Ядролық отын - ядролық реакцияға қатысу нәтижесінде пайдалы энергия бөлетін зат

Жұмыс түрі: Реферат
Тегін: Антиплагиат
Көлемі: 18 бет
Таңдаулыға:

Қазақстан Республикасының Білім және Ғылым министрлігі
Л.Н.Гумилев атындағы Еуразия ұлттық университеті

Тақырыбы: SCWR
----------------------------------- ----------------------------------- ----------

Орындаған: ЯФ-51 Балабай А.Г.
Қабылдаған: Темирбаев М.Ш.

Астана
2018 ж.
XXI ғасыр - сандық жүйелі жаңа ақпараттық технологиялардың дамыған кезі. Яғни, оларды қуат көзімен қамтамасыз ету үшін бұрынғыға қарағанда көп электр энергиясы қажет деген сөз. Біз қолданып жүрген энергияның баламалы (альтернативті) көздері - жылу элетр станциялары (ЖЭС), су электр станциялары (СЭС), күн, жел энергиясы, көмір электр станцияларынан алатын энергия жеткіліксіз және де олардың өз кемшіліктері бар. Сондықтан, қазіргі таңда энергияның өзге көзі - атом электр станциялары дамуда. Атом энергиясы қуаттылығы жағынан көмір мен газдан әлдеқайда жоғары әрі сыртқа аз қалдық шығарады. Атом электростанциясы - ядролық электр станциясы, яғни ядро энергиясын электр энергиясына түрлендіретін қондырғы. Ұстанымы жағынан органикалық отынмен жұмыс істейтін жылу электр станциясына ұқсас болғанымен, атом электр станциясы отынның химиялық энергиясын емес, атом ядросының ыдырау процесінен туатын энергияны пайдаланып жұмыс істейді. АЭС басқа электростанцияларға қарағанда атмосфераға зиянды және улы газдарды жібермейді. АЭС-тің энергия генераторы ядролық реактор болып табылады. 1г уран немесе плутоний изотоптары бөлінгенде 22500 квтс энергия босап шығады, бұл энергия 2800кг шартты отынға сәйкес келеді. Зерттеулердің нәтижесінде ядролық отынның (уран,плутоний,т.б) ресурстарының қоры табиғи отынның (мұнай,көмір,табиғи газ, т.б) ресурстарының қорынан әлдеқайда көп екені белгілі болып отыр. АЭС-тің жұмыс істеу принципіне тоқталып кетсек. Ядроның басқарылып бөліну процесі ядролық реакторда жүзеге асырылады. Реактордың активті зонасына ядролық отын мен баяулатқыш орналастырылады. Ядролық қатты отын цилиндр мен пластинка өзек түрінде жасалып, жылу шығарғыш элемент құрайды. Ядролық отын мен баяулатқыш арасындағы саңылау арқылы жылу тасығыш жүреді. Жылу тасығыш реактордан бөлінген жылуды жылу алмастырғыш қондырғыға жеткізеді .Соның нәтижесінде турбинаның жұмыстық денесі су буы немесе қызғыш газ болады. Ядролық отын ретінде реакторда уран, плутоний, торий пайдаланылады. Бұлардың жылу шығарғыштық қабілеті өзара бірдей ,ол кәдімгі отыннан бірнеше есе артық. Ядролық реакцияның өздігінен жүруін қамтамасыз ететін реактивтік отынның ең аз мөлшері кризистік масса деп аталады. Қызметкерлерді радиоактивтік сәулелерден қорғау үшін атом электр станциясында арнаулы қорғау жүйесі болады. Бұл жүйеде шойын, бетон, қорғасын т.б. радиоактивтік сәулелерді аз өткізетін металдар пайдаланылады. Қауіпсіздік жағын бақылап отыратын қажетті приборлармен жабдықталған дозиметрлік қызмет ұйымдастырылады. Сонымен, атом энергетикасы қазір маңызды және болашақта да өмірлік маңызды болып саналады.
Ядролық реакторларға келетін болсақ, қазіргі таңда олардың 4 буыны бар:
1-буыны - өнеркәсіптік және энергетикалық реакторлар (Shippingport, Мадпох, Fermi I, Dresden, АДВ, ВВЭР-440230, т.б.),
2-буыны - қазіргі кезде жұмыс істеп тұрған атом электр станцияларының көпшілігі (PWR, CANDU, BWR, AGR, ВВЭР-440213, РБМК, т.б.),
3-буыны - қолданыстағы жобаларды эволюциялық жақсартылуы (EPR, ESBWR BWR4 II, System-80, Westinghouse АР1000 и ВВЭР-1200, т.б.),
4-буыны - дамыған технологиялар (VHTR, MHR, SCWR, MSR, GFR, LFR, SFR, т.б.).
Супер критикалық су салқындатушы реактор (SCWR) - реакторлардың 4-буыны (тұрақтылық, экономика, қауіпсіздік, сенімділік пен таралу орнықтылығы саласындағы жетістіктерді білдіреді) жұмыс сұйықтығы ретінде суперкритикалық су қолданылады (сығылу кезінде 225атм.дейін(22МПа), қыздыруда 374 градусқа дейін). Яғни SCWR - жоғары қысымда және бір реттік циркуляцияның тура циклді температурада жұмыс істейтін жеңіл сулы реактор. Қайнаған сулы реактор (BWR) секілді бұл реактор да тура циклде жұмыс істейтін болады, бірақ ол жұмыс сұйықтығы ретінде суперкритикалық суды пайдаланатындықтан, қысым астындағы сулы реактор (PWR) сияқты онда тек бір ғана фаза болады. Ол PWR, BWR-лармен салыстырғанда аса жоғары температурада жұмыс істей алады. Бұл жоғары термиялық ПӘК-іне байланысты болашақта көп үміт күттіретін реактор болып табылады. Аса критикалық су қондырғыны оңтайландыра отырып, қандай да бір екіншілік бу жүйесінсіз турбинаны басқара алады. Конструкцияның 2 нұсқасы қарастырылады: жоғары қысымды түтікше, арынды(напор) түтік. Отын ретінде ашық отынды циклда байытылған уран оксиды қолданылады. Ядро қалыпты немесе орташа қалыпты суымен термиялық нейтрондардың спектрін пайдалана алады немесе әдеттегі өңдеу негізінде актинидтердің толық рециркуляциясы бар жылдам реактор бола алады. SCWR BWR-дың үлкен тәжірибесінде және суперкритикалық сумен жұмыс істейтін жүздеген қазба отын электр станцияларына негізделгендіктен, оны оңай дамытуға болады, ал 30-дан 150 МВт технологиясы бар демонстрациялық реактордың жұмысы 2022 жылға арналған.[1]
Супер критикалық су реакторы (SCWR) су реакторын аз алмастыру тұжырымдамасы болып табылады, нейтрондардың орташа жылдамдығы әсерінен, отында бөлінуі жылу нейтрондарынан жылдамырақ болуына алып келеді, жылу реакторына қарағанда эпитермалды реактор деп атау дәл келеді. Супер критикалық су реакторы білік (сердечник) конструкциясына байланысты, жылу реакторы немесе жылдам нейтронды реакторлар ретінде жұмыс істей алады. Қысым мен қысым құбырлары үшін реактор ішіндегі салқындатқыш сұйықтықтың рециркуляциясын қоспағанда, бу циклінде бір рет қарастырылады. Бұл қайнаған су реакторларына ұқсайды, бу бу турбинасына тікелей жіберіледі, ал бу циклінен қоректік су өзекке(сердечник) қайтарылады.SCWR жеңіл сумен немесе ауыр суды нейтронды баяулатқыш ретінде қолдануы мүмкін. SCWR - дің негізгі ерекшелігі бар, яғни, суды термодинамикалық сындық нүктеден тыс негізгі хладагент ретінде пайдалану. Бұл функция шыңның(пик) температурасын жоғарылатуға мүмкіндік беретіндіктен, суперкритикалық су реакторлары оның жоғары термиялық тиімділігі салдарынан атом электр станциялары үшін перспективалық жетістік деп саналады. SCWR су реакторлары болғандықтан, олар бу жарылысы және BWR және LWR-дің радиоактивті бу қауіптері бар, сондай-ақ өте қымбат жоғары қысымды ыдыстар, құбырлар, клапандар мен сорғылардың қажеттіліктерін бөліседі. Бұл жалпы проблемалар жоғары температурадағы операцияларға байланысты SCWR үшін маңызды. Супер критикалық су салқындатқыш реакторлар (SCWRs) жоғары термиялық эффективтілігі (яғни шамамен 45% ағымдағы LWR үшін шамамен 33% тиімділігі) және өндірісті айтарлықтай жеңілдету салдарынан алдыңғы қатарлы ядролық жүйелер болып табылады.[2]

1-сурет. SCWR-дін құрылымы және жұмыс істеу принципі[3]

SCWR - дің негізгі мақсаты(есебі) - арзан электр өндірісі. Ол сыннан өткізілген 2 технологияда салынады: әлемде кең таралған жеңіл сулы реактор технологиясы; және бүкіл әлемде қолданылатын қазба отынды суперкритикалық қазандықтар(котлы) технологиясы. SCWR жобасы 13 елде (ЕО, АҚШ, Жапония, Корея және Қытайда дамуда, әсіресе Ресей мен Канадада) 32 ұйымдармен дамытылуда.[2]

2-сурет. IV-буын реакторларының конструкциялары[4]
Жалпы ядролық реактор - атом ядросы бөлінуінің басқарылатын тізбекті реакциясын жүзеге асыратын құрылғы. Оның негізгі бөліктеріне: отын(уран, плутоний, т.б.), баяулатқыш(графит, бериллий, ауыр су, т.б.), шағылдырғыш(суытқыш)(сұйық металл, т.б.), бақылау және өлшеу құрылғылары жатады.[5]
Ядролық тізбекті реакция дегеніміз - ауыр химиялық элементтердің(мысалы, уран) атом ядроларының нейтрондар әсерінен бөліну реакциясы. Оның әрбір сатысында нейтрондар саны артып, ядроның өзін-өзі қуаттайтын бөліну процессі пайда болуы мүмкін. Яғни, тізбекті реакция кезінде көп мөлшерде энергия бөлінеді(экзотермиялық реакция).
Ядролық реактордың негізгі бөлігін белсенді аумақ(активті зона) құрайды. Ал белсенді аумақ: ядролық отынмен толтырылған таяқшалар ЖШЭ(жылу шығарғыш элементтер)(ТВЭл), оларды айнала қоршап тұрған графит баяулатқыштардан тұрады. ЖШЭ-терді айнала жылу тасығыш сұйықтар ағып өтетін түтіктер орналасады, ал жылу тасығыш ретінде су, сұйық металл, натрий атқарады. Нейтрондардың сыртқы ортаға ұшып шығуын азайту үшін белсенді аумақты нейтрон қайтарғышпен(шағылдырғыш) қаптайды. Ал сыртқы ортаны аса қауіпті сәулелерден қорғау үшін нейтрон қайтарғыштың сыртын қалың болат сауытпен және биологиялық бетон қорғанмен қоршайды. Тізбекті реакцияны қопарылысқа жеткізбей басқарып отыру үшін белсенді аумаққа дер кезінде енгізуге болатын басқарушы(авариялық) таяқшалар да болады. Бұл таяқшалар нейтрондарды жұтып алатын заттардан жасалады.[5]
Ядролық реакторда басқарылатын тізбекті реакцяны жүзеге асыру үшін қажетті материал - ядролық отынға тоқталып өтсек. Ядролық отын адамзат пайдаланатын басқа отын көздерінен өзгеше, яғни, ол өте күшті, бірақ адамдар үшін өте қауіпті. Ядролық отын - ядролық реакцияға қатысу нәтижесінде пайдалы энергия бөлетін зат. Ядроның бір рет бөлшектенуі кезінде 1г ядролық отыннан шамамен 180 МэВ, яғни, 7,4*1010 Дж энергия бөлінеді. Негізгі ядролық отын - табиғи уран болып табылады. Уран - жердегі ең ауыр металл. Уранның 99,4% 238U, ал 235U тек 0,6% ғана.[6]
Ядролық отындар бөлшектенгіш заттарға және термоядролық отындарға бөлінеді. Бөлшектенгіш заттар: тізбекті реакцияға бейім уран(233U, 235U), плутоний(239Pu, 241Pu) изотоптары, жылдам нейтрондардың әсерінен бөлшектенетін не реакторларда сәуле әсерінен уран(233U) немесе плутоний(239Pu) изотоптарына түрленетін заттар, ал термоядролық отындар: дейтерий, тритий, литий жатады. Ядролық энергетикада торий мен плутоний тәжірибелік мақсаттарда ғана пайдаланылады.[6]
SCWR реакторында ядролық отын ретінде байытылған уран оксиді, MOX пайдаланылады. Жылдам SCWR ұсынылған экологиялық таза қауіпсіз реагент ретінде көбейткіш реактор бола алады және ұзақ өмір сүретін актинидтің изотоптарын жаға алады. Ал ауыр сулы SCWR торидан жасалған отынды жаға алады(уранға қарағанда 4 есе көбірек).[7]

3 - сурет. SCWR негізгі балама қысым шкаласы.[7]
Табиғи металл уранның құрамында үш изотоп бар: 238U(99,3%), 235U(0,7%) және 234U(0.006%). Кез-келген энергияда нейтрондармен сәулелендіргенде, табиғи қоспаның 0,71% құрайтын 235U қана бөлінеді. Табиғи уранның 99%-дан жоғарғы энергия нейтрондарымен әсер еткенде ғана (E=1 МэВ) бөлінетін 238U құрайды, оның өздігінен реттелетін тізбекті бөліну реакциясын қалыптастыру мүмкін емес. Ал 234U үлесі өте аз, әдетте оны есепке алмайды. Ядролық отын құрамындағы 238U нейтрондарды қармайтын қасиетке ие, нәтижесінде қысқа өмір сүретін радиоактивті изотоп 239U түзіледі. 239U орнықсыз болғандықтан, жартылай ыдырау периоды 23,5 минутпен β- ыдырау арқылы жаңа радиоактивті нуклид 239Np түзіледі, ол да 2,3 тәулік жартылау ыдырау периодымен β- ыдырауы арқылы реакторда 239Pu жинақталады. Ол нейтрондармен өзара әсерлесе отырып 235U тәрізді бөлінеді немесе радиациялық қармау арқылы 240Pu түзіледі.[8]
Реактордағы жұмыс барысында алғашқы ядролық отынның жануы, бөліну өнімдерінің және радиациялық қармау өнімдерінен жинақталады, жаңа (екіншілік) ядролық отынның жинақталуы жүзеге асады. Соңғысы ядролық реактордың негізгі қасиеті болып табылады. Табиғатта кездесетін 239Pu жинақталуында шикізат материалы болып табылатын 238U ядролық отынның ресурстарын кеңейтеді. Жинақталған отын мен жұмсалған отынның массалық қатынасын өндіру коэффициенті (ӨК) деп атайды. Ол маңызды экономикалық қасиетке ие. Реактор типіне қарай ӨК бірден аз немесе көп, кейде бірге жақын болады.[8]
Ядролық отынға қойылатын негізгі талаптар: реакторлық материалдармен сәйкестігі, физикалық қасиеттердің айтарлықтай өзгеруінсіз жанудың үлкен тереңдікке жету мүмкіндігі. Бірінші тәжірибелік реакторда табиғи қоспа мен металл уран пайдаланылды. Оның кемшілігі - жану температурасы мен жану тереңдігінің шектеулігі. Металл уран 6670С температурада өзінің кристалдық құрылымын өзгертеді, яғни α-дан β-фазаға өтіп, көлемін ұлғайтады. Нейтрондармен сәулелендіргенде металл уран ісіну мен радиациялық өсуге бейім, ол уран ядролары жанғанда газды ісіну байқалады. Осының барлығы жану тереңдігін тежейді. Металл уранның мөлшерінің ұлғаюы оның салқындатқышпен байланысын бұзады. Бұл салқындатқыштың циркуляциялық контурына бөлінудің радиоактивті өнімдерінің шығуына алып келеді. Сонымен қатар металл уран су және ауамен байланысқа түскенде тез қышқылданады. Металл уранның ядролық отын ретінде қасиетін арттыру үшін оны қатты металмен қоспалайды (молибденмен, ниобиймен және т.б.). Молибденмен қоспасы 2% жану тереңдігінде 6000С температураға дейін ісінбейді. Металл уранның артықшылығы - жылу өткізгіштік қасиеті жоғары.[8]
Ядролық отын ретінде кең қолданылатын уран диоксиді UO2. Уран оксиді - органикалық емес уранның оттегімен бинарлы химиялық қосылыс, қара-қоңыр, қара түсті. Қайнау температурасы 2840 - 2875 °C. Ол көптеген конструктивті материалдар мен салқындатқыштармен жоғары температураға(16000С) дейін қасиеттерін өзгертпейді.Металл уранмен салыстырғанда уран диоксиді жоғарғы жануда айтарлықтай ісінбейді. Уран диоксиді күшті-негізгі қасиеттерге ие, су мен оның буымен 300 градусқа дейін әрекет етпейді, тұз қышқылында ерімейді, бірақ азот қышқылында, HNO3 және HF қоспаларында ериді. Азот қышқылында ерігенде UO2+ уранның иондары пайда болады Уран диоксиді цирконий, ниобий, тот баспайтын болат және басқа материалдармен жоғары температурада өзара әрекеттеспейді. Бұл сипаттар жоғары температура мен реактордың жоғары ПӘК-ін ала отырып, ядролық реакторларда оны пайдалануға мүмкіндік береді. Уран диоксидінен жасалған ЖШЭ керамикалық технология әдістері бойынша білеу(бруск), түтік, таблетка түрінде өндіріледі. Оның ядролық отын ретіндегі кемшілігі - жылу өткізгіштік қасиетінің төмендігі(4,5 Вт(м·К) 800 °C кезінде). Сонымен қатар, ыстық керамика өте нәзік және жарылуы мүмкін. [8]
Уран диоксидін алу жолдары[9]:
U3O8 + 2H2 -- 3UO2 + 2H2O (жоғары оксидтерді сутегімен қалпына келтіру арқылы)
UO2С2О4*3Н2О+ H2 -- UO2 + CO↑ + CO2↑ + 4H2O (уранил оксалаты)
Уран карбидтерін қолдануға да болады (UC және UC2). Олар UO2-мен салыстырғанда тығыздығы және жылуөткізгіштігі жоғары. Олардың кемшілігі - реактордың ішіндегі материалдармен химиялық активтілігі жоғары. Уран карбидтері матрицалық отын қолданылатын реакторда кеңінен қолдау тапты. Матрица ретінде диспергирленген уран карбидтері бар графит қолданылады. Уран отынын қолданғанда екіншілік отынның жинақталуы жүреді, оның негізгі көзі 238U болып табылады. 238U нейтрон қармау және β ыдырау нәтижесінде табиғатта кездеспейтін 239Pu -ға айналады. Сәулеленген ураннан химиялық қайта өңдеу жолымен таза күйінде плутоний алынады. Оларды шапшаң нейтронды реакторларда қолданған тиімді. Онда 239Pu активті ортаға, ал өндіруші материалды өндіру аймағына орналастырады. Плутонийды ядролық отын ретінде PuO2 диоксид түрінде қолданылады.[8]
MOX(Mixed-Oxide fuel) отыны - бұл АЭС реакторлары үшін аралас оксидті уран-плутоний отыны (UO2 + PuO2). MOX ең көп тараған типті ядролық реакторлар үшін қосымша отын ретінде пайдаланылуы мүмкін: термиялық нейтрондардағы жеңіл су реакторы. Алайда, MOX отынының жылдам нейтронды реакторларда жануын пайдалану неғұрлым тиімді. Плутоний оксидінің MOX отынындағы құрамы 1,5 - 25-30%. MOX отынының тартымды қасиеттерінің бірі - оның өндірісі кезінде қарулық плутонийдің қалдықтарын қайтымсыз утилизациялау, әйтпесе ол радиоактивті қалдықтар болуы мүмкін, немесе ядролық ... жалғасы

Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.