потрошено гориво истоварено од VVER при просечно согорување од 33 10 3 MW ден/t

Сепак, рециклирањето на плутониум не доби комерцијално прифаќање поради голем број пречки и ограничувања. Голем интерес за рециклирање на плутониум беше покажан во Јапонија и Германија. Во Јапонија, главниот мотив беше да се обезбеди независност за добивање гориво за нуклеарните централи. Во Германија, тие сакаа да го искористат ова за значително да го поедностават отстранувањето на отпадот на високо ниво.

Исто така, можно е да се комбинираат VVR и брзи реактори врз основа на третата верзија на циклусот на гориво. Плутониумот добиен од потрошеното гориво може да се користи како прво оптоварување со гориво на брз реактор.

Ова е најефикасната употреба на плутониумот, бидејќи неговите најдобри квалитети се наоѓаат во брзиот дел од неутронскиот спектар. Оваа насока се користи во Франција.

Плутониумот произведен во француските рафинерии се складира за подоцнежна употреба во програмата за брз развој на реактори. Брзиот неутронски реактор бара свој циклус на гориво, со свои специфики и карактеристики. Оваа специфичност се должи на длабокото согорување на горивото кај одгледувачот (3 пати или повеќе отколку во VVR). Друг циклус се базира на употребата на ториум, кој, иако не е фисилен материјал, се претвора во 23 U во реактор. не доби индустриски развој. Циклусот на ториум се користи во гасни реактори со висока температура (во кои горивото е инкапсулирано во матрица од графит).

Во моментов, во врска со интензивирањето на работата за подобрување на реакторите и нуклеарните централи како целина, позициите на многу земји во однос на изборот на типот на циклусот на нуклеарно гориво се менуваат. Сè повеќе програмери имаат тенденција да избираат затворен (затворен) циклус на гориво. Од друга страна, во еден од извештаите на конференцијата на МААЕ одржана во септември 2004 година, во која се анализираше ситуацијата со изборот на типот на NFC, земајќи ја предвид зголемената побарувачка за енергија, се наведува дека отворениот или единечен циклус на гориво има значителни предности во споредба со затворениот циклус во однос на трошоците за производство, прашањата за непролиферација и безбедноста на работата на циклусот на гориво. Според извештајот, има доволно природна ураниумска руда во светот за да се обезбеди пуштање во употреба на 1.000 нови реактори во следните педесет години. Методот „еднократен“ за користење нуклеарно гориво ќе остане релативно евтин и безбеден додека не се исцрпат наоѓалиштата на руда на ураниум и нуклеарните сили не почнат да го обработуваат акумулираното потрошено нуклеарно гориво за да произведат плутониум, неприроден, вештачки нуспроизвод на согорувањето. ураниум. Во исто време, не се анализира состојбата со трошоците за операциите за отстранување на SNF и RW. Меѓутоа, како што се исцрпуваат резервите на ураниумска руда, трошоците за работа со отворен циклус на гориво, спротивно од затворениот циклус, може да се зголемат. Како и да е, за да се избегнат непроценливите ризици поврзани со употребата на затворен циклус, експертите препорачуваат владите и лидерите на нуклеарната индустрија на нуклеарните сили да продолжат да работат со отворен циклус пред затворен поради високата цена на Процес на преработка на SNF и развој на полето на нови термонуклеарни или брзи неутронски реактори. Авторите на извештајот силно советуваат истражувањето и развојот на циклусот на гориво да се насочи кон развој на технологии кои во нормална операција, т.е. мирно користење на операцијата на нуклеарната енергија, нема да доведат до производство на материјали употребливи за оружје, вклучувајќи ураниум, фисилни материјали (како плутониум) и мали актиниди. Практиките на затворениот циклус на гориво што моментално се спроведуваат во Западна Европа и Јапонија не го исполнуваат овој критериум, се вели во извештајот. Затоа, велат неговите автори, анализата, истражувањето, развојот и тестирањето на циклусот на гориво треба да опфатат јасна проценка на можниот ризик од ширење на нуклеарното оружје и мерките неопходни за минимизирање на овој ризик. Ако, сепак, најверојатната прогноза за иднината на нуклеарната енергија е глобалниот раст на нуклеарната индустрија врз основа на отворен циклус на гориво, тогаш, велат авторите на извештајот, меѓународните договори за складирање на потрошеното гориво треба да се стават во ефект во следните десет години, што би требало значително да го намали потенцијалниот ризик од ширење на нуклеарното оружје.

Во идната голема нуклеарна енергетска индустрија на брзи неутрони во зоната на нуклеарни реакции, треба да се врши не само фисија на актиниди, туку и производство на изотопи на плутониум, одлично нуклеарно гориво, од суровото нуклеарно гориво ураниум-238 надвор. Со сооднос на размножување над 1, може да се добие повеќе плутониум во испуштеното нуклеарно гориво отколку што изгорело. Ненатовареното нуклеарно гориво од брзите нуклеарни реактори мора да оди во радиохемиска постројка, каде што ќе се отстрани од производите на фисија што апсорбираат неутрони. Потоа горивото, кое се состои од ураниум238 и актиниди (Pu, Np, Cm, Am), доволно за спроведување на нуклеарна верижна реакција, заедно со додаток на осиромашен ураниум, повторно се вчитува во јадрото на нуклеарната централа. Во брз неутронски нуклеарен реактор, радиохемиската обработка може да го изгори речиси целиот ураниум-238.

Според мислењето на авторите на извештајот, брзите неутронски нуклеарни реактори ќе преовладуваат во нуклеарното инженерство од големи размери. Горивото истоварено од овие реактори содржи големо количество изотопи на актиниди (Pu, Np, Cm, Am), се карактеризира со голема длабочина на согорување, што значи дека ќе има повеќе производи на фисија по единица маса на нуклеарно гориво.

Сè уште е неопходно да се создадат радиохемиски технологии кои обезбедуваат:

• нуклеарна безбедност, земајќи ги предвид многу поголем број мали актиниди со свои критични маси;
• длабоко прочистување на производите од фисија од актиниди, за да не се создадат тешкотии при нивното складирање, закопување и трансмутација;
• максимално намалување на масата на технолошки отпад;
• подобро прочистување на гасовите кои произлегуваат од радиохемиска обработка од јод, тритиум, криптон, радиоактивни аеросоли;
• радијациона безбедност на оперативниот персонал;
• добивање хемиски елементи потребни за националната економија, на пример, чист α-извор;
• можноста за повеќекратна употреба на материјали кои се наоѓаат во зоната на нуклеарни реакции и се состојат од вредни метали (Ni, Cr, Nb, Mo. Ti, W, V), кои имаат стекнато индуцирана активност;
• економски исплатлива радиохемиска обработка, конкурентна во споредба со екстракција на природен ураниум за идна енергија.

Во моментов, потрошеното нуклеарно гориво од четири руски нуклеарни централи (Ново-Воронеж, Балаково, Калинин, Ростов), три украински (јужноукраински, Хмелницки, Ровно) и нуклеарната централа Козлодуј (Бугарија) се складира во „влажната“ на централата. „Складиште RT-2 за регенерација на потрошеното гориво на територијата на Федералното државно унитарно претпријатие GCC, Железногорск (Русија). Според проектот, складиштето е дизајнирано за 6000 тони, треба да се набие со можност за поставување на 8600 тони SNF. Склоповите на озрачено гориво (SFA) се складираат под воден слој од најмалку 2,5 метри над склопот, што обезбедува сигурна заштита на персоналот од сите видови радиоактивна изложеност. Откако потрошеното нуклеарно гориво ќе се чува во влажно складиште, ќе биде сместено во суво складиште за SNF (KhOT-2) со вкупен капацитет од 38.000 тони (од кои 27.000 тони се за складирање потрошено гориво од RBMK- 1000 реактори, 11.000 тони се за потрошено гориво од реакторите VVER-1000), изградбата која сега е во полн ек во централата, а првата фаза ќе биде пуштена во употреба во декември 2009 година. Комплексот за складирање KhOT-2 ќе обезбеди безбедно долгорочно складирање на потрошеното гориво од реакторите RBMK-1000 и VVER-1000 и негово понатамошно пренесување за радиохемиска обработка или подземна изолација. XOT-2 ќе биде опремен со модерни системи за контрола на радијација и нуклеарна безбедност.

Зошто ураниум?

Човештвото си ги врза рацете и нозете со електрични жици. Апарати за домаќинство, индустриска опрема, улично осветлување, тролејбуси, метро, ​​електрични возови - сите овие придобивки на цивилизацијата се напојуваат од електричната мрежа; тие стануваат бесмислени „парчиња железо“ ако струјата не успее поради некоја причина. Сепак, луѓето се веќе толку навикнати на постојаноста на напојувањето што секое исклучување предизвикува незадоволство, па дури и непријатност. И навистина, што треба да направи човек ако изгаснат сите апарати одеднаш, вклучувајќи ги и најомилените - телевизор, компјутер и фрижидер? Посебно е тешко да се издржи „разделбата“ во вечерните часови, кога толку сакате после работа или учење, како што велат, да ги продолжите дневните часови. Дали таблетот ќе заштеди или телефонот, но сепак имаат и полнење кое не е вечно. Уште полошо е да се заврши во „затворска ќелија“, во која по налог на затемнување може да се сврти кабината на лифтот или вагонот на метрото.

Зошто целиот овој разговор? И на фактот дека на „наелектризираното“ човештво му требаат стабилни и моќни извори на енергија - пред сè, електрична енергија. Со неговиот недостиг, исклучувањата ќе станат досадно чести, а животниот стандард ќе се намали. За да се спречи непријатното сценарио да стане реалност, неопходно е да се градат сè повеќе нови електрани: глобалната потрошувачка на енергија расте, а постоечките енергетски единици постепено стареат.

Но, што може да понуди модерната енергија, која главно согорува јаглен и гас, за да го реши проблемот? Се разбира, нови гасни инсталации кои уништуваат вредни хемиски суровини или јаглен блокови кои го чадат небото. Патем, емисиите од термоелектраните се добро познат еколошки проблем, но и претпријатијата за ископ на фосилни горива предизвикуваат штета на животната средина. Но, неговата потрошувачка е огромна. На пример, за да се обезбеди работа на конвенционален фрижидер во текот на годината, ќе биде неопходно да се согорат околу сто килограми јаглен или стотици кубни метри природен гас. И ова е само еден апарат за домаќинство, од кои има многу.

Патем, колку нуклеарно гориво ќе треба за наведениот фрижидер да работи цела година? Тешко е да се поверува, но ... само еден грам!

Колосалниот енергетски интензитет на нуклеарното гориво направено од збогатен ураниум го прави достоен конкурент на јагленот и гасот. Всушност, нуклеарната централа троши сто илјади пати помалку гориво од термоцентралата. Тоа значи дека ископувањето за ископ на ураниум е во многу помал обем, што е важно за животната средина. Плус, нема емисии на стакленички и токсични гасови.

Енергетскиот блок на нуклеарна централа со капацитет од илјада мегавати ќе троши само триесетина тони нуклеарно гориво годишно, а на термоцентрала со истиот капацитет ќе и требаат околу три милиони тони јаглен или три милијарди кубни метри гас. Со други зборови, за да се добие истото количество електрична енергија, ќе ви требаат или неколку вагони со нуклеарно гориво годишно, или неколку возови со јаглен ... дневно.

Што е со обновливите извори на енергија? Тие се, се разбира, добри, но сепак треба да се подобрат. Земете, на пример, областа окупирана од станицата. Во случај на турбини на ветер и соларни панели, тоа е два реда по големина поголема од онаа на конвенционалните електрани. На пример, ако нуклеарна централа (НПП) се вклопува на површина од неколку квадратни километри, тогаш фарма на ветер или соларно поле со ист капацитет ќе зафаќа неколку стотици квадратни километри. Едноставно кажано, односот на површина е како оној на мало село и многу голем град. Во пустината, овој индикатор можеби не е важен, но во зоната на земјоделството или шумарството - дури и како.

Треба да се спомене дека нуклеарното гориво е секогаш подготвено за работа, без оглед на годишното време, денот или временските непогоди, додека сонцето не сјае ноќе, а ветрот дува кога сака. Згора на тоа, во некои области, обновливата енергија воопшто нема да биде профитабилна поради нискиот флукс на сончевата енергија или ниската просечна брзина на ветерот. За нуклеарните централи вакви проблеми едноставно не постојат.

Овие предности на нуклеарната енергија ја определија извонредната улога на ураниумот - како нуклеарно гориво - за модерната цивилизација.

Кој колку доби?

Во еден стар советски цртан филм, животните решија важна задача - споделија портокал. Како резултат на тоа, на сите, освен на волкот, им беше дадено вкусно сочно парче; сивилото мораше да се задоволи со кората. Со други зборови, тој не доби вреден ресурс. Од оваа гледна точка, интересно е да се знае како стојат работите со ураниумот: дали сите земји во светот имаат свои резерви или се лишени?

Всушност, на Земјата има многу ураниум, а овој метал може да се најде речиси насекаде: во кората на нашата планета, во океаните, дури и во човечкото тело. Проблемот лежи во неговата „дисперзија“, „размачкање“ над земјините карпи, што резултира со ниска концентрација на ураниум, најчесто недоволна за организирање на економски профитабилно индустриско производство. Сепак, на некои места има акумулации со висока содржина на ураниум - наоѓалишта. Тие се нерамномерно распоредени, соодветно, а резервите на ураниум варираат во зависност од земјата. Повеќето депозити на овој елемент „отпловиле“ со Австралија; покрај тоа среќа имаа и Казахстан, Русија, Канада и земјите од Јужна Африка. Сепак, оваа слика не е замрзната, состојбата постојано се менува поради истражувањето на нови наоѓалишта и исцрпувањето на старите.

Распределба на истражените резерви на ураниум по земја (за резерви со производствени трошоци< $130/кг)

Огромна количина ураниум се раствора во водите на Светскиот океан: над четири милијарди тони. Се чини дека идеалниот "депозит" - не сакам да го минувам. Научниците развија специјални сорбенти за екстракција на ураниум од морската вода уште во 1980-тите. Зошто овој одличен метод не се применува универзално? Проблемот е што концентрацијата на металот е прениска: од еден тон вода може да се извлечат само околу три милиграми! Јасно е дека таквиот ураниум ќе биде прескап. Според проценките, килограм ќе чини неколку илјади долари, што е многу поскапо од панданот „земјен“. Но, научниците не се вознемирени и измислуваат сè поефикасни сорбенти. Значи, можеби во блиска иднина овој метод на екстракција ќе стане конкурентен.

До денес, вкупниот број на истражени резерви на ураниум со производствена цена од помалку од 130 долари за килограм надминува 5,9 милиони тони. Дали е многу? Сосема доволно: ако вкупниот капацитет на нуклеарните централи остане на сегашното ниво, тогаш ураниумот ќе трае сто години. За споредба, докажаните резерви на нафта и гас може да се исцрпат за само триесет до шеесет години.

Првите десет земји во однос на резервите на ураниум на нивната територија (за резервите со трошоците за екстракција< $130/кг)

Сепак, не треба да заборавиме дека, според прогнозите, ќе се развие нуклеарната индустрија, па сега вреди да се размислува како да се прошири својата база на ресурси.

Еден од начините за решавање на проблемот е навремено наоѓање и развивање на нови депозити. Судејќи според достапните информации, тоа не би требало да претставува проблем: само во последните неколку години се пронајдени нови наоѓалишта во некои земји во Африка, Јужна Америка, а исто така и во Шведска. Точно, невозможно е со сигурност да се каже колку ќе биде профитабилно извлекувањето на откриените резерви. Може да се случи поради ниската содржина на ураниум во рудата и тешкотијата да се развијат наоѓалишта, некои од нив да мора да се остават „за подоцна“. Факт е дека цените за овој метал сега се доста ниски. Од економска гледна точка, нема ништо изненадувачки. Прво, во светот сè уште има наоѓалишта на релативно лесни за извлекување, а со тоа и евтин ураниум - тој влегува на пазарот и ја „соборува“ цената. Второ, по несреќата во Фукушима, некои земји ги прилагодија своите планови за изградба на нови нуклеарни енергетски единици, а Јапонија целосно ги запре сите свои нуклеарни централи - имаше пад на побарувачката, дополнително намалување на цената на ураниумот. Но, ова не е за долго. Кина и Индија веќе влегоа во игра, кои планираат голема изградба на нуклеарни централи на нивна територија. Другите азиски земји, како и африканските и јужноамериканските земји, имаат помалку амбициозни проекти. Дури и Јапонија, очигледно, нема да може да се раздели со својата нуклеарна индустрија. Затоа, побарувачката постепено ќе закрепнува, а заедно со исцрпувањето на евтините наоѓалишта, тоа ќе доведе до зголемување на цените на ураниумот. Аналитичарите сметаат дека чекањето не е долго, само неколку години. Тогаш ќе може да се размислува за развојот на депозитите оставени „за подоцна“.

Интересно е што листите на земји со најголеми резерви на ураниум и оние со најразвиена нуклеарна индустрија практично не се совпаѓаат. Третина од светското „богатство“ со ураниум е во утробата на Австралија, но на зелениот континент нема ниту една нуклеарна централа. Казахстан, светскиот лидер во производството на овој метал, штотуку се подготвува да изгради неколку нуклеарни единици. Земјите од Африка од економски и други причини се далеку од приклучување кон светското „нуклеарно“ семејство. Единствената нуклеарна централа на овој континент се наоѓа во Јужноафриканската Република, која неодамна објави желба за понатамошен развој на нуклеарната енергија. Сепак, досега дури и Јужна Африка зема тајм аут.

Што останува да направат „атомските“ џинови - САД, Франција, Јапонија - и Кина и Индија, напредувајќи по нивни потпетици, ако нивните потреби се големи, а мачката плачела за сопствените резерви? Се разбира, обидете се да добиете контрола врз депозитите и претпријатијата за ископ на ураниум во други земји. Оваа задача е од стратешка природа, а во нејзиното решавање државите влегуваат во тешки битки. Се купуваат големи фирми, се преземаат политички маневри, се спроведуваат подземни шеми со поткуп на вистински луѓе или судски војни. Во Африка, оваа борба може дури и да ескалира - и веќе ескалира - во граѓански војни и револуции, тајно поддржани од водечките држави кои сакаат да ги прераспределат зоните на влијание.

Во овој поглед, Русија има среќа: нашите нуклеарни централи имаат свои прилично пристојни резерви на ураниум, кои се минирани во Трансбајкалската територија, регионот Курган и Република Бурјатија. Покрај тоа, се организираат активни истражувачки работи. Се претпоставува дека депозитите во Трансбајкалскиот регион, Западен Сибир, Република Карелија, Република Калмикија и Ростовската област имаат голем потенцијал.

Покрај тоа, Росатом поседува и странски средства - големи блокови на акции во претпријатија за ископ на ураниум во Казахстан, САД, Австралија, а исто така работи на ветувачки проекти во јужна Африка. Како резултат на тоа, меѓу водечките светски компании кои се занимаваат со производство на ураниум, Rosatom самоуверено го држи третото место по Kazatomprom (Казахстан) и Cameco (Канада).

Со проучување на хемискиот состав на метеоритите, од кои некои се од марсовско потекло, научниците открија ураниум. Точно, се покажа дека неговата содржина е значително помала отколку во копнените карпи. Да, сега е јасно зошто Марсовците нè посетуваа на нивните летечки чинии.

Но, сериозно, се верува дека ураниумот е присутен во сите објекти на Сончевиот систем. На пример, во 2009 година беше откриен во лунарната почва. Веднаш се појавија фантастични идеи, како ископување ураниум на сателит и потоа испраќање на Земјата. Друга опција е да се „хранат“ реакторите на лунарните колонии, стуткани блиску до наслагите. Депозитите, сепак, сè уште не се барани; а од економски аспект, ваквото производство се уште изгледа неостварливо. Но, во иднина, којзнае...

Ако страдате долго време, горивото ќе испадне

Присуството на резерви на ураниумска руда е само една компонента на успехот. За разлика од дрвото или јагленот, за кои не е потребна особено сложена подготовка пред да влезе во печката, рудата не може едноставно да се исече на парчиња и да се фрли во реакторот. За да се објасни зошто, неопходно е да се споменат голем број карактеристики својствени на ураниумот.

Од хемиска гледна точка, овој елемент е многу активен, со други зборови, има тенденција да формира различни соединенија; затоа, потрагата по неговите грутки во природата, како златото, е целосно безнадежна работа. Што тогаш се нарекува ураниумска руда? Карпа која содржи многу мали количини ураниумски минерали. Често се додава: мало, но доволно за комерцијалното производство да биде одобрено од економистите. На пример, денес се смета дека е целисходно да се развие руда, чиј тон содржи само неколку килограми, па дури и стотици грама ураниум. Остатокот е празна, непотребна карпа, од која треба да се изолираат минералите на ураниум. Но, дури и тие сè уште не можат да се вчитаат во нуклеарен реактор. Факт е дека овие минерали најчесто се оксиди или нерастворливи соли на ураниум во друштво на други елементи. Некои од нив може да бидат од вредност за индустријата, а организацијата на нивното поврзано производство може да ги подобри економските перформанси. Но, дури и да нема таква потреба, ураниумот сепак мора да се прочисти од нечистотии. Во спротивно, нуклеарното гориво направено од „валкан“ ураниум може да предизвика дефект на реакторот или дури и несреќа.

Сепак, прочистениот ураниум, исто така, не може да се нарече нуклеарно гориво со целосна сигурност. Уловот лежи во неговиот изотопски состав: за илјада атоми ураниум во природата, има само седум атоми ураниум-235, што е неопходно за да се случи верижната реакција на фисија. Остатокот е ураниум-238, кој практично не се расцепува, па дури и апсорбира неутрони. Сепак, реактор со природен ураниум е сосема возможно да започне - под услов да се користи многу ефикасен модератор, како што е скапата тешка вода или најчистиот графит. Само тие дозволуваат неутроните настанати за време на фисијата на јадрото на ураниум-235 да се забават толку брзо за да имаат време да влезат во други јадра на ураниум-235 и да предизвикаат нивна фисија, а не да бидат неславно заробени од ураниум-238. Но, поради повеќе причини, огромното мнозинство од светските реактори користат поинаков пристап: природниот ураниум се збогатува со фисилни изотопи. Со други зборови, содржината на атомите на ураниум-235 е вештачки зголемена од седум на неколку десетици на илјада. Поради ова, неутроните почесто напаѓаат во нив и станува возможно да се користат поевтини, иако помалку ефективни, модератори, како што е обичната вода.

Дали збогатениот ураниум е веќе финален производ? Повторно, не, бидејќи енергетските реактори обезбедуваат пренос на „нуклеарна“ топлина на течноста за ладење што го капе горивото - најчесто вода. Поради акумулацијата на производи од фисија, горивото - како што е во работниот реактор - станува високо радиоактивно. Во никој случај не треба да се дозволи да се раствори во вода. За да го направите ова, ураниумот се пренесува во хемиски стабилна состојба, а исто така е изолиран од течноста за ладење, покривајќи ја со метална обвивка. Резултатот е сложен технички уред кој содржи соединенија со збогатен ураниум, што може да се нарече нуклеарно гориво со целосна доверба.

Споменатите операции - ископување ураниум, негово прочистување и збогатување, како и производство на нуклеарно гориво - се почетните фази на таканаречениот циклус на нуклеарно гориво. Потребно е подетално да се запознаете со секој од нив.

Полуживотот на ураниум-238 е 4,5 милијарди години, додека на ураниум-235 е само 700 милиони години. Излегува дека фисилниот изотоп се распаѓа неколку пати побрзо од главниот. Ако размислите добро, тоа значи дека во минатото содржината на ураниум-235 во природната мешавина на изотопи била поголема од сега. На пример, пред една милијарда години, од илјада атоми на ураниум, шеснаесет имаа јадро со 235 нуклеони, пред две милијарди години нивниот број беше триесет и седум, а три милијарди години пред денес - дури осумдесет! Всушност, рудата во тие далечни времиња содржела ураниум, кој денес го нарекуваме збогатен. И може да се случи на некое поле природен нуклеарен реактор да почне да работи сам!

Научниците веруваат дека токму тоа се случи со неколку супербогати наоѓалишта на ураниум на наоѓалиштето Окло, кое се наоѓа на територијата на модерен Габон. Пред 1,8 милијарди години, во нив спонтано започна нуклеарна верижна реакција. Тој беше инициран од неутроните произведени за време на спонтано фисија, а потоа функционираше високата концентрација на ураниум-235 и присуството на вода во рудата, модератор на неутрони. Со еден збор, реакцијата стана самоодржлива и продолжи, сега се активира, сега избледува, неколку стотици илјади години. Потоа реакторите изгаснаа, очигледно поради промена на режимот на вода.

До денес, тој е единствениот познат природен нуклеарен реактор. Згора на тоа, во моментов, таквите процеси не можат да започнат на ниту едно поле. Причината е сосема разбирлива - останува премалку ураниум-235.

Обидете се да копате

Ураниумските руди ретко излегуваат на површината. Најчесто лежат на длабочина од педесет метри до два километри.

Плитките наслаги се развиваат со отворен коп или, како што се нарекува и метод на каменолом. Тврдите карпи се дупчат и минираат, а потоа со помош на натоварувачи се ставаат во кипери и се вадат од каменоломот. Лабавите карпи се развиваат и се вчитуваат во рударски камиони со користење на конвенционални или ротирачки багери, булдожерите се широко користени. Моќта и големината на оваа техника се неверојатни: на пример, веќе споменатите кипери имаат носивост од сто или повеќе тони! За жал, голем е и размерот на самиот каменолом, чија длабочина може да достигне триста метри. По завршувањето на работата, таа заблеска како огромна дупка на површината на земјата, а до неа се издигаат купишта карпи кои ги покривале наоѓалиштата на ураниум. Во принцип, каменолом може да биде покриен со овие депонии, засадувајќи трева и дрвја одозгора; но тоа ќе биде премногу скапо. Поради тоа, јамите постепено се полни со вода, а се формираат езера кои не се предмет на економска употреба поради зголемената содржина на ураниум во водата. Може да има и проблеми поврзани со загадувањето на подземните води, па затоа каменоломот за ураниум бара посебно внимание.

Сепак, отвореното ископување на ураниум постепено станува минато од сосема банална причина - наоѓалиштата блиску до површината се речиси завршени. Сега треба да се справиме со длабоко скриените руди. Традиционално, тие се развиваат со подземен (рудник) метод. Само немојте да замислите строги брадести мажи со краци како лазат низ работата и сечкаат руда. Сега работата на рударите е во голема мера механизирана. Дупките се дупчат во карпите што содржат ураниум - специјални длабоки дупки во кои се ставаат експлозиви. По експлозијата, згмечената руда се зема со кофа со машина за товарење и влечење и се протега по навивачките тесни галерии до количките. Пополнетите колички со мала електрична локомотива се носат до вертикалното вратило на рудникот, а потоа со помош на кафез - еден вид лифт - рудата се подига на површината.

Подземното рударство има голем број карактеристики. Прво, тоа може да биде корисно само во случај на висококвалитетни руди со висока содржина на ураниум, кои се наоѓаат не подлабоко од два километри. Во спротивно, трошоците за ископување, ископување и понатамошна обработка на рудата ќе го направат ураниумот практично „злато“. Второ, подземното царство на рудниците за ураниум е затворен простор во кој лебди радиоактивна прашина и не помалку радиоактивен гас радон. Затоа, рударите не можат без моќна вентилација и специјална заштитна опрема како респиратори.

И во рударството во отворен коп и во рудникот, рудата се екстрахира во форма на прилично големи парчиња. Кога ги собира со кофа од багер или машина за товарење и фрлање, операторот не знае дали избира руда богата со минерали од ураниум, отпадни карпи или нешто помеѓу. На крајот на краиштата, депозитот не е многу хомоген во својот состав, а употребата на моќни машини не дозволува фино и благодатно работење. Но, испраќањето на понатамошна обработка парчиња кои речиси и да не содржат ураниум е барем неразумно! Затоа, рудата се сортира со користење на главното својство на ураниумот, со кое не е тешко да се открие - радиоактивноста. Специјалните сензори за јонизирачко зрачење овозможуваат, и за време на товарење и веќе во резервоарот за транспорт, рудата да се подели на неколку степени според интензитетот на зрачењето што го емитува. Отпадните карпи се испраќаат на депонии. Богата руда - до хидрометалуршкиот погон. Но, рудата со мала, но забележлива количина на ураниум повторно се сортира, повнимателно. Прво се дроби, поделено по големина, по што парчињата се фрлаат на подвижна подвижна лента. Над него е инсталиран сензор за јонизирачко зрачење, сигналот од кој влегува во автоматизираниот контролен систем за ролетни лоцирани на крајот на лентата. Сензорот е поставен така што реагира на радиоактивно парче руда што поминува под него и содржи минерали од ураниум. Потоа затворачот се врти и рудата паѓа во посебен руден бункер, од каде што се транспортира до хидрометалуршкиот погон. За возврат, отпадната карпа во никој случај не ги „нарушува“ сензорот и амортизерот и паѓа во друга кутија - во депонија.

Поедноставена шема на радиометриско сортирање на руда (современите комплекси се многу покомплицирани)

Опишаната шема е приближна, фундаментална: ништо не го спречува сортирањето на рудата во претпријатијата со други познати методи. Сепак, практиката покажа дека тие се слабо прилагодени за руди на ураниум. Затоа, радиометриското сортирање - со детектори за зрачење - постепено стана мејнстрим технологија.

Реално, при сортирањето на рудата се издвојува и одредена средна категорија, која по содржина на ураниум не може да се припише ниту на богата руда ниту на отпадна карпа. Со други зборови, праќањето во хидрометалуршки погон е скапо (губење време и реагенси), а штета е да се испрати на депонии. Таквата сиромашна руда се натрупува во големи купишта и се прелива со сулфурна киселина на отворено, постепено растворувајќи го ураниумот. Добиениот раствор се испумпува за понатамошна обработка.

Во хидрометалуршката фабрика, богатата руда ќе треба дополнително да се дроби, речиси до состојба на прашина, а потоа да се раствори.

Рудата се дроби во различни мелници - на пример, мелници со тапани: кршен материјал и метални топчиња како топовски топчиња се истураат во ротирачки шуплив барабан. За време на ротацијата, топчињата удираат во парчињата руда, мелејќи ги и мелејќи ги во прав.

Здробената руда се „отвори“, односно делумно се раствора со обработка со сулфурна или азотна киселина или нивна мешавина. Резултатот е раствор на ураниум кој содржи многу нечистотии. Понекогаш, ако ураниумската руда содржи многу природни карбонати, киселината не се користи. Во спротивно, ќе се појави реакција која наликува на гаснење сода со оцет - со интензивно ослободување на јаглерод диоксид, а реагенсот ќе се потроши. Како да се биде? Излегува дека таквите минерали може да се „отворат“ со раствор од сода. Како резултат на тоа ќе се добие и раствор од ураниум кој ќе оди на понатамошна обработка.

Но, остатоците од нерастворена руда треба да се испратат во специјални јаловишта - не најпријателските објекти во однос на животната средина. Вреди да се потсетиме на отпадната карпа одвоена за време на процесот на сортирање: се става во депонии. И јаловината и депонијата содржат мали количества ураниум, што ги прави потенцијално опасни. Во овој поглед, се поставува прашањето: дали е можно да се организира рударство на таков начин што ќе предизвика минимална штета на природата и ќе се обезбеди безбедност на работниците?

Можно е, а се практикува долго време. Методот на рударство за кој станува збор се нарекува лужење во дупка на самото место. Нејзината суштина е дека депозитот е „прободен“ од многу бунари. Некои од нив, наречени пумпање, се хранат со сулфурна киселина, која се спушта до длабочина, поминува низ рудата и го раствора ураниумот. Потоа вредниот метален раствор се зема од длабочините преку други пумпни бунари.

Што се случува: без депонии, без јаловина, без прашина, без дупки или неочекувани дупки во земјата, но на крајот - истиот раствор на ураниум? Да. Згора на тоа, методот на подземно лужење во дупка развива многу лоши руди, кои се економски непрофитабилни да се ископуваат со отворен коп или метод на рудник. Но, со таков збир на предности, мора да има недостатоци! Па, прво, дупчењето бунари подлабоко од осумстотини метри е ирационално од гледна точка на трошоците. Второ, методот не работи во густи, непорозни руди. Трето, сулфурната киселина сè уште го нарушува составот и однесувањето на подземните води во наоѓалиштето, иако овие нарушувања „се решаваат“ сами по себе со текот на времето. Многу е поопасно ако растворот се излее преку површината или навлезе на кружен начин - по пукнатини и раседи - во подземните води. Затоа, процесот внимателно се следи со дупчење контролни бунари.

Ин-situ лужење на бушотини

За да се избегнат споменатите проблеми, измислена е „рудска“ верзија на подземно лужење: рудните блокови во работата се дробат со експлозии, а потоа се истураат одозгора со раствор за истекување (сулфурна киселина), земајќи го растворот на ураниум одоздола - преку системот за одводнување.

Во секој случај, денес подземното лужење е најеколошкиот начин за екстракција на ураниум. Ова е една од причините за експлозивниот раст на неговата популарност. Ако во 2000 година само петнаесет проценти од ураниумот се ископуваше со подземно лужење, тогаш денес оваа бројка е речиси педесет проценти!

Лижењето на самото место станува водечка технологија за ископување ураниум

Вообичаено, депозитите на ураниум се бараат со помош на сензори за јонизирачко зрачење; поконкретно, гама зрачење. Прво, авион опремен со такви сензори лета над областа. Во негова моќ е само да ја поправи аномалијата на зрачењето - малку зголемена позадина над теренот. Потоа во бизнисот се лансира хеликоптер, кој побавно и попрецизно ги „оцртува“ границите на перспективната област. На крајот, на оваа територија доаѓаат трагачи со мерни инструменти и дупчалки. Врз основа на резултатите од нивната работа, ќе се изгради карта за појава на руди на ураниум и ќе се пресметаат трошоците за екстракција.

Сепак, наоѓалиштата на ураниумска руда може да се сигнализираат и на други начини. На пример, со промена на изгледот на растенијата што растат над нив: ливчињата од врба, обично розови, стануваат бели; боровинките стануваат зелени или бели. Длабоките корени на смреката што растат над наоѓалиштето добро го апсорбираат ураниумот и тој се акумулира во гранки и игли. Претворајќи ги во пепел и проверувајќи ја содржината на ураниум, може да се разбере дали вреди да се извлече главниот метал на нуклеарната енергија во оваа област.

Чистотата е клучот за здравјето (нуклеарен реактор)

Растворот на ураниум добиен со „отворање“ на рудата или во процес на подземно лужење не е многу чист. Со други зборови, освен ураниум, содржи и куп хемиски елементи кои се наоѓаат во земјината кора: натриум и калиум, калциум и магнезиум, железо, никел и бакар - и многу други. Немојте да бидете изненадени од формирањето на таков густ „компот“, бидејќи сулфурната киселина е многу реактивна и раствора многу природни супстанции; добро е што не е целата руда цела. Но, за производство на нуклеарно гориво, потребен е најчист ураниум. Ако меѓу атомите на ураниум има атоми на нечистотии овде-онде, реакторот може да не започне или, уште полошо, да се распадне. За причините за ваквите проблеми ќе се разговара многу наскоро, но засега, можете да поставите задача: да го прочистите ураниумот. И, исто така, пожелно е да се добие во цврста форма, погодна за транспорт. Навистина, решенијата не се погодни за транспорт: тие „сакаат“ премногу да се истураат или протекуваат низ протекување.

Во индустријата, овој проблем се решава на неколку начини. Прво, растворот се концентрира со поминување низ специјални материјали кои собираат ураниум на себе - сорбенти. Се појавува првата можност за прочистување: сорбентите се избираат на таков начин што другите елементи речиси и да не „седнат“ на нив, да останат во раствор. Потоа, ураниумот се мие од сорбентот, на пример, со истата сулфурна киселина. Оваа постапка може да изгледа бесмислена, ако не објасните дека е потребна многу помалку киселина за „испуштање“ во споредба со волуменот на оригиналниот раствор. Така убиваат две птици со еден камен: ја зголемуваат концентрацијата на ураниум и делумно ги отстрануваат непотребните нечистотии.

Втората фаза на прочистување е поврзана со производство на цврсти соединенија на ураниум. Тие се таложат од концентриран раствор со додавање на познати „медицински“ реагенси: амонијак, водороден пероксид, како и алкалии или карбонати. Треба да се забележи дека ураниумот не се таложи како метал; генерално не е лесно да се добие во метална форма поради неговата висока хемиска активност - ова е веќе споменато. Под дејство на споменатите регенти, разни слабо растворливи соединенија на ураниум тонат на дното на апаратот. Исушени и здробени, тие се жолт прав, кој поради очигледната сличност со колачот често се нарекува „жолт колач“. По неговото калцинирање на висока температура, се добива помалку убава мешавина од оксиди на ураниум - валкана зелена или дури црна боја.

Жолтата торта може да се испрати до претпријатијата за збогатување ураниум

Жолтата торта или мешавината на ураниум оксиди е практично безбедна од гледна точка на радијација. Затоа, за транспорт, тие се товарат во метални буриња од 200 литри или специјални контејнери. Да се ​​биде на растојание од еден метар од таков контејнер не е половина „штетно“ од летањето во авион, изложување на космичко зрачење. Но, повеќето луѓе не се плашат да летаат! Значи, нема причина да се плашиме од буриња со жолта торта.

Кога таложат соединенија на ураниум, тие се обидуваат да го спроведат процесот на таков начин што повеќето од нечистотиите остануваат во раствор. Но, некои од нив сепак успеваат да се „пробијат“. Особено е лошо ако елементите што силно апсорбираат неутрони - бор, кадмиум, метали од ретки земји - влезат во производот. Дури и во микроконцентрации, тие се способни да се мешаат во верижната реакција на фисија. Имајќи направено гориво од контаминиран ураниум, ќе може долго да се прашуваме зошто реакторот не сака да работи нормално.

Покрај тоа, несаканите нечистотии вклучуваат елементи кои ја намалуваат пластичноста на нуклеарното гориво и предизвикуваат негово отекување и проширување со зголемување на температурата. Тие вклучуваат природни силициум и фосфор, како и волфрам и молибден. Патем, пластичноста обично се нарекува способност на материјалот да ја промени својата форма и големина без да се сруши. Ова е многу важно за горивото, кое се загрева одвнатре поради нуклеарната верижна реакција што се одвива во него и, според тоа, доживува температурни деформации. Високата температура не треба да доведе до прекумерно проширување на горивото од ураниум, во спротивно ќе го скрши капакот и ќе дојде во контакт со течноста за ладење. Последица на таквата „комуникација“ може да биде растворање на производи од фисија на радиоактивниот ураниум во топла течност за ладење (најчесто вода) со нивно последователно ширење низ сите цевководи и апарати. Веројатно, не е неопходно да се објасни дека ова се заканува да ја влоши ситуацијата со радијацијата на енергетската единица: дозите што ги добива оперативниот персонал значително ќе се зголемат.

Како што вели поговорката, подобро е да си премногу облечен отколку недоволно облечен. Затоа, потребна е и трета - последна - фаза на прочистување, наречена рафинирање. Соединенијата на ураниум испорачани во буриња или контејнери се раствораат во киселина, сега во азотна киселина. Добиениот раствор се доведува во контакт со екстракт - течна органска супстанција која апсорбира ураниум, но не и нечистотии. Значи, непожелните елементи остануваат во раствор, а ураниумот оди во „органскиот“. Како резултат на низа последователни операции, повторно се доведува во форма на оксиди кои веќе ја имаат потребната „реакторска“ чистота.

Сега сè е во ред, и можете да продолжите во следната фаза - вештачко зголемување на концентрацијата на ураниум-235.

Тајните на збогатувањето

На почетокот на поглавјето, веќе беше споменато дека во природна мешавина на изотопи на ураниум има многу малку фисилен ураниум-235 и премногу „мрзлив“ ураниум-238: за седум атоми од првиот има околу деветстотини деведесет и три атоми од вториот. За повеќето реактори кои работат во моментов, ова не е соодветно. Ним им треба гориво во кое, од илјада атоми на ураниум, неколку десетици парчиња припаѓаат на изотоп-235, а не само неколку, како во природниот ураниум. А за да се создаде бомба, апсолутно е неопходен речиси чист ураниум-235.

Решавањето на проблемот со збогатување ураниум, односно зголемување на содржината на фисилен изотоп е многу тешко. Се чини, како е така? На крајот на краиштата, хемијата има најширок опсег на техники за изолирање на супстанции од мешавини. Можно е да се „одберат“ само неколку стотици грама ураниум од еден тон руда! Дали е навистина невозможно да се направи истото со изотопи: некако да се оддели еден од друг? Проблемот е што хемиските својства на сите изотопи на одреден елемент се исти, бидејќи тие се одредуваат според бројот на електрони, а не според составот на јадрото. Со други зборови, невозможно е да се изврши таква реакција во која ураниум-235, на пример, би останал во раствор, а ураниум-238 би таложил. Со секоја манипулација и двајцата се однесуваат на сличен начин. На ист начин, нема да биде можно хемиски да се одвојат изотопите на јаглерод или калиум - воопшто, кој било елемент.

Постои таков параметар - степенот на збогатување, што е процентот (во проценти) на ураниум-235 во вкупната маса на ураниум. На пример, степенот на збогатување на природниот ураниум, во кој има седум фисилни атоми на секои илјада атоми, е 0,7%. Во случај на нуклеарно гориво од нуклеарни централи, оваа бројка треба да се зголеми на 3-5%, а за производство на полнење на атомска бомба - до 90% и повеќе.

Како да се биде? Неопходно е да се најдат такви својства во кои изотопите - барем минимално - би се разликувале едни од други. Првото нешто што ми паѓа на ум е масата на атомот. Навистина, има три повеќе неутрони во јадрото на ураниум-238 отколку во ураниум-235; па „мрзливиот“ изотоп тежи малку повеќе. И бидејќи масата е мерка за инерција и се манифестира во движење, главните начини на збогатување ураниум се поврзани со разликите во движењето на неговите изотопи под специјално создадени услови.

Историски гледано, првата технологија за збогатување беше електромагнетното одвојување на изотопи. Од името е јасно дека електричните и магнетните полиња се некако вклучени во процесот. Навистина, во овој метод, претходно добиените јони на ураниум се дисперзираат со електрично поле и се лансираат во магнетно. Бидејќи јоните имаат полнење, во магнетно поле тие почнуваат да „носат“, се вртат во лак со одреден радиус. На пример, можеме да се потсетиме на поделбата на ураниумските зраци во магнетното поле на три струи - ефект откриен од Радерфорд. Алфа и бета честичките, кои имаат електричен полнеж, отстапуваат од права патека, но гама зрачењето не. Во овој случај, радиусот на лакот по кој се движи наелектризираната честичка во магнетно поле зависи од нејзината маса: колку повеќе тежи, толку побавно се врти. Ова може да се спореди со обидот да се вклопат во нагло вртење на двајца несовесни возачи, од кои едниот вози автомобил, а другиот е камион. Јасно е дека на патничкиот автомобил му е многу полесно да маневрира, додека камионот може добро да се лизне. Нешто слично се случува во магнетно поле со брзо движење на јони на ураниум-235 и ураниум-238. Вторите се малку потешки, имаат поголема инерција, а нивниот радиус на вртење е малку поголем: поради тоа, протокот на јони на ураниум е поделен на два. Фигуративно кажано, можете да ставите две кутии, од кои во едната ќе го соберете фисилниот изотоп, ураниум-235, а во втората - „непотребниот“ ураниум-238.

Во магнетно поле, траекторијата на наелектризираните честички е закривена, а колку е посилна, толку е полесна честичката

Принципот на методот на сепарација на електромагнетни изотопи: полесни јони на ураниум-235 се движат во магнетно поле по траекторија со помал радиус во споредба со јоните на ураниум-238

Методот на електромагнетно раздвојување е добар во речиси сите погледи, освен во продуктивноста, што, како и обично, ја ограничува неговата индустриска примена. Всушност, затоа американската фабрика Y-12 во Оук Риџ, која произведуваше збогатен ураниум за бомбата „Кид“ фрлена врз Хирошима со помош на технологија за електромагнетно раздвојување, беше затворена во далечната 1946 година. Треба да се разјасни дека Y-12 доведе до висок степен на збогатување ураниум, претходно збогатен на други, попродуктивни начини. Нивното подобрување само го заби последниот клинец во ковчегот на технологијата за сепарација на електромагнетни изотопи - таа повеќе не се користи во индустријата.

Интересно е што електромагнетното одвојување е универзален метод кој ви овозможува да изолирате мали количини на какви било изотопи во чиста форма. Затоа, нашиот аналог на Y-12 - Фабрика 418, сега познат како фабрика Електрохимприбор (Лесној, регион Свердловск), има технологии за производство на повеќе од двесте изотопи од четириесет и седум хемиски елементи од литиум до олово. Ова не се само импресивни бројки - производите на фабриката навистина им се потребни на научници, лекари, индустријалци... Патем, тие се произведуваат во објектот СУ-20, истиот тој што произведуваше ураниум за оружје со збогатување ниво блиску до 90% во раните 1950-ти.

Првите повоени децении станаа време на активно акумулирање на арсенали на нуклеарно оружје. Решението на овој проблем имаше најголем приоритет, затоа, тие особено не ги земаа предвид трошоците - важно беше да се започне масовно збогатување на ураниум. Акцентот беше ставен на гасната дифузија, екстремно енергетски интензивна, но во исто време и продуктивна технологија за збогатување. Неговите корени лежат во полето на теоријата на гас, која вели дека на одредена температура, просечната брзина на молекулата на гасот е обратно пропорционална на нејзината маса: колку е потешка, толку побавно се движи. Оваа разлика е особено забележлива кога се движите по тенки „цевки“, чиј дијаметар е споредлив со големината на молекулата. Јасен, иако не точен, пример е лансирањето на хартиени чамци во поток: мал брод, однесен од млаз вода, брзо ќе се движи; но ако преклопите голем сад со хартија со големина на коритото на поток, тогаш тој ќе оди побавно, постојано допирајќи ги бреговите. Враќајќи се на ураниумот, можеме да кажеме дека целниот изотоп со 235 нуклеони во јадрото ќе се движи по „цевката“ побрзо од ураниум-238. На излезот од него ќе се добие гас збогатен со фисилен изотоп. Единственото прашање е како ураниумот да се претвори во гас и каде да се добие толку тенка „цевка“.

„Гасификацијата“ на ураниумот е задолжителен услов за технологија заснована на теоријата на гасови. Не можете да напишете ништо овде. Но, на крајот на краиштата, сите соединенија на ураниум се цврсти материи, кои тешко се топат, а камоли да испаруваат. Иако, ако размислите за тоа, постои едно многу успешно соединение - ураниум хексафлуорид, во кој ураниумот е опкружен со шест атоми на флуор. Лесно се претвора во гас веќе на 56 ° C и ја заобиколува течната состојба. Во физиката, таквиот процес обично се нарекува сублимација или сублимација. Овој феномен е одамна познат, и нема ништо изненадувачки во него. Сублимацијата, на пример, ја користат селските домаќинки кои сушат облека на студ - мразот испарува на сув воздух, едноставно поминувајќи ја течната состојба.

Така, можете да ја замислите молекулата на ураниум хексафлуорид

Излегува дека ураниум хексафлуорид е многу удобен од технолошка гледна точка. На обични температури, тој е цврст и може да се транспортира во посебни контејнери. На ниска температура се претвора во гас. Па, под одреден притисок, загреаниот хексафлуорид станува течност што може да се пумпа низ цевководи.

Друга среќна околност е тоа што природниот флуор се состои од само еден изотоп - флуор-19. Ова значи дека разликата помеѓу масите на молекулите на ураниум-235 хексафлуорид и ураниум-238 хексафлуорид се одредува исклучиво со изотопи на ураниум. Во спротивно, раздвојувањето би било премногу тешко, па дури и невозможно, бидејќи флуорот би имал прекумерен ефект врз масата на молекулите.

Производството на ураниум хексафлуорид во Русија се врши со конверзија - флуорирање на разни соединенија на ураниум, на пример, жолта торта или мешавина на оксиди добиени од претпријатија за рударство ураниум. Молекуларниот флуор за овие цели се добива од природниот минерал флуорит. Се обработува со сулфурна киселина за да се формира флуороводородна (флуороводородна) киселина, со чија електролиза се добива флуор.

Интересно е што флуорирањето е истовремено четвртата фаза од прочистувањето на ураниумот, бидејќи флуоридите на повеќето штетни нечистотии не се многу испарливи: ураниумот во форма на хексафлуорид „одлета“ од нив во гасната фаза.

Ураниум хексафлуорид има еден голем недостаток: тој е агресивна и токсична супстанција. Прво, кога ќе дојде во контакт со вода или влага во воздухот, се ослободува отровна флуороводородна киселина. Второ, самиот ураниум е општ клеточен отров кој влијае на сите органи. (Интересно е што неговата токсичност е хемиска по природа и практично не е поврзана со радиоактивноста). Затоа, ураниум хексафлуорид, кој комбинира две опасности одеднаш, треба да се транспортира и складира во специјални метални контејнери и под буден надзор. Ова ја осигурува безбедноста на населението и животната средина.

Значи, има гас; Но, што е со тенките цевки? Соодветно решение се покажа како порозни прегради - плочи прободени од многу многу мали пори. Дијаметарот на вториот мора да биде од редот на десет нанометри, така што молекулите поминуваат низ нив речиси една по една. Потребата за производство на прегради со пори со толку мала големина предизвика одредени тешкотии, но сепак проблемот беше решен со помош на специјални пристапи - синтерување на никел или селективно растворање на еден од металите што ја сочинуваат биметалличната легура.

Ако направиме кутија со таква порозна преграда и внесеме ураниум хексафлуорид во неа, молекулите со лесен изотоп ќе поминат низ преградата малку побрзо. Со други зборови, после него, ураниум хексафлуорид ќе биде малку збогатен во фисилниот изотоп. Ако испратите гас во следната иста кутија, степенот на збогатување ќе стане поголем, и така натаму. Точно, за да се добие висок степен на збогатување, потребни се каскади од илјадници (!) Кутии инсталирани една по друга, наречени чекори. Но, како да се натера ураниумот да оди на овие скали? Само со пумпање со многу компресори. Оттука и недостатоците на методот: огромни трошоци за енергија, потреба од изградба на милиони квадратни метри производствен простор - должината на работилницата може да достигне еден километар - и употреба на скапи материјали. Точно, сето ова е покриено со навистина високи перформанси. Затоа технологијата за збогатување со гасна дифузија долго време остана главна за таквите нуклеарни гиганти како САД, Франција и Кина, кои подоцна им се придружија. Само во последниве години тие започнаа активна транзиција кон поекономична технологија за центрифугирање на гас.

Шема на работа на фазата на дифузија на гас

Во 1960-тите, хемиската фабрика за електролиза во Ангарск (регион Иркутск, Русија), која се занимавала со збогатување ураниум користејќи технологија за дифузија на гас, трошела околу еден процент (!) од целата електрична енергија произведена во Советскиот Сојуз. Енергијата ја снабдуваа хидроцентралите Братск и Иркутск. Всушност, тоа беше најголемиот потрошувач на електрична енергија во СССР.

Генерално, првото искуство покажа дека дифузијата на гас може да го реши проблемот, но по превисока цена. На Советскиот Сојуз, вовлечен во трката за вооружување, му требаше попродуктивна и помалку енергија технологија за збогатување ураниум. Не беше толку лесно за една држава ослабена од војната да остане во чекор со САД со својот моќен економски и енергетски потенцијал. Тоа се должеше, меѓу другото, и на недостигот на капацитет за производство на електрична енергија во европскиот дел на земјата: затоа централите за збогатување беа изградени во Сибир, каде што можеа да се напојуваат од големи хидроелектрични централи. Но, сепак, постројките за дифузија на гас трошеа премногу енергија, не дозволувајќи да се зголеми производството на збогатен ураниум. Затоа, СССР мораше да стане пионер во индустриската примена на алтернативна технологија - гасна центрифуга.

Центрифугирањето на гасот се состои во вртење на барабан исполнет со гасен ураниум хексафлуорид со голема брзина. Под дејство на центрифугална сила, потешкиот хексафлуорид на ураниум-238 е „исцеден“ до ѕидот на барабанот, а ураниум-235 хексафлуорид, полесно соединение, останува во близина на неговата оска. Со помош на специјални цевки, можете да земете малку збогатен ураниум од центарот на барабанот, а малку осиромашен ураниум од периферијата.

Шема на работа на гасна центрифуга

Од техничка гледна точка, барабанот што штотуку беше дискутиран е ротирачкиот дел (роторот) на гасната центрифуга. Непрекинато се врти во евакуирана обвивка и се потпира со игла на потисно лежиште направено од многу издржлив материјал - корунд. Изборот на материјал не е изненадувачки, бидејќи брзината на роторот може да надмине 1.500 вртежи во секунда - сто пати побрзо од барабанот на машината за перење. Кревка супстанција нема да издржи такво влијание. Дополнително, за да не се истроши потисното лежиште и да не се сруши, роторот е суспендиран во магнетно поле така што едвај го притиска корундот со својата игла. Оваа техника, како и високата прецизност на производството на делови од центрифугата, овозможуваат брзо, но речиси тивко да се ротира.

Како и во случајот со дифузија на гас, една центрифуга не е воин на теренот. За да се постигне потребниот степен на збогатување и продуктивност, тие се комбинираат во огромни каскади составени од десетици илјади (!) машини. Поедноставено, секоја центрифуга е поврзана со двајца свои „соседи“. Ураниум хексафлуорид со намалена содржина на ураниум-235, земен од ѕидот во горниот дел на роторот, се испраќа до претходната центрифуга; и малку збогатен со гас ураниум-235, кој се зема од оската на ротација на дното на роторот, оди на следната машина. Така, во секоја наредна фаза се доставува се повеќе збогатен ураниум додека не се добие производ со потребниот квалитет.

Повлекувајќи се во далечни каскади на гасни центрифуги

Денес, сепарацијата со центрифуга е главниот метод за збогатување ураниум, бидејќи оваа технологија бара околу педесет пати помалку електрична енергија од дифузијата на гас. Покрај тоа, центрифугите се помалку гломазни од машините за дифузија, што го олеснува зголемувањето на производството. Методот на центрифугирање се користи во Русија, Велика Британија, Германија, Холандија, Јапонија, Кина, Индија, Пакистан, Иран; транзицијата кон технологијата на гасни центрифуги во Франција и САД е речиси завршена. Со други зборови, нема простор за гасна дифузија.

Благодарение на долгата историја на употреба и подобрување, руските гасни центрифуги се најдобри во светот. За половина век, девет генерации на автомобили со голема брзина веќе се сменија, кои постепено станаа помоќни и посигурни. Благодарение на ова, СССР успешно ја издржа „нуклеарната трка“ со САД, а кога беше завршена најважната задача, се појавија слободни капацитети. Како резултат на тоа, нашата земја стана светски лидер не само во развојот и производството на гасни центрифуги, туку и во обезбедувањето комерцијални услуги за збогатување ураниум.

Нашите гасни центрифуги:

Традиционално, тие имаат висина од половина метар до еден метар, дијаметар од десет до дваесет сантиметри;

Тие се наоѓаат еден над друг во три до седум нивоа со цел да заштедат простор;

Можат да работат без престан до триесет години, рекордот е триесет и две години.

Брзината на ротација на роторот на гасната центрифуга е таква што по прекин на струја, тој ќе ротира по инерција околу два месеци!

Бумот на технологијата за гасни центрифуги е поврзан со активниот развој на нуклеарната енергија. Нуклеарните централи се комерцијални претпријатија ориентирани кон профит и затоа имаат потреба од евтино гориво, а со тоа и евтини технологии за збогатување. Ова барање постепено ја закопува гасната дифузија.

Но, ниту гасната центрифугирање не треба да почива на своите ловорики. Во последно време се почесто може да се слушне за ласерско збогатување - метод кој е познат повеќе од четириесет години. Излегува дека со помош на фино подесен ласер е можно селективно да се јонизираат, односно соединенијата на ураниум-235 да се претворат во наелектризирани честички. Во овој случај, соединенијата на ураниум-238 не се јонизираат, останувајќи ненаполнети. Добиените јони можат лесно да се одвојат од неутралните молекули со хемиски или физички средства, на пример, со нивно привлекување со магнет или наполнета плоча (колектор).

Можна шема на работа на постројката за ласерско збогатување ураниум

Очигледно, ласерското збогатување е многу ефикасна технологија, но нејзините економски перформанси остануваат мистерија. Сите претходни обиди да се премине од лабораториска во индустриска употреба беа уништени поради недоволните перформанси и краткиот век на опремата. Во моментов во САД се прави нов обид за создавање на ваква продукција. Но, дури и ако е успешна, останува прашањето за исплатливоста. Пазарот на услуги за збогатување ќе прифати нова технологија само ако е значително поевтина од постоечката. Но, гасните центрифуги сè уште не го достигнале плафонот на своите можности. Затоа, непосредните изгледи за ласерско збогатување остануваат многу нејасни.

Постојат голем број други методи за збогатување ураниум: термичка дифузија, аеродинамичко одвојување, јонски процес, но тие практично не се користат.

Кога станува збор за технологиите за збогатување ураниум, мора да се запомни дека тие го отвораат патот не само кон нуклеарното гориво, туку и до бомбата. Создавањето на уште поефикасни и покомпактни индустрии повлекува закана од ширење на нуклеарното оружје. Во принцип, развојот на технологијата може да доведе до ситуација кога бомбата ќе ја произведуваат држави со нестабилни режими, најблаго кажано, па дури и големи терористички организации. И ако е тешко незабележано да се изгради постројка за дифузија на гас или гасна центрифуга, а нивното лансирање ќе бара увоз на големи количини на карактеристични материјали и опрема, тогаш ласерското збогатување практично гарантира тајност. Генерално, ризикот за постојниот кревок свет се зголемува.

Фабриките за збогатување ураниум произведуваат производ збогатен ураниум (ЕУП) - ураниум хексафлуорид со потребниот степен на збогатување. Се става во посебни контејнери и се испраќа до погоните за производство на нуклеарно гориво. Но, во исто време, претпријатијата за збогатување произведуваат и осиромашен ураниум хексафлуорид (DUHF) со степен на збогатување од 0,3%, што е помало од оној на природниот ураниум. Со други зборови, тоа е практично чист ураниум-238. Од каде доаѓа? Во суштина, процесот на бенефицијација наликува на одвојување на вредни минерали од отпадна карпа. DUHF е еден вид отпадна карпа, од која е повлечен ураниум-235, иако не целосно. (Стопроцентното одвојување на фисилниот изотоп од ураниум-238 е непрофитабилно од економска гледна точка). Колку осиромашен ураниум хексафлуорид се формира? Тоа зависи од потребниот степен на збогатување ураниум. На пример, ако е 4,3%, како во горивото на реакторите VVVER, тогаш десет килограми ураниум хексафлуорид, кој има природен изотопски состав (0,7% ураниум-235), произведува само еден килограм OUP и девет килограми DUHF. Со еден збор, доста. Над 1,5 милиони тони DUHF се акумулирани во специјални контејнери за целиот период на работа на капацитетите за збогатување, од кои околу 700.000 тони се во Русија. Постојат различни ставови кон оваа супстанца во светот, но преовладува мислењето за DUHF како вредна стратешка суровина (види Поглавје 7).

Фабрикувај - во најдобра смисла на зборот

Производството (фабрикувањето) на нуклеарно гориво започнува со хемиска трансформација на збогатениот ураниумски производ во ураниум диоксид. Овој процес може да се спроведе на два главни начини. Првата од нив се нарекува „влажна“ технологија и се состои во растворање на хексафлуорид во вода, таложење на слабо растворливи соединенија под дејство на алкали и нивно калцинирање во водородна атмосфера. Втората технологија - „сува“ - е попожелна, бидејќи не произведува течен радиоактивен отпад: ураниум хексафлуорид се согорува во пламен од водород.

Во двата случаи, се добива прашок од ураниум диоксид, кој се пресува во мали таблети и се синтерува во печки на температура од околу 1750 ° C за да им даде сила - на крајот на краиштата, таблетите ќе мора да „работат“ во услови на висока температура и радијација. Таблетите потоа се обработуваат на машини за мелење со дијамантски алатки. Овој чекор е неопходен бидејќи димензиите на таблетот и квалитетот на неговата површина мора да се одржуваат многу точно. Грешките во производството на посебен пелети може да доведат до оштетување на горивото во реакторот за време на неговото термичко проширување и, како резултат на тоа, до влошување на ситуацијата со радијацијата во нуклеарната централа. Затоа, сите пелети од ураниум диоксид се внимателно контролирани и потоа влегуваат во посебна кутија, каде што машината ги става во цевки направени од циркониум со мала мешавина на ниобиум.

Цевката натоварена со пелети се нарекува елемент за гориво или, накратко, прачка за гориво. Потоа, за да се отстранат корозивните гасови, шипката за гориво се евакуира, односно воздухот се „вшмукува“ од цевката, се полни со инертен гас - најчист хелиум - и се приготвува. Последната фаза од процесот на производство на нуклеарно гориво е склопување на горивни шипки во склоп на гориво (FA) со помош на решетки за растојание. Тие се потребни така што структурата е силна, а прачките за гориво не се допираат едни со други. Во спротивно, на местото на допир, лушпата може да изгори, додека горивото ќе биде изложено и ќе дојде во контакт со вода, што е целосно непожелно.

Секвенца на операции во производството на нуклеарно гориво

Решетки за растојание

Значи, горивните склопови се „сноп“ од циркониумски горивни елементи, внатре во кои има нуклеарно гориво - ураниум диоксид збогатен со фисилен изотоп. Неопходно е да се објасни овој избор на материјали. Во нуклеарен реактор, склопот на гориво е во услови на висока температура и моќен проток на јонизирачко зрачење, а исто така се мие однадвор со многу топла вода под притисок. Затоа, елементите на нуклеарното гориво мора да имаат хемиска и радијациона отпорност, добро да ја спроведуваат топлината и да се шират многу малку кога се загреваат, инаку може да се појави пукнатина во обвивката на горивото. Ураниум диоксид и циркониум ги исполнуваат овие барања. Сепак, треба уште еднаш да се потсети дека пелети од ураниум диоксид се во внатрешноста на горивните елементи и доаѓаат во контакт со вода само преку облогата на горивниот елемент, но не директно. Директната интеракција со течноста за ладење е крајно непожелна и се јавува само кога циркониумските обвивки се уништуваат, на пример, кога во нив се појавуваат пукнатини. Во овој случај, радиоактивните производи на фисија на ураниум содржани во нуклеарното гориво почнуваат да се раствораат во вода, што доведува до зголемување на неговата радиоактивност и влошување на ситуацијата со радијацијата во нуклеарната централа. Поради оваа причина, производството на нуклеарно гориво е сложена и многу прецизна работа која бара точност и постојана контрола.

Од гледна точка на радијација, производството на нуклеарно гориво не претставува посебна опасност. Ризикот е уште помал отколку во ископувањето руда, бидејќи процесот на прочистување ги отстранува сите придружни радиоактивни материи од ураниумот.

Меѓутоа, кога се работи со збогатен ураниум, може да се акумулира критична маса и, како резултат на тоа, може да дојде до самоодржлива верижна реакција, која веќе беше дискутирана во Поглавје 2. Ова може да се случи како резултат на грешка, повреда на правилата за работа, па дури и случајно. Вкупно шеесет вакви несреќи се регистрирани во светот, од кои триесет и три во САД, деветнаесет во СССР/Русија. Еве два примери на домашни инциденти.

14 јули 1961 година, Сибирски хемиски комбинат (збогатување). Формирање на критична маса како резултат на акумулација на ураниум хексафлуорид со висок степен на збогатување (22,6%) во маслото во експанзиониот резервоар на вакуумската пумпа. Како резултат на излив на зрачење што ја придружуваше добиената верижна реакција, операторот прими значителна доза на зрачење и претрпе зрачење, иако во релативно блага форма.

15 мај 1997 г. Фабрика за хемиски концентрати во Новосибирск (производство на нуклеарно гориво). Формирање на критична маса како резултат на акумулација на талог од високо збогатен (90%) ураниум на дното на два соседни контејнери за собирање раствори поради нивната деформација. За среќа, дозите на зрачење беа занемарливи.

Кој е заклучокот? Со збогатениот ураниум мора да се постапува со голема претпазливост, почитувајќи ги сите безбедносни барања и, како што велат, „вклучувајќи ја и главата“, односно однапред пресметувајќи ги можните ризици.

Како заклучок, можеме да дадеме приближни параметри на склоповите на гориво што се користат во руските централи со реактори VVER-1000.

Пелетата за гориво е цилиндар со висина од 9 до 12 mm и дијаметар од 7,6 mm. Се состои од ураниум диоксид, чиј степен на збогатување е во опсег од 3,3 до 5,0%.

Пелетите се ставаат во прачка за гориво направена од циркониум што содржи 1% ниобиум, долга околу четири метри и дијаметар од 9,1 mm. Дебелината на ѕидот на елементот за гориво е само 0,65 mm, затоа, со таква должина, бара исклучително претпазливо ракување. Шипката за гориво не е целосно наполнета со пелети: висината на слојот од пелети е околу 3,5 метри, а нивната вкупна тежина е околу 1,6 килограми, а 62 грама окупира ураниум-235.

Склопот за гориво (FA) е составен од 312 шипки за гориво со помош на 12-15 решетки за растојание. Висината на ТВС достигнува скоро 4,6 метри, а неговата маса е 760 кг. Во исто време, масата на ураниум диоксид е околу половина тон, а остатокот паѓа на циркониум и други метали. Кога се гледа одозгора, склопот е шестоаголник со големина на лице од 235 милиметри. Секој склоп има 19 канали за контролни шипки на реакторот кои содржат бор карбид, елемент кој добро ги апсорбира неутроните.

Во реакторот се поставени 163 склопови на гориво, што одговара на 80 тони ураниум диоксид, што е доволно за 4 години работа на реакторот.

Склопови за гориво за реактори од различни типови

Можни опции

Значи, најчесто гориво за нуклеарните централи е пелетираниот ураниум диоксид, во кој ураниумот се збогатува со фисилниот изотоп (ураниум-235). Сепак, постојат и други видови нуклеарно гориво.

По ураниум диоксид, најзастапено е горивото со мешан оксид, познато како MOX гориво. Сега главно се произведува MOX гориво, кое е мешавина од оксиди на ураниум и плутониум-239. Ова гориво овозможува да се искористи вишокот на плутониум-239 од типот на оружје, акумулиран за време на „нуклеарната трка“ за производство на електрична енергија.

Металот на ураниум може да се користи и како нуклеарно гориво. Неговите предности се високата топлинска спроводливост и максималната концентрација на фисилни јадра - едноставно нема други елементи во горивото. Во исто време, ураниумот, како метал, има послаба радијација, хемиска и отпорност на топлина од диоксидот, па затоа ретко се користи во чиста форма. За да се подобрат параметрите на металното гориво, во ураниумот се додаваат малку молибден, алуминиум, силициум и циркониум. Денес, металниот ураниум и неговите легури се користат само во истражувачки реактори.

Наместо ураниум диоксид, можно е да се користи ураниум нитрид, односно неговата комбинација со азот. Нитридното гориво има повисока топлинска спроводливост во споредба со диоксидот и споредлива точка на топење (2855 o C). Ураниум нитрид се смета за ветувачко гориво за најновите реактори. Кај нас на нитридното гориво му се посветува најголемо внимание, бидејќи се планира да се користи во следната генерација на брзи неутронски реактори.

Ураниумот е способен да формира соединенија со јаглерод - карбиди. Можноста за користење на карбиди како гориво за реакторите беше интензивно проучувана во 1960-тите и 1970-тите. Меѓутоа, во последниов период повторно се појави интерес за овој тип на гориво, поврзан со развојот на плочестите горивни елементи и елементите за микрогориво. Позитивните карактеристики на карбидите се добра топлинска спроводливост, висока точка на топење, висока цврстина, хемиска и топлинска стабилност и компатибилност со керамички премази, што е особено важно за микрогоривата. Горивото од ураниум карбид може да биде најдобрата опција за одредени типови реактори од следната генерација, особено за брзите реактори што се ладат со гас.

Но, сепак, огромното мнозинство на реактори на Земјата сè уште работат на нуклеарно гориво направено од ураниум диоксид. Моќта на традицијата, така да се каже.

Руски циклус на гориво

Сега, откако се запознавме со особеностите на работата на рударските и преработувачките индустрии, вреди да се фрли брз поглед на историјата и моменталната состојба на нашиот домашен циклус на гориво. Треба да започнете, се разбира, со екстракција на ураниум.

Отпрвин, рудите на ураниум беа од интерес за домашните научници само како извор на радиум. Во 1900 година, професорот И.А. Антипов даде извештај на состанокот на минералошкото друштво во Санкт Петербург за откривањето на минералот на ураниум во примероците донесени од Фергана, од планинскиот венец Тјуја-Мујун. Подоцна, овој минерал беше наречен тјујамунит. Во 1904 година, на ова наоѓалиште започнале истражувачки работи, во 1908 година во Санкт Петербург била изградена пилот фабрика за преработка на ураниумска руда, а во 1913 година била основана меѓународна акционерска компанија за екстракција на радиумот Тујамујун.

Кога започна Првата светска војна, работата во рудникот практично престана, а само во 1922 година експедиција составена од осум специјалисти беше испратена во Тјуја-Мујун. Во истата 1922 година, во тешки постреволуционерни услови, опкружени со бендови на Басмачи, беше можно повторно да се воспостави индустриска руда. Продолжи до 1936 година, кога обилните подземни води на длабочина од двесте метри го прекинаа развојот на наоѓалиштето. Сепак, овој проблем не стана критичен, бидејќи екстракцијата на радиум беше воспоставена во „Водената индустрија“ на реката Ухта - радиоактивниот метал беше извлечен од подземна солена вода. Самиот ураниум во тие години не беше од мал интерес за никого, бидејќи практично не се користеше во индустријата.

Нов наплив на интерес за наоѓалиштата на ураниум се случи во раните 1940-ти, кога СССР се соочи со потребата да одговори на нуклеарната закана што произлегува од Соединетите држави, односно кога се појави потреба за создавање домашно нуклеарно оружје.

Ураниумот за првата советска атомска бомба буквално се собираше малку по малку низ целата земја и пошироко. Во 1943 година започна ископувањето ураниум во малиот, според современи стандарди, рудник Табошар во Таџикистан, со капацитет од само 4 тони ураниумови соли годишно. Покрај тоа, според мемоарите на П.Ја. Антропов, првиот министер за геологија на СССР, „ураниумската руда се транспортирала за преработка по планинските патеки на Памир во вреќи на магариња и камили. Тогаш немаше патишта или соодветна опрема.

Во 1944-1945 година, кога Европа беше ослободена од нацистите, СССР доби пристап до ураниумската руда од наоѓалиштето Готенское во Бугарија, рудниците Јачимов во Чехословачка и рудниците на германска Саксонија. Покрај тоа, во 1946 година, рудникот Тјуја-Мујунски беше повторно пуштен во употреба, но тој не даде посебен придонес за заедничката кауза.

Во 1950-тите, Здружението за производство на Лермонтов Алмаз започна со ископување ураниум во рудниците во планините Бештау и Бик (Територија Ставропол). Во исто време, тие почнаа да развиваат депозити во Јужен Казахстан и Централна Азија.

По 1991 година, повеќето од развиените полиња завршија надвор од Русија, во независни држави. Од тој момент, главното ископување на ураниум се врши со рударски метод во Здружението за производство на рударство и хемикалии Приаргунски (Трансбајкалска територија). Дополнително, две претпријатија кои користат технологија за ин-situ лужење на бушотини постепено добиваат сила - Кијагда (Република Бурјатија) и Далур (регион Курган). Во Јакутија се проектираат производствени капацитети. Има и перспективни региони за производство - трансбајкалски, западносибирски, северноевропски ...

Во однос на истражените резерви на ураниум, Русија е на третото место во светот.

Руските претпријатија за ископ на ураниум се управувани од ARMZ Uranium Holding (www.armz.ru), во сопственост на Росатом, но Државната корпорација има и странски средства контролирани од меѓународната компанија Uranium One Inc. (www.uranium1.com). Благодарение на активностите на овие две организации, Росатом го достигна третото место во светот во производството на соединенија на ураниум.

Состојбата на светскиот пазар за производство на природен ураниум (2014)

Диригентската палка од рударските претпријатија ја презема цел комплекс на продукции за рафинирање, конверзија и збогатување на ураниум, како и за производство на нуклеарно гориво. Повеќето од нив потекнуваат од периодот и педесеттите години на минатиот век - времето на активно акумулирање на нуклеарно оружје. Денес тие работат за чисто мирољубива индустрија - нуклеарна енергија, а своите услуги ги обезбедуваат на странски компании.

Во Русија има четири постројки за збогатување, некои од нив вршат и операции за конечно прочистување (рафинирање) и флуорирање (конверзија) на соединенијата на ураниум.

Првата постројка за дифузија на гас за збогатување ураниум Д-1 во Свердловск-44 започна со работа во ноември 1949 година. Отпрвин, неговите производи требаше дополнително да се збогатат во единицата СУ-20 на идната фабрика Електрохимприбор во Свердловск-45 (Лесној), но по неколку години, Д-1 почна да се справува сам и почна да расте. И од 1967 година, започна замената на дифузните каскади со каскади центрифуги. Денес, на местото на демонтираниот Д-1, постои најголемото претпријатие за збогатување ураниум во светот - електрохемиската фабрика Урал (Новоуралск, Свердловск регион).

Во 1953 година, идната сибирска хемиска фабрика (Северск, Томск регион) започна со работа во Томск-7, која, од 1973 година, почна постепено да се префрла на технологија на гасна центрифуга. Првиот збогатен ураниум од хемиската фабрика за електролиза во Ангарск (Ангарск, регион Иркутск) е добиен во 1957 година, а замената на апаратите за дифузија со центрифуги започна во 1985 година. Конечно, 1962 година стана година на лансирање на електрохемиската фабрика во Краснојарск-45 (сега Зеленогорск, територија Краснојарск). Неколку години подоцна, таму беа инсталирани првите центрифуги.

Оваа кратка референца, се разбира, не ја одразува реалноста на таа тешка ера. Иако по тајните, „нумерирани“ имиња на затворени градови и по нејасните имиња на растенијата, може да се разбере дека Советскиот Сојуз внимателно ги чувал своите тајни на збогатување. Сепак, локациите на главните производствени капацитети станаа познати на американските разузнавачи. Но, активната транзиција кон технологијата на гасна центрифуга, таа, како што велат, ја пропушти. Можеби ова беше причината за одредено самозадоволство на нашите конкуренти: не знаејќи дека во СССР се воведува попродуктивна и поефикасна технологија, државите се придржуваа до првично избраниот метод - дифузија на гас. Очигледно, сегашната ситуација играше во корист на Советскиот Сојуз и овозможи брзо да се постигне нуклеарен паритет. Во исто време, пионерскиот развој на советските научници и инженери за создавање на гасни центрифуги со високи перформанси не отиде на отпад, што ја донесе Русија на водечка позиција на светскиот пазар за збогатување ураниум и производство на центрифуги.

Производот со збогатен ураниум од четири комбајни се доставува до Машинската фабрика (Електростал, Московски регион) и фабриката за хемиски концентрати во Новосибирск (Новосибирск, истоимениот регион), каде што се спроведува целосен циклус на производство на нуклеарно гориво. Циркониум за горивни елементи и други структурни материјали за склопови на гориво ги обезбедува Машинската фабрика Чепетски (Глазов, Република Удмурт), единственото претпријатие во Русија и третото претпријатие во светот кое произведува производи од циркониум.

Произведените склопови на гориво се доставуваат до руски и странски нуклеарни централи, а се користат и во реакторите за други намени.

Претпријатијата за рафинирање, конверзија и збогатување на ураниум, производство на нуклеарно гориво, производство на гасни центрифуги, како и проектантски и истражувачки организации се обединети како дел од компанијата ТВЕЛ за гориво на Росатом (www.tvel.ru).

Како резултат на долгогодишната успешна работа на оваа компанија и нејзините подружници, Росатом самоуверено ја предводи листата на најголеми даватели на услуги во областа на збогатување ураниум (36% од светскиот пазар).

Во Ангарск има банка за нуклеарно гориво - загарантирана резерва што може да ја купи земја која поради некоја причина е лишена од можноста да купува ураниум на слободниот пазар. Од оваа залиха ќе може да произведува свежо нуклеарно гориво и да обезбеди непречена работа на својата нуклеарна индустрија.

Уделот на Rosatom на глобалниот пазар на нуклеарно гориво е 17%, поради што секој шести енергетски реактор на Земјата е натоварен со гориво од брендот TVEL. Испораките одат во Унгарија, Словачка, Чешка, Бугарија, Украина, Ерменија, Финска, Индија и Кина.

Горе - светскиот пазар за збогатување ураниум (2015), подолу - светскиот пазар за производство на гориво (2015)

Отворено или затворено?

Може да се забележи дека ова поглавје не го опфаќа производството на нуклеарно гориво за истражувачки реактори, како и реактори инсталирани на нуклеарни подморници и мразокршачи. Целата дискусија беше посветена на нуклеарното гориво што се користи во нуклеарните централи. Сепак, тоа не е направено случајно. Факт е дека едноставно нема фундаментални разлики помеѓу редоследот на производство на гориво за нуклеарните централи и, на пример, нуклеарните подморници. Се разбира, може да има отстапувања во технологијата поврзани со спецификите на бродовите и истражувачките реактори. На пример, првиот треба да биде мал по големина и, во исто време, доста моќен - ова е сосема природно барање за мразокршач и, згора на тоа, нуклеарна подморница што може да се управува. Потребните показатели може да се постигнат со зголемување на збогатувањето на ураниум, односно со зголемување на концентрацијата на фисилни јадра - тогаш ќе биде потребно помалку гориво. Токму тоа го прават: степенот на збогатување на ураниумот што се користи како гориво за бродските реактори е во регионот од 40% (во зависност од проектот, може да варира од 20 до 90%). Во истражувачките реактори, вообичаеното барање е да се постигне максимален неутронски флукс, а бројот на неутрони во реакторот е исто така директно поврзан со бројот на фисилни јадра. Затоа, во инсталациите наменети за научни истражувања, понекогаш се користи високо збогатен ураниум со многу поголема содржина на ураниум-235 отколку во горивото на нуклеарните реактори. Но, технологијата на збогатување не се менува од ова.

Дизајнот на реакторот може да го одреди хемискиот состав на горивото и материјалот од кој е направена шипката за гориво. Во моментов, главната хемиска форма на гориво е ураниум диоксид. Што се однесува до горивните елементи, тие се претежно циркониум, но, на пример, за брзиот неутронски реактор BN-600 се произведуваат горивни елементи од нерѓосувачки челик. Ова се должи на употребата на течен натриум како течност за ладење во реакторите BN, во кои циркониумот се уништува (кородира) побрзо од нерѓосувачкиот челик. Сепак, суштината на процесот на производство на нуклеарно гориво останува иста - прашокот на ураниум диоксид се синтетизира од збогатениот ураниумски производ, кој се пресува во пелети и се синтерува, пелетите се ставаат во шипки за гориво, а прачките за гориво се собираат во склопови на гориво. (ФА).

Освен тоа, ако ги земеме предвид циклусите на нуклеарното гориво на различни земји, излегува, на пример, дека во Русија соединенијата на ураниум се директно флуорирани со молекуларен флуор при конверзија, додека во странство тие прво се третираат со флуороводородна киселина, а дури потоа со флуор. Разликата може да се најде во хемискиот состав на растворите за „отворање“ на рудата, сорбентите и екстрактите; параметрите на процесите може да се разликуваат ... Но, шемата на циклусот на нуклеарно гориво не се менува од ова. Фундаменталната разлика лежи само помеѓу нејзините отворени (отворени) и затворени (затворени) верзии: во првиот случај, по „работата“ во нуклеарна централа, горивото едноставно се изолира од околината во длабока гробница, а во второто, се обработува со екстракција на вредни компоненти (види поглавје 7). Русија е една од ретките земји што спроведува затворен циклус.

Пример за затворен циклус на гориво со индикација за улогата на TVEL Fuel Company на Rosatom

ТВС (склоп на гориво)

Нуклеарно гориво- материјали кои се користат во нуклеарни реактори за спроведување на контролирана верижна реакција на нуклеарна фисија. Нуклеарното гориво е фундаментално различно од другите видови гориво што ги користи човештвото, тоа е исклучително енергетско интензивно, но и многу опасно за луѓето, што наметнува многу ограничувања за неговата употреба од безбедносни причини. Поради оваа и многу други причини, нуклеарното гориво е многу потешко за употреба од било кој вид фосилно гориво и бара многу посебни технички и организациски мерки за негово користење, како и висококвалификуван персонал кој се занимава со него.

генерални информации

Нуклеарната верижна реакција е фисија на јадрото на два дела, наречени фрагменти од фисија, со истовремено ослободување на неколку (2-3) неутрони, што, пак, може да предизвика фисија на следните јадра. Таквата фисија настанува кога неутронот влегува во јадрото на атомот на првобитната супстанција. Фрагментите од фисија формирани за време на нуклеарната фисија имаат голема кинетичка енергија. Забавувањето на фрагментите на фисија во материјата е придружено со ослободување на голема количина топлина. Фрагментите од фисија се јадра формирани директно како резултат на фисија. Фрагментите од фисија и нивните производи од радиоактивно распаѓање најчесто се нарекуваат производи за фисија. Јадрата што се фисија со неутрони од која било енергија се нарекуваат нуклеарно гориво (по правило, ова се супстанции со непарен атомски број). Постојат јадра што фисија само со неутрони со енергии над одредена праг (по правило, тоа се елементи со парен атомски број). Таквите јадра се нарекуваат суровини, бидејќи кога неутронот е заробен од праг јадро, се формираат јадра на нуклеарно гориво. Комбинацијата на нуклеарно гориво и суровина се нарекува нуклеарно гориво. Подолу е распределбата на енергијата на фисија на јадрото 235 U помеѓу различни производи на фисија (во MeV):

Бидејќи енергијата на неутриното се одзема неповратно, само 188 MeV/атом = 30 pJ/атом = 18 TJ/mol = 76,6 TJ/kg е достапна за употреба (според други податоци (види врска) 205,2 - 8,6 = 196 ,6 MeV /атом) .

Природниот ураниум се состои од три изотопи: 238U (99,282%), 235U (0,712%) и 234U (0,006%). Не е секогаш погодно како нуклеарно гориво, особено ако структурните материјали и модераторот интензивно апсорбираат неутрони. Во овој случај, нуклеарното гориво се прави на база на збогатен ураниум. Во термалните реактори се користи ураниум со збогатување помало од 6%, а кај брзите и средно неутронските реактори збогатувањето ураниум надминува 20%. Збогатениот ураниум се добива во специјални постројки за збогатување.

Класификација

Нуклеарното гориво е поделено на два вида:

• Природен ураниум, кој содржи фисилни јадра 235 U, како и суровини 238 U, способен да формира плутониум 239 Pu при фаќање на неутрон;
• Секундарно гориво што не се јавува во природата, вклучително и 239 Pu добиени од гориво од првиот тип, како и 233 U изотопи формирани при заробување на неутрони од 232 Th ториумски јадра.

Според хемискиот состав, нуклеарното гориво може да биде:

• Металик, вклучувајќи легури;
• Оксид (на пример, UO 2);
• Карбид (на пр. PuC 1-x)
• Мешано (PuO 2 + UO 2)

Теоретски аспекти на примена

Нуклеарното гориво се користи во нуклеарните реактори во форма на пелети со големина од неколку сантиметри, каде што обично се наоѓа во херметички затворени горивни елементи (ТВЕЛ), кои пак, за полесно користење, се комбинираат во неколку стотици склопови на гориво (ФА ).

Нуклеарното гориво подлежи на високи барања за хемиска компатибилност со облогата на горивни прачки, мора да има доволна температура на топење и испарување, добра топлинска спроводливост, мало зголемување на волуменот при зрачење со неутрони и производствена способност.

Употребата на метален ураниум, особено на температури над 500 °C, е отежната поради неговото отекување. По нуклеарната фисија, се формираат два фрагменти од фисија, чиј вкупен волумен е поголем од волуменот на атом на ураниум (плутониум). Дел од атомите - фрагменти од фисија се атоми на гасови (криптон, ксенон итн.). Атомите на гасот се акумулираат во порите на ураниумот и создаваат внатрешен притисок кој се зголемува со зголемување на температурата. Поради промена на волуменот на атомите во процесот на фисија и зголемување на внатрешниот притисок на гасовите, ураниумот и другите нуклеарни горива почнуваат да отекуваат. Оток се подразбира како релативна промена во волуменот на нуклеарното гориво поврзано со нуклеарната фисија.

Отокот зависи од согорувањето и температурата на елементот за гориво. Бројот на фрагменти од фисија се зголемува со согорувањето, а внатрешниот притисок на гасот се зголемува со согорувањето и температурата. Отекувањето на нуклеарното гориво може да доведе до уништување на облогата на горивниот елемент. Нуклеарното гориво е помалку подложно на отекување ако има високи механички својства. Металниот ураниум едноставно не се однесува на такви материјали. Затоа, употребата на метален ураниум како нуклеарно гориво ја ограничува длабочината на согорување, што е една од главните карактеристики на нуклеарното гориво.

Отпорот на радијација и механичките својства на горивото се подобруваат со допинг ураниум, во кој во ураниумот се додаваат мали количини на молибден, алуминиум и други метали. Допинг адитивите го намалуваат бројот на фисиски неутрони по зафаќање на неутрони со нуклеарно гориво. Затоа, додатоците за легирање на ураниум обично се избираат од материјали кои слабо апсорбираат неутрони.

Добрите нуклеарни горива вклучуваат некои од огноотпорните соединенија на ураниумот: оксиди, карбиди и меѓуметални соединенија. Најкористена керамика - ураниум диоксид UO 2 . Неговата точка на топење е 2800 °C, густината е 10,2 g/cm³. Ураниум диоксидот нема фазни транзиции и е помалку склон кон отекување од легурите на ураниум. Ова ви овозможува да го зголемите исцрпеноста до неколку проценти. Ураниум диоксид не комуницира со циркониум, ниобиум, нерѓосувачки челик и други материјали на високи температури. Главниот недостаток на керамиката е ниската топлинска спроводливост - 4,5 kJ/(m·K), што ја ограничува специфичната моќност на реакторот во однос на температурата на топење. Така, максималната густина на топлинскиот флукс во VVER реакторите за ураниум диоксид не надминува 1,4⋅10 3 kW/m², додека максималната температура во прачките за гориво достигнува 2200 °C. Покрај тоа, топла керамика е многу кршлива и може да пукне.

Практична употреба

Потврда

гориво ураниум

Ураниумското нуклеарно гориво се добива со преработка на руди. Процесот се одвива во неколку фази:

• За лошите депозити: Во современата индустрија, поради недостаток на богати ураниумски руди (исклучок се канадските и австралиските наоѓалишта од типот на несообразност, во кои концентрацијата на ураниум достигнува 3%), се користи методот на подземно лужење на рудите. Ова го елиминира скапото ископување руда. Прелиминарната подготовка оди директно под земја. Преку бунари за инјектирањесулфурната киселина се испумпува под земја над наоѓалиштето, понекогаш со додавање на соли на железо (за оксидација на ураниум U (IV) до U (VI)), иако рудите често содржат железо и пиролузит, кои ја олеснуваат оксидацијата. Преку вадење бунарираствор на сулфурна киселина со ураниум се издигнува на површината со специјални пумпи. Потоа се оди директно на сорпција, хидрометалуршка екстракција и истовремено збогатување на ураниум.
• За наоѓалишта на руда: користете концентрација на руда и радиометриска концентрација на руда .
• Хидрометалуршка обработка - дробење, лужење, сорпција или екстракција на екстракција на ураниум за да се добие прочистен ураниум оксид (U 3 O 8), натриум диуранат (Na 2 U 2 O 7) или амониум диуранат ((NH 4) 2 U 2 O 7) .
• Трансфер на ураниум од оксид во UF 4 тетрафлуорид, или од оксиди директно за да се добие UF 6 хексафлуорид, кој се користи за збогатување на ураниум во изотоп 235.
• Збогатување со гасна топлинска дифузија или центрифугирање.
• UF 6 збогатен со изотоп 235 се претвора во UO 2 диоксид, од кој се прават „таблети“ од прачка за гориво или се добиваат други соединенија на ураниум за истата цел.

Нуклеарната енергија се користи во термоенергетиката, кога енергијата се добива од нуклеарно гориво во реакторите во форма на топлина. Се користи за производство на електрична енергија во нуклеарни централи (НПП), за електрани на големи морски пловни објекти, за бигор на морската вода.

Нуклеарната енергија го должи својот изглед, пред сè, на природата на неутронот откриен во 1932 година. Неутроните се дел од сите атомски јадра, освен јадрото на водородот. Врзаните неутрони во јадрото постојат на неодредено време. Во нивната слободна форма, тие се краткотрајни, бидејќи или се распаѓаат со полуживот од 11,7 минути, претворајќи се во протон и емитувајќи електрон и неутрино, или брзо се заробени од јадрата на атомите.

Модерната нуклеарна енергија се заснова на употреба на енергија ослободена за време на фисија на природен изотоп ураниум-235. Во нуклеарните централи се врши контролирана реакција на нуклеарна фисија во нуклеарен реактор. Според енергијата на неутроните кои произведуваат нуклеарна фисија, прави разлика помеѓу термички и брзи неутронски реактори.

Главната единица на нуклеарната централа е нуклеарен реактор, чиј дијаграм е прикажан на сл. 1. Енергијата се добива од нуклеарното гориво, а потоа се пренесува во друга работна течност (вода, метална или органска течност, гас) во форма на топлина; тогаш се претвора во електрична енергија на ист начин како и кај конвенционалните.

Тие го контролираат процесот, ја одржуваат реакцијата, ја стабилизираат моќноста, го стартуваат и запираат реакторот користејќи специјален мобилен телефон контролни прачки 6 и 7 од материјали кои интензивно апсорбираат термички неутрони. Тие се управувани од контролен систем 5 . Акции контролни прачкисе манифестираат со промена на моќноста на неутронскиот флукс во јадрото. По канали 10 циркулира вода, ладејќи го бетонот за биолошка заштита

Контролните прачки се направени од бор или кадмиум, кои се термички, отпорни на радијација и корозија, механички силни и имаат добри својства за пренос на топлина.

Внатре во масивно челично куќиште 3 има кошница 8 со елементи за гориво 9 . Течноста за ладење влегува низ цевководот 2 , поминува низ јадрото, ги мие сите горивни елементи, се загрева и низ цевководот 4 влегува во генераторот на пареа.

Ориз. 1. Нуклеарен реактор

Реакторот е поставен во густ бетонски уред за биолошко задржување. 1 , кој го штити околниот простор од протокот на неутрони, алфа, бета, гама зрачење.

Елементи за гориво (горивни прачки)е главниот дел од реакторот. Во нив директно се случува нуклеарна реакција и се ослободува топлина, сите други делови служат за изолација, контрола и отстранување на топлината. Структурно, горивните елементи можат да бидат направени од прачка, плоча, цевчести, сферични итн. Најчесто тие се прачки, долги до 1 метар, со дијаметар од 10 mm. Тие обично се собираат од ураниумски пелети или од кратки цевки и плочи. Надвор, шипките за гориво се покриени со тенка метална обвивка отпорна на корозија. За обвивката се користат циркониум, алуминиум, легури на магнезиум, како и легиран нерѓосувачки челик.

Преносот на топлината ослободена за време на нуклеарна реакција во јадрото на реакторот до работната течност на моторот (турбината) на електраните се врши според шеми со една јамка, двојна и три јамка (сл. 2).

Ориз. 2. Нуклеарна централа
а - според шема со едно коло; б - според шемата со две кола; в - според шемата со три кола
1 - реактор; 2, 3 - биолошка заштита; 4 - регулатор на притисок; 5 - турбина; 6 - електричен генератор; 7 - кондензатор; 8 - пумпа; 9 - резервен капацитет; 10 – регенеративен грејач; 11 – генератор на пареа; 12 - пумпа; 13 - среден разменувач на топлина

Секое коло е затворен систем. Реактор 1 (во сите термички кола) поставени внатре во примарната 2 и секундарни 3 биолошка одбрана. Ако нуклеарната централа е изградена според термичка шема со едно коло, пареата од реакторот преку регулаторот на притисокот 4 влегува во турбината 5 . Оската на турбината е поврзана со вратилото на генераторот 6 во кој се создава електрична струја. Издувната пареа влегува во кондензаторот, каде што се лади и целосно кондензира. Пумпа 8 го насочува кондензатот кон регенеративен грејач 10 , а потоа влегува во реакторот.

Со шема со две кола, течноста за ладење загреана во реакторот влегува во генераторот на пареа 11 , каде што топлината се пренесува со површинско загревање до течноста за ладење на работната течност (напојува вода на секундарното коло). Во реакторите за вода под притисок, течноста за ладење во генераторот на пареа се лади за приближно 15 ... 40 ° C, а потоа со циркулациона пумпа 12 назад во реакторот.

Со шема со три јамки, течноста за ладење (обично течен натриум) од реакторот се испраќа до среден разменувач на топлина 13 а од таму кај циркулационата пумпа 12 се враќа во реакторот. Течноста за ладење во секундарното коло е исто така течен натриум. Ова коло не е озрачено и затоа не е радиоактивно. Натриумот од второто коло влегува во генераторот на пареа 11 , му дава топлина на работниот флуид, а потоа циркулационата пумпа се враќа назад во средниот разменувач на топлина.

Бројот на циркулациони кола го одредува типот на реакторот, употребената течност за ладење, неговите нуклеарно-физички својства и степенот на радиоактивност. Шемата со една јамка може да се користи во реактори за врела вода и во реактори со гасно ладење. Најраспространета двојно колокога се користи како топлински носач на вода, гас и органски течности. Шемата со три кола се користи во нуклеарни централи со брзи неутронски реактори кои користат течности за ладење на течни метали (натриум, калиум, легури на натриум-калиум).

Нуклеарното гориво може да биде ураниум-235, ураниум-233 и плутониум-232. Суровини за добивање нуклеарно гориво - природен ураниум и ториум. За време на нуклеарната реакција на еден грам фисилен материјал (ураниум-235), се ослободува енергија еквивалентна на 22×103 kWh (19×106 cal). За да се добие оваа количина на енергија, потребно е да се согорат 1900 kg масло.

Ураниум-235 е лесно достапен, неговите енергетски резерви се приближно исти како и фосилните горива. Меѓутоа, со користење на нуклеарно гориво со толку ниска ефикасност како што е сега, достапните извори на ураниум ќе бидат исцрпени за 50-100 години. Во исто време, постојат практично неисцрпни „депозити“ на нуклеарно гориво - ова е ураниум растворен во морската вода. Во океанот го има стотици пати повеќе отколку на копно. Трошоците за добивање на еден килограм ураниум диоксид од морската вода се околу 60-80 долари, а во иднина ќе се намалат на 30 долари, а цената на ураниум диоксидот произведен во најбогатите наоѓалишта на копно е 10-20 долари. Затоа, по некое време, трошоците на копно и „на морска вода“ ќе станат од ист ред.

Цената на нуклеарното гориво е околу половина од цената на фосилните јаглени. Кај електраните на јаглен, 50-70% од цената на електричната енергија паѓа на уделот на горивото, а кај нуклеарните централи - 15-30%. Современа термоелектрана со капацитет од 2,3 милиони kW (на пример, Самара ГРЕС) дневно троши околу 18 тони јаглен (6 возови) или 12 илјади тони мазут (4 воза). Нуклеарната, со иста моќ, троши само 11 килограми нуклеарно гориво во текот на денот, а 4 тони во текот на годината. Меѓутоа, нуклеарната централа е поскапа од топлинската во однос на изградба, работа и поправка. На пример, изградбата на нуклеарна централа со капацитет од 2-4 милиони kW чини приближно 50-100% повеќе од топлинска.

Можно е да се намалат капиталните трошоци за изградба на нуклеарната централа со:

1. стандардизација и унифицирање на опремата;
2. развој на дизајни на компактни реактори;
3. подобрување на системите за управување и регулација;
4. намалување на времетраењето на исклучувањето на реакторот за полнење гориво.

Важна карактеристика на нуклеарните централи (нуклеарен реактор) е ефикасноста на циклусот на гориво. За да ја подобрите економичноста на циклусот на гориво, треба:

• да се зголеми длабочината на согорувањето на нуклеарното гориво;
• подигнете го соодносот на размножување на плутониум.

Со секоја фисија на јадрото на ураниум-235, се ослободуваат 2-3 неутрони. Од нив, само еден се користи за понатамошна реакција, останатите се губат. Сепак, можно е да се користат за репродукција на нуклеарно гориво со создавање брзи неутронски реактори. Кога реакторот работи на брзи неутрони, можно е истовремено да се добијат приближно 1,7 кг плутониум-239 за 1 кг согорен ураниум-235. На овој начин може да се покрие ниската термичка ефикасност на нуклеарните централи.

Брзите неутронски реактори се десет пати поефикасни (во однос на употребата на нуклеарно гориво) од горивните неутронски реактори. Тие немаат модератор и користат високо збогатено нуклеарно гориво. Неутроните што се испуштаат од јадрото не се апсорбираат од структурни материјали, туку од ураниум-238 или ториум-232 лоцирани наоколу.

Во иднина, главните фисилни материјали за нуклеарните централи ќе бидат плутониум-239 и ураниум-233, добиени соодветно од ураниум-238 и ториум-232 во брзите неутронски реактори. Преобразбата на ураниум-238 во плутониум-239 во реакторите ќе ги зголеми ресурсите на нуклеарно гориво за околу 100 пати, а ториумот-232 во ураниум-233 за 200 пати.

На сл. Слика 3 покажува дијаграм на брза неутронска нуклеарна централа.

Карактеристични карактеристики на нуклеарната централа на брзи неутрони се:

1. промената во критичноста на нуклеарниот реактор се врши со рефлектирачки дел од фисиските неутрони на нуклеарното гориво од периферијата назад до јадрото со помош на рефлектори 3 ;
2. рефлектори 3 може да ротира, менувајќи го истекувањето на неутроните и, следствено, интензитетот на реакциите на фисија;
3. нуклеарното гориво се репродуцира;
4. отстранувањето на вишокот топлинска енергија од реакторот се врши со помош на ладилник-радијатор 6 .

Ориз. 3. Шема на нуклеарна централа на брзи неутрони:
1 - елементи за гориво; 2 – обновливо нуклеарно гориво; 3 – брзи неутронски рефлектори; 4 - нуклеарен реактор; 5 - потрошувач на електрична енергија; 6 - фрижидер-емитер; 7 - конвертор на топлинска енергија во електрична енергија; 8 - заштита од радијација.

Преобразувачи на топлинска енергија во електрична енергија

Според принципот на користење на топлинска енергија генерирана од нуклеарна централа, конверторите можат да се поделат во 2 класи:

1. машина (динамична);
2. без машини (директни конвертори).

Во машинските конвертори, постројката за гасна турбина обично е поврзана со реакторот, во која работната течност може да биде мешавина од водород, хелиум, хелиум-ксенон. Ефикасноста на претворање на топлината што се испорачува директно на турбогенераторот во електрична енергија е доста висока - ефикасноста на конверторот η = 0,7-0,75.

На сл. четири.

Друг тип на машински конвертор е магнетогасдинамичен или магнетохидродинамичен генератор (MGDG). Дијаграм на таков генератор е прикажан на сл. 5. Генераторот е канал со правоаголен пресек, од кои два ѕида се направени од диелектрик, а два од електрично спроводлив материјал. Низ каналите се движи електрично спроводлива работна течност - течна или гасовита, во која продира магнетно поле. Како што знаете, кога проводникот се движи во магнетно поле, се појавува EMF, кој по должината на електродите 2 се пренесува на потрошувачот на електрична енергија 3 . Изворот на енергија на работниот проток на топлина е топлината што се ослободува во нуклеарниот реактор. Оваа топлинска енергија се троши на движење на полнежите во магнетно поле, т.е. се претвора во кинетичка енергија на млазот што носи струја, а кинетичката енергија се претвора во електрична енергија.

Ориз. 4. Шема на нуклеарна централа со конвертор на гасна турбина:
1 - реактор; 2 – коло со течност за ладење од течен метал; 3 – разменувач на топлина за снабдување со топлина на гас; 4 - турбина; 5 - електричен генератор; 6 - компресор; 7 - радијатор-радијатор; 8 – коло за отстранување на топлина; 9 - циркулациона пумпа; 10 - разменувач на топлина за отстранување на топлина; 11 - разменувач на топлина-регенератор; 12 - коло со работната течност на конверторот на гасната турбина.

Директните конвертори (без машини) на топлинска енергија во електрична енергија се поделени на:

1. термоелектрични;
2. термионски;
3. електрохемиски.

Термоелектричните генератори (TEG) се засноваат на принципот Seebeck, кој се состои во фактот дека во затворено коло кое се состои од различни материјали, се јавува термоелектрична моќ ако се одржува температурна разлика на точките на допир на овие материјали (сл. 6). . За производство на електрична енергија, препорачливо е да се користат полупроводнички ТЕГ, кои имаат поголема ефикасност, додека температурата на жешката спојка мора да се зголеми до 1400 K и повисока.

Термионските конвертори (TEC) овозможуваат да се добие електрична енергија како резултат на емисијата на електрони од катодата загреана на високи температури (сл. 7).

Ориз. 5. Магнетогасдинамичен генератор:
1 – магнетно поле; 2 - електроди; 3 - потрошувач на електрична енергија; 4 - диелектрик; 5 - проводник; 6 - работна течност (гас).

Ориз. 6. Шема на работа на термоелектричен генератор

Ориз. 7. Шема на работа на термионскиот конвертор

За да се одржи струјата на емисија, топлината се доставува до катодата Педен . Електроните емитирани од катодата, откако го надминаа вакуумскиот јаз, стигнуваат до анодата и се апсорбираат од неа. При „кондензација“ на електроните на анодата се ослободува енергија еднаква на работната функција на електроните со спротивен знак. Доколку обезбедиме континуирано снабдување со топлина на катодата и негово отстранување од анодата, тогаш преку товарот Рќе тече еднонасочна струја. Емисијата на електрони продолжува ефикасно на катодни температури над 2200 К.

Безбедност и доверливост на работата на НПП

Едно од главните прашања во развојот на нуклеарната енергија е да се обезбеди сигурност и безбедност на нуклеарните централи.

Безбедноста од радијација е обезбедена со:

1. создавање на сигурни структури и уреди за биолошка заштита на персоналот од изложеност на зрачење;
2. прочистување на воздухот и водата кои излегуваат од просториите на нуклеарната централа надвор од нејзините граници;
3. екстракција и сигурна локализација на радиоактивна контаминација;
4. дневна дозиметриска контрола на просториите на НПП и индивидуална дозиметриска контрола на персоналот.

Просториите на НПП, во зависност од начинот на работа и опремата инсталирана во нив, се поделени во 3 категории:

1. зона на строг режим;
2. ограничена зона;
3. зона на нормален режим.

Персоналот постојано е во собите од трета категорија, овие простории на станицата се безбедни за радијација.

Нуклеарните централи создаваат цврст, течен и гасовит радиоактивен отпад. Тие мора да се отстранат на начин да не се создава загадување на животната средина.

Гасовите отстранети од просторијата за време на вентилацијата може да содржат радиоактивни материи во форма на аеросоли, радиоактивна прашина и радиоактивни гасови. Вентилацијата на станицата е изградена така што протокот на воздух поминува од „најчист“ кон „загаден“, а вкрстените текови во спротивна насока се исклучени. Во сите простории на станицата се врши целосна замена на воздухот во рок од не повеќе од еден час.

За време на работата на нуклеарните централи се наметнува проблемот со отстранување и депонирање на радиоактивниот отпад. Прачките за гориво потрошени во реакторите издржуваат одредено време во базени со вода директно во нуклеарните централи додека не дојде до стабилизирање на изотопите со краток полуживот, по што прачките за гориво се испраќаат во специјални радиохемиски постројки за регенерација. Таму, нуклеарното гориво се извлекува од шипките за гориво, а радиоактивниот отпад е предмет на закопување.