Виділення урану з розчинів методом сорбцій
Підприємство паливного циклу АЕС.
Ядерне паливо.
Природній уран складається із суміші ізотопів U238 = 99,3% і U235 =0,7% ділиться і залишається тільки U235.
АЕС Канади застосовує реактори на природньому урані . На Україні АЕС працюють на слабо збагаченому урані. Збагачений уран поділяється на :
- слабозбагачений до 5%;
- середньозбагачений до 20%;
- високозбагачений до 90%.
Горіння
С + О2 = СО2 + 4еВ
U235 + n = А1 + А2 + 2,3 n + 200 МеВ
Для АЕС 1000 МВт , яка працює на природньому урані необхідно 250 т. урану на рік; на слабо збагаченому – 25т. на рік; для АЕС з брідерами – 10т. на рік.
Потреба урану в збагаченні Х визначається за формулою:
Gx = WБР/ ηБР * В ,
де В – середня глибина вигоряння – кількість виділеної теплової енергії, віднесеної до 1т. завантаженого палива і залежить від типу реакцій.
Природній уран міститься в гранітах, сланцях, фосфоритах.
Найбільшим виробником урану є США, де є 368 копалень і 35 підприємств по виробництву уранових концентратів.
Схема підприємств паливного циклу включає наступні виробництва : - гірничодобувні;
- уранового концентрату;
- неметалевого урану або гексафториду урану ;
- поділ ізотопів урану;
- виготовлення твелів ;
- отримання теплової енергії у реакторі;
- витримка відпрацьованих твелів;
- хімічна переробка твелів для здобування урану і плутонію.
Отримання гексофториду UF6. Розділення ізотопів.
При вмісті урану 0,1 % для отримання 1000т. концентрату необхідно видобути і транспортувати 1млн.т. руди. Виробництво концентрату складається з наступних процесів :
- добування руди і її транспортування на місце переробки;
- подрібнення;
- механічне збагачення, шляхом видалення пустої породи;
- вилуговування урану з руди за допомогою кислот або лугів;
- виділення урану з розчинів методом сорбцій;
- отримання сухого уранового концентрату ;
- виділення супутніх корисних металів;
- отримання чистого урану(афінаж).
Збагачення буває :
1) радіометричне;
2) гравітаційне;
3) флотаційне.
Радіометричне збагачення засноване на вимірюванні γ- випромінювань окремих шматків і видалення за допомогою автоматичного сепаратора пустої породи.
У гравітаційному збагаченні використовуєься різниця різниця густин урану і пустої породи і відповідно різницю швидкостей осаду у воді урану і пустої породи.
Флотаційне засноване на різниці змочуваності частинок подрібленої руди , через що частинки породи прилипають до бульбашок повітря і піднімаються з ними на поверхню , а частинки урану залишаються в розчині.
Мета вилуговування : вилучення урану з руди шляхом з’єднання руди з H2SO4 і утворення уранів сульфату. Виробництво такого заводу 7тис.т. руди на добу, витрата Н2SO4 – 75 кг/т. руди.
Виділення урану з розчинів методом сорбцій
Сорбція заснована на іонно – обмінних процесах між пульпою та іоннообмінними смолами.
Смола застосовується у вигляді біло-жовтих горошин, які засипаються у баки з пульпою, на поверхні смоли концентруються уранові з’єднання з часткою 80%. Потім уран з поверхні смоли змивають розчином столової солі. З розчину уран випадає в осад за допомогою вапняку і окису магнію. Кінцевий продукт, який утворився складається з 78% U2O8, натрію, води, оксиду ванадію. Отриманий концентрат поставляють на афінажний завод. На цьому заводі сухий концентрат розчиняється у НNO4, а розчин змішується з трибутил фосфатом, з яким уран утворює з’єднання. Ці з’єднання змішуються з перекисом водню, утворюється осад, який фільтрується і прокалюється, в результаті чого утворюється чистий окис U3O8. Для збагачення на АЕС застосовують паливо з вмістом природнього урану не 0,7% , а приблизно 5%. Збагачення зменшує потоки палива, розміри активної зони та збільшує глибину вигоряння.
Основна складність задачі збагачення - неможливість застосування звичайних хімічних методів. Застосовують два методи :
1) газової дифузії;
2) відцентрової дифузії.
У світі 7 країн мають заводи збагачення. Найбільший дифузійний завод має Франція. Завод складається з АЕС потужністю 3720 МВт, яка забезпечує споживання двигуна заводу 3300 МВт та збагачувальний комплекс.
Метод газової дифузії заснований на різниці швидкостей теплового руху легких і важких молекул при прокачуванні через пористу перегородку. Так , як швидкість легких молекул більша, то за перегородкою утворюється дещо більша концентрація легкого газу, тобто U3O8 необхідно перевести у газоподібний стан. Це досягається в результаті чого утворюється гексафторид урануUF6 та виділяється теплота .
Зворотній процес - конденсація UF6 з газоподібного стану в твердий потребує відведення теплоти при підвищеному тиску.
В якості перегородок застосовують тефлон. Поверхня перегородок заводу 1 млн.м2 .Перегородка має форму циліндра, довжиною 6м.
Так як збагачення при прокачуванні газу через одну перегородку дуже мале, то для збагачення 3% потрібно 1630 перегородок.
Збіднений уран видаляється з сховища у вигляді твердих кристалів UF6. далі збагачений уран надходить на завод, який виготовляє твели.
Твел – трубки з цирконію заповнені таблетками палива UO2., яке виготовляють наступним чином : газоподібний UF6 пропускається через водний розчин карбонату алюмінію. Утворюється твердий осад, який спікають при t = 17000 і пресують.
Цирконій застосовують через його наступні переваги:
- висока прозорість для теплових нейтронів(малий переріз захвату);
- стійкість до корозії водою і достатня механічна міцність.
Недоліком є те, що обмежує граничну температуру підведення тепла до робочого тіла.
Хімічна переробка відпрацьованого палива
Хімічна переробка відпрацьованого палива включає :
- вивантаження з реакторів відпрацьованих твелів;
- витримка твелів на АЕС;
- транспортування твелів на радіохімзавод;
- хімічна переробка палива на радіохімзаводі з вилученням урану, який не вигорів та вилучення плутонію;
- концентрація та проміжне зберігання високо- , середньо- та низько активних відходів;
- захоронення відходів.
У результаті поділу в паливі накопичується сильно радіоактивні шматки ядер.
Радіоактивність вивантаженого палива масою 25 т складає сотні Кюрі, а тепловиділення 550 кВт.
Вивантажене паливо для зниження радіоактивності розміщують в басейнах витримки і охолодження, звідки через 3 роки вже можливе їх транспортування. Транспортування виконується в вагонах, всередині кожного з яких знаходиться циліндр з діаметром 2,3 м. , висотою 4,4 м., вагою 90 т , зі сталі товщиною 0,4 м. Всередині розміщуються 30 тепловиділяючих зборок (ТВЗ), вагою 3,8 т , які розташовані у воді або в інертному газі.
Відпрацьоване паливо зберігається в контейнерах або басейнах на 600 т урану або 5 тис. ТВЗ. У відпрацьованому паливі міститься плутоній та U235 , який не вигорів. З басейнів тепловиділяючі зборки надходять у відділення розділення, в якому розташоване дистанційне кероване обладнання.
Твели, порізані на шматки по 20 мм, надходять у ємності з нагрітою кислотою НNO3, де за 4 години паливо розчиняється. Далі цей нітрат урану заливається органічним розчинником трибутилфосфатом, розбавленим очищеним гасом.
При цьому концентрація урану і плутонію в органічній фазі та в водній буде різною. При декількох процесах можна сконцентрувати в органічній фазі всі 100% урану і плутонію. А у водній фазі залишаться всі радіоактивні речовини. Потім обробкою органічної фази двохвалентним залізом відокремлюють уран від плутонію. А далі розчин випаровують.
Радіоактивні відходи.
На радіохімічному заводі при переробці 1 т палива виділяється 1 т рідких і 1 т твердих відходів.
Рідкі високорадіоактивні відходи зберігаються у вигляді водних, азотно-окисних розчинів в баках з нержавіючої сталі. Зберігання потребує безперервного обслуговування – охолодження, переміщування, контролю. Через 20 років рідкі відходи переводять у тверду форму з кальцинації з перетворенням у скло, бітум.
Середньо радіоактивні відходи складають 40 м3 на 1 т переробленого палива. Їх випарюють, що зменшує об’єм у 30 разів. Концентрат бетонірують і зберігають в бункері.
Тверді відходи пресують і зберігають у зацементованому вигляді. Контейнери з відходами зберігають у соляних копальнях або у гранітних печерах. Ї
Газоподібні відходи – криптон, ксенон. Засоби їх обробки та зберігання.
1. Кріогенна дистиляція ї зберігання у сталевих балонах при високому тиску.
2. Екстракція розчинником – фреоном.
3. Адсорбція активованим вугіллям.
У кожному випадку криптон треба зберігати 150 років із зовнішнім охолодженням.