Главная страница
Навигация по странице:

  • Авезов Исмоил Ёшузоқ ўғли преподовател кафедри физики ismoil.avezov.yoshuzoqvich@gmil.com A R T I C L E I N F O. Аннотация

  • Volume: 24 | 2022

  • СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

  • Issn 25450573 добыча и переработка ядерной топлива для аэс хикматов Илхом Ихтиярович


    Скачать 0.63 Mb.
    НазваниеIssn 25450573 добыча и переработка ядерной топлива для аэс хикматов Илхом Ихтиярович
    Дата31.03.2023
    Размер0.63 Mb.
    Формат файлаpdf
    Имя файла5.pdf
    ТипДокументы
    #1027545

    298
    ISSN: 2545-0573
    ДОБЫЧА И ПЕРЕРАБОТКА ЯДЕРНОЙ ТОПЛИВА ДЛЯ АЭС
    Хикматов
    Илхом Ихтиярович
    преподовател
    кафедри физики
    hikmatov_87@mail.ru
    Авезов
    Исмоил Ёшузоқ ўғли
    преподовател
    кафедри физики
    ismoil.avezov.yoshuzoqvich@gmil.com
    A R T I C L E I N F O.
    Аннотация
    Ключевые
    слова: Ядерная энергетика,
    нейтрон
    , топливный цикл, ядерного
    горючего
    .
    В данной статье приведены данные недавнего
    статистического исследования. Чтобы получить 1 мегаватт-
    сутки энергии (86,4 ГДж тепловой или примерно 10 000 кВт
    часов электрической энергии), достаточно деления одного
    грамма урана. В реакторе большой мощности за год выгорает
    примерно тонна урана. Проблема в том, что для получения
    энергии из одного грамма урана необходимо загрузить
    в реактор намного больше.
    http://www.gospodarkainnowacje.pl/ © 2022 LWAB.
    Атомная энергетика является важнейшей составляющей функционирования электроэнергетики. Ядерная энергия вырабатывается атомными электрическими станциями (АЭС).
    Ядерная энергетика - отрасль, благодаря которой производится 10 процентов всей электроэнергии на Земле. В ее основе лежит крайне энергоэффективный физический процесс выделения тепла - деление атомных ядер.
    Чтобы получить 1 мегаватт-сутки энергии (86,4 ГДж тепловой или примерно 10 000 кВт часов электрической энергии), достаточно деления одного грамма урана. В реакторе большой мощности за год выгорает примерно тонна урана.
    Для сравнения: станция, которая работает, например, на мазуте или угле, за это время потребляет примерно 2 миллиона тонн топлива. То есть по энерговыделению один грамм урана эквивалентен двум тоннам нефти.
    Проблема в том, что для получения энергии из одного грамма урана необходимо загрузить в реактор намного больше. В активной зоне любого работающего реактора существует нейтронное поле. Нейтроны, излучаемые ядрами урана, вызывают деление других ядер урана с появлением
    Volume: 24 | 2022

    299
    новых нейтронов - так происходит самоподдерживающаяся цепная реакция, благодаря которой мы получаем большое количество энергии. Нейтрон с большой вероятностью должен попасть в ядро урана и вызвать его деление, прежде чем он вылетит за пределы активной зоны реактора, поэтому таких ядер должно быть много. И чтобы организовать пространство, где можно поддерживать и контролировать нейтронное поле, требуется несколько десятков тонн урана.
    1-рис. Производственный цикл урана
    Основными минералами, содержащими уран, являются уранинит (смесь оксидов урана и тория с общей формулой (U, Th)O2x), настуран (оксиды урана: UO2, UO3, также известен как урановая смолка), карнотит – K2 (UO2)2 (VO4)2•3H2O, уранофан – Ca (UO2)SiO3 (OH)2•5H2O и другие. Извлечение урана из горных пород осуществляется следующими способами:
    • Карьерная добыча (открытый способ) используется для извлечения руды, которая находится на поверхности земной коры или залегает неглубоко. Способ заключается в создании котлованов, которые называются карьерами, или разрезами. К настоящему времени месторождения, допускающие добычу карьерным методом, практически исчерпаны. Добыча составляет 23%;
    • Шахтная добыча (закрытый способ) применяется для добычи полезных ископаемых, залегающих на значительной глубине, и подразумевает сооружение комплекса подземных горных выработок. Добыча – 32%;
    • Подземное выщелачивание подразумевает закачивание в пласт под давлением водного раствора химического реагента, который, проходя через руду, избирательно растворяет природные соединения урана. Затем выщелачивающий раствор, содержащий уран и сопутствующие металлы, выводится на поверхность земли через откачные скважины. Добыча – 39%.
    • Совместная добыча с рудами других металлов (уран в данном случае является побочным продуктом) – составляет 6%. Производство диоксидного топлива из урановой руды представляет собой сложный и дорогостоящий процесс, включающий в себя извлечение урана из руды, его концентрирование, очистку (аффинаж), конверсию (получение гексафторида урана, обогащение, деконверсию (перевод UF6 в UO2), изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов).
    Стоимость свежего уран-оксидного топлива распадается на четыре составляющих: природный уран, химическая конверсия, обогащение, фабрикация топлива. При обогащении урана процент расщепляющегося изотопа урана-235 увеличивается с природного уровня в 0,71% до реакторного уровня 3,2% (для реакторов BWR) или 3,6% (для реакторов PWR). В результате производства получаются обогащенный уран и отходы (обедненный, обычно до 0,3%, уран-235).
    Ядерное топливо (ЯТ) – это материал, служащий для получения энергии в ядерных реакторах.
    Существует три вида ядерного топлива - плутониевое, ториевое и урановое. Но в силу сложности производства и переработки первых двух и больших запасов последнего, в качестве топлива для АЭС используют именно уран - самый тяжелый металл на нашей планете.
    Топливный цикл
    Для ядерных реакторов вводится понятие топливного цикла. Топливный цикл – это комплекс

    30 0
    операций на предприятиях ядерной энергетики, таких как добыча переработка руды, обогащения урана изотопом U-235, приготовление ядерного топлива, фабрикация топливных элементов и сборок, переработка выгоревшего топлива, захоронение радиоактивных отходов.
    Топливо
    Топливом ядерных реакторов является либо естественный уран, в котором концентрация урана-235 составляет 0,7 %, либо “обогащенный” уран, в котором концентрация изотопа урана-235 достигает 2,3,4 или более процентов. Обогащение урана изотопом U-235 до высоких концентраций осуществляется на специальных заводах за счет использования различия масс изотопов урана в аппаратах газовой диффузии или с использованием центрифуг. В типичном топливе реакторов уран-235 содержится в форме окиси UO2. Таблетки спеченной окиси урана диаметром 9-10 мм обычно заключается в герметичную цилиндрическую защитную оболочку из циркониевого сплава.
    Ядерное горючее – это делящееся вещество, нуклиды, которые обеспечивают цепную реакцию деления ядер и входят в состав ядерного топлива. Обычно ядерное топливо представляет собой комбинацию различного сырьевого материала и ядерного горючего, содержащего делящиеся ядра, а также ядра, способные в результате бомбардировки нейтронами образовывать другие, несуществующие в природе, делящиеся ядра (например, Pu-239, U-233 и др.). Ядерное топливо производится (изготавливается) с использованием двух видов ядерного горючего:
    – природного уранового, содержащего делящиеся ядра U-235, а также сырье U-238, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний Pu-239;
    – вторичного, которого не встречается в природе. К вторичному ядерному горючему относят
    Pu-239, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы U-233, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория Th-232.
    По химическому составу, ядерное топливо может быть: Металлическим, включая сплавы;
    Оксидным (например, UO2); Карбидным (например, PuC1x); Нитридным – Смешанным (МОКС)
    (PuO2 + UO2). Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) в виде таблеток размером в несколько сантиметров. Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и другими. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9% молибдена, залитых магнием. Металлическое ядерное топливо используется в качестве ядерного горючего в газографитовых реакторах типа GCR.
    Урановое оксидное ядерное топливо – это топливо, состоящее из спеченных при высоком давлении и температуре таблеток диоксида урана с обогащением 1,8-4% и выше по изотопу урана-
    235. Урановое оксидное топливо используется в качестве ядерного горючего в основном в реакторах типа PWR, BWR, PHWR, LWGR и AGR. Уран с содержанием урана-235 ниже 20% называют низкообогащенным. Концентрация 2–5% сегодня используется в реакторах по всему миру. Уран с обогащением до 20% используется в исследовательских и экспериментальных реакторах.
    Согласно данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), атомная энергетика Мира обеспечена только разведанными запасами урана более чем на столетие. К разведанным запасам следует добавить такое же количество перспективных и прогнозных

    301
    ресурсов урана.
    Ядерными энергоносителями также являются вторичные урановые ресурсы, а также торий, количество которого в недрах Земли превышает количество урана почти втрое.
    Использование ядерной энергетики позволит в дальнейшем создать плацдарм для ускорения процесса устойчивого развития человечества.
    СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ:
    С.С.Ибрагимов. Проектирование двухскатной теплицы с эффективным использованием солнечного излучения.// Молодой ученый, (2016) C 103-105.
    С.С.Ибрагимов., А.А. Маликов. Исследование теплового режима инсоляционных пассивных систем.// Молодой ученый, (2016) C 27-29.
    Ахатов Ж.С., Самиев К.А., Мирзаев М.С., А.Э.Ибраимов А.Э. Исследование теплотехнических характеристик солнечной комбинированной опреснительно-сушильной установки . // Гелиотехника. 2018. № 1. С.20 -29.
    Мирзаев М.С., Самиев К.А., Мирзаев Ш.М. Экспериментальное исследование растояния между испарителем и конденсатом наклонно-многоступеньчатой опреснительной установки.//
    Гелиотехника. 2018. № 6. С.27 -34.
    Мирзаев М.С., Самиев К.А., Мирзаев Ш.М. Технико-экономические показатели и оценка воздействияна окружающую среду усовершенствованной наклонной многоступенчатой солнечной установки для опреснения воды.// Путь науки Международный научный журнал. 2021. № 1 (83).
    С.17-23.
    Ибрагимов С.С., Кодиров Ж.Р., Хакимова С.Ш.. Исследование усовершенствованной сушилки фруктов и выбор поверхностей, образующих явление естественной конвекции.//Вестник науки и образования (2020)№ 20 (98). C 6-9.
    С.С.Ибрагимов, Л.М.Бурхонов. Изучить взаимосвязь между поверхностью конденсации и прозрачной поверхностью в опреснителях воды.// Eurasian Journal of Academic Research 1 (9), 709-
    713.
    С.С.Ибрагимов. Результаты лабораторной модели сушки фруктов.// Молодой ученый, (2016)
    C 79-80.
    С.С.Ибрагимов. Результаты испытания водоопреснителя парникового типа.// Молодой ученый, (2016) C 67-69.
    Кодиров Ж.Р., Маматрузиев М., Составление программного обеспечения, алгоритм и расчет математической модели применения свойств солнечного опреснителя к точкам заправки топливом.// Молодой ученый, (2018) C 50-53.
    Кодиров Ж.Р., Маматрузиев М. Изучение принципа работы устройстванасосного гелио- водоопреснителя.//Международный научный журнал «Молодой ученый», 26 (2018) С 48-49.
    Кодиров Ж.Р, Хакимова С.Ш, Мирзаев Ш.М. Анализ характеристик параболического и параболоцилиндрического концентраторов, сравнение данных, полученные на них.// Вестник
    ТашИИТ №2 2019 C 193-197.

    302
    Кодиров Ж.Р., Мавлонов У.М., Хакимова С.Ш. Аналитический обзор характеристик параболического и параболоцилиндрического Концентраторов.// Наука, техника и образование
    2021. № 2 (77). C 15-19.
    Мирзаев Ш.М., Кодиров Ж.Р., Ибрагимов С.С. Способ и методы определения форм и размеров элементов солнечной сушилки. //Альтернативная энергетика и экология (ISJAEE).
    2021;(25-27):30-39. https://doi.org/10.15518/isjaee.2021.09.030-039.
    Mirzaev, Sh M.; Kodirov, J R. Ibragimov, S S. (2021) "Method and methods for determining shapes and sizes of solar dryer elements," // Scientific-technical journal: Vol. 4: Iss. 4, Article 11.
    Qodirov, J. (2022). Установление технологии процесса сушки абрикосов на гелиосушилках.//
    Центр научных публикаций. Том 8 № 8 (2021)
    Mirzayev Sh.M., Qodirov J.R., Hakimov B. Quyosh qurilmalarida o’riklarni quritish uchun mo’ljallangan quyosh qurilmasini yaratish va uning ishlash rejimini tadqiq qilish.// Involta Scientific
    Journal, 1(5), 371–379. (2022).
    Sh. Mirzaev., J. Kodirov.,Khakimov Behruz. Research of apricot drying process in solar dryers.//
    Harvard Educational and Scientific Review. Vol. 1 No. 1 (2021).
    Qodirov, J. Quyosh meva quritgichi qurilmasining eksperimet natijalari. // центр научных публикаций. Том 1 № 1 (2020).
    Arabov J.O., Hakimova S.Sh., To'xtayeva I.Sh. Past haroratli qiya ho’llanadigan sirtli quyosh suv chuchutgichlarida bug’lanadigan sirt bilan kondensatsiyaladigan sirt orasidagi masofani optimallashtirish.//
    Eurasian journal of academic researchInnovative Academy Research Support Center. Volume 1 Issue 01,
    (2021) .
    Hikmatov Behzod Amonovich, Ochilova Gullola Tolibovna - Fizika fanidan labarotoriya mashg’ulotlarida dasturiy vositalardan foydalanish. PEDAGOGS-2022 Том 6 Номер 1 Страницы 382-
    388
    Бехзод Амонович Хикматов - Изучение физико-механических и химических свойств почвы.
    Наука, техника и образование Номер 2-2 (77) Страницы 52-55
    С.С.Ибрагимов. Определение геометрических размеров теплицы и способы подбора материалов.// Молодой ученый, (2016) C 105-107.
    3. С.С.Ибрагимов. Проектирование двухскатной теплицы с эффективным использованием солнечного излучения.// Молодой ученый, (2016) C 103-105.
    I.I.Hikmatov. O'zbekiston Elektroenergetikasining Rivojlanishi.//Involta Scientific Journal (2022) tom 1. №6 C.10-17.
    I.I.Hikmatov. Электропроводность алюминиевых сплавов, в зависимости от флюенса быстрых нейтронов.//Журнал Физико-математические науки. (2020) tom 1. №4 C.56-63
    I.Hikmatov
    Исследование модели нового пластинчатого тепловыделяющего элемента.//Журнал Физико-математические науки (2020) tom 1. №4 C.66-73


    написать администратору сайта