Cong nghe san xuat dien

H¬n n÷a viÖc lùa chän vËt liÖu cã hµm l îng coban Ýt còng hÕt søc quan träng.[r]

Trang 1

4 N¨ng l îng nguyªn tö ( Nuclear Electric) 6% 4,7%

5 Thñy ®iÖn ( Hydro Electric) 6%

53%

6 C¸c lo¹i n¨ng l îng t¸i t¹o kh«ng kÓ thñy ®iÖn ( renewable energy) 2%

Trang 2

 Danh môc nhµ m¸y ®iÖn nguyªn tö trªn thÕ giíi

Tæng c«ng suÊt MW

15 KOREA REPUBLIC 20 17454 30 UNITED STATES OF AMERICA 104 100356

Trang 3

cÊu t¹o nguyªn tö

 CÊu t¹o nguyªn tö:

 Nguyªn tö bao gåm h¹t nh©n mang ®iÖn tÝch d ¬ng ë trung t©m

vµ c¸c electron mang ®iÖn tÝch ©m bay xung quanh

 H¹t nh©n vµ Electron liªn kÕt nhau b»ng lùc ®iÖn tõ

 H¹t nh©n bao gåm Proton vµ Neutron

 Proton v Neutron liªn kÕt víi nhau b»ng lùc à nguyªn tö

 Proton cã khèi l îng lµ 1,6726 x 10-27 kg vµ ®iÖn tÝch

lµ 1,6 x 10 -19 C Proton bao gåm 2 h¹t quark lªn vµ 1 h¹t quark xuèng.

 Neutron cã khèi l îng lµ 1,6749 x 10-27 kg vµ kh«ng mang ®iÖn Neutron bao gåm 1 h¹t quark lªn vµ 2 h¹t quark xuèng

 Electron cã khèi l îng lµ 9,1 x 10-31 kg vµ ®iÖn tÝch

lµ -1,6 x 10 -19 C

Trang 4

cấu tạo nguyên tử

 Cấu tạo nguyên tử:

 Một nguyên tử có thể có một hoặc nhiều đồng vị bằng cách thay đổi số Neutron trong hạt nhân

 có khả năng xuyên qua 1 số chất nh gỗ, vải,giấy, miếng kim loại mỏng.

 Một số nguyên tử có khả năng tự phóng ra các tia α, ò,γ để biến thành các nguyên tử khác

 Tia α là hạt nhân nguyên tử Heli

 Tia ò là hạt mạng điện, ò- là tia mang điện âm và ò + là tia mang điện d ơng

 Tia γ là sóng điện từ Tia γ là tia nguy hiểm nhất và xuất hiện ở tất cả

các phóng xạ

Trang 5

ph¶n øng h¹t nh©n

 Ph¶n øng h¹t nh©n:

 Trong mét sè tr êng hîp, khi c¸c h¹t nh©n va ch¹m víi nhau hoÆc

va ch¹m vµo Neutron sÏ biÕn thµnh c¸c h¹t nh©n, Neutron kh¸c vµ thu hoÆc táa ra n¨ng l îng

 C¸c h¹t vì ra tiÕp tôc va ch¹m víi c¸c h¹t nh©n kh¸c sÏ duy tr× , bïng næ ph¶n øng h¹t nh©n

 HÖ thøc Einstein gi÷a khèi l îng vµ n¨ng l îng

 Ng êi ta thÊy r»ng tæng khèi l îng c¸c h¹t tr íc khi tham gia ph¶n

øng vµ tæng khèi l îng c¸c h¹t t¹o thµnh sau ph¶n øng kh«ng b»ng nhau : MT ≠ MS

 Nh vËy sÏ cã mét khèi l îng: m = MT -MS mÊt ®i hoÆc sinh ra thªm

Trang 6

 Năng l ợng liên kết, năng l ợng liên kết riêng:

 Độ hụt khối:

 Khối l ợng của một hạt nhân luôn nhỏ hơn tổng khối l ợng

các nuclôn tạo thành hạt nhân đó

Trang 7

quá trình năng l ợng của phản ứng hạt nhân

 Độ chênh giữa hai khối l ợng đó đ ợc gọi là độ hụt khối của

hạt nhân Δm

 Năng l ợng liên kết, năng l ợng liên kết riêng:

 Năng l ợng liên kết: Là năng l ợng tối thiểu cần thiết để

phá hạt nhân đó thành các Nuclons riêng lẻ

Wlk = [Zmp+(A-Z)mn –mhn]c2

hay Wlk = Δm.c2

Trang 8

qu¸ tr×nh n¨ng l îng cña ph¶n øng h¹t nh©n

 N¨ng l îng liªn kÕt, n¨ng l îng liªn kÕt riªng:

 N¨ng l îng liªn kÕt riªng: Lµ n¨ng l îng liªn kÕt tÝnh cho

Trang 9

khái niệm về nhiên liệu hạt nhân

 Nhiên liệu: Là chất khi cháy cho nhiệt năng Nhiên liệu chia làm 2

loại- Nhiên liệu vô cơ và nhiên liệu hữu cơ

 Nhiên liệu hữu cơ: Dầu mỏ, than đá, khí thiên nhiên, gỗ

 Nhiên liệu vô cơ: Uranium

 Nhiên liệu hạt nhân cung cấp năng l ợng lớn hơn rất nhiều so với

nhiên liệu hóa thạch: 1kg Uranium t ơng đ ơng 16 tấn than đá

Trang 10

 Uranium có tỷ trọng là 18,5-19 xấp xỉ tỷ trọng của Vàng

 Uranium t ơng đối mềm dễ tiến hành gia công cơ khí

 Trong không khí, Uranium có thể bị ô xy hóa chậm chuyển thành

 Plutonium là kim loại màu trắng bạc, bị xỉn khi tiếp xúc với không

khí tạo thành một lớp phủ mờ khi bị oxi hóa

Trang 11

 Plutonium:

 Plutonium là nguyên tố không có trong tự nhiên mà đ ợc hình thành

từ phản ứng của Uranium.

Plutonium bao gồm nhiều đồng vị khác nhau.

 Plutonium tồn tại trong lò phản ứng hạt nhân, chất thải lò phản ứng

hạt nhân, chất thải sau vụ nổ hạt nhân

 Trong lò phản ứng hạt nhân, 2/3 năng l ợng đ ợc tạo thành từ U235 và 1/3 năng l ợng đ ợc tạo thành từ Pu 239

Trang 12

chuẩn bị nhiên liệu

 Khai thác, tuyển quặng và tinh chế quặng Uranium

 Phần lớn Uranium không đ ợc khai thác trực tiếp mà nằm lẫn với các

nguyên tố khác

 Tùy thuộc vào các mỏ quặng khác nhau, nh ng hàm l ợng Uranium

trong quặng là rất thấp.

 Sau khi đ ợc khai thác, quặng sẽ đ ợc đập nhỏ, nghiền nát và sử dụng

một số thao tác hóa học để chế xuất Uranium

 Sản phẩm của quá trình chế xuất trên sẽ là một chất nhão màu vàng

gọi là “ Bánh vàng” Bánh vàng chứa khoảng 75% Oxit Uranium

 Việc khai thác và tăng hàm l ợng Uranium gọi là quá trình tuyển

quặng Uranium Quá trình tuyển quặng đ ợc làm trực tiếp tại mỏ

 “Bánh vàng” không đ ợc dùng ngay trong lò phản ứng mà phải loại

hết tạp chất thông qua nhiều giai đoạn làm tinh khiết- refining

 Sau khi đạt độ tinh khiết, Oxit Uranium sẽ đ ợc chuyển thành

Teraflourua Uranium ( UF4)- conversion

Trang 13

 Hiện nay có 3 ph ơng pháp làm giàu Uranium chính là:

 Khuếch tán khí

 Siêu ly tâm

 Phân tách đồng vị bằng Laser ( Chỉ mới áp dụng trong phòng thí

nghiệm)

Trang 14

 Làm giàu Uranium

 Khuếch tán khí:

 Uranium đ ợc chuyển từ tetraflourua Uranium ( UF4) thành

hexaflourua Uranium ( UF6) có đặc tính là thể khí bắt đầu từ 56 0C

 UF6 sẽ đ ợc đi qua một loạt các “ hàng rào” là những tấm màng

đục lỗ rất nhỏ Các phân tử hexaflourua U 235 nhẹ hơn nên đi qua các hàng rào nhanh hơn, nhờ vậy có thể dần dần làm giàu Uranium.

Tuy nhiên do khối l ợng 2 đồng vị khác nhau rất ít nên sự di

chuyển cũng khác nhau rất ít Một nhà máy làm giàu Uranium cần phải thao tác lặp lại 1400 lần để sản xuất ra Uranium có độ giàu

U 235 cần thiết.

 Siêu ly tâm:

 Ph ơng pháp này đ ợc dùng với quy mô nhỏ hơn và đ ợc phát triển

bởi tập đoàn Châu Âu URENCO ( Đức, Hà Lan, Anh)

 Sử dụng một máy ly tâm quay với tốc độ rất nhanh đánh bật ra

ngoài hexaflourua Uranium 238 và hexaflourua Uranium 235 chứa trong máy

Trang 15

 Ph ơng pháp này hiện đang đ ợc sử dụng trong phòng nghiên cứu

và ch a đ ợc sử dụng trong công nghiệp

 Ph ơng pháp này cho phép tách một nguyên tử Urani 235 và một

nguyên tử Urani 238 chỉ qua một giai đoạn

 Nguyên lý của ph ơng pháp này là lấy đi một electron Urani 235

bằng cách sử dụng năng l ợng do chùm laser cung cấp mà không

đụng đến Urani 238

Những tia laser có b ớc sóng đ ợc lựa chọn một cách chính xác

cung cấp năng l ợng cần thiết để electron bứt ra khỏi Urani 235 chứ không phải Urani 238

Trang 16

 Làm giàu Uranium

Phân tách đồng vị bằng Laser ( SILVA):

Sau khi Ion hóa mang điện tích d ơng, Urani 235 sẽ bị tách khỏi

hơi Urani bởi một điện tr ờng và đ ợc thu về phía cực âm trên các

bộ góp

Trang 17

xử lý nhiên liệu và tái xử lý nhiên liệu

 Xử lý nhiên liệu

Chế tạo các bó thanh nhiên liệu

 Sau khi đ ợc làm giàu, hexaflourua Urani đ ợc chuyển về oxit Urani d ới dạng chất bột màu đen.

 Chất bột này đ ợc ép rồi nung để cho ra những khối trụ tròn nhỏ

có chiều dài chừng 1cm và kích th ớc cỡ mẩu phấn nhỏ gọi là

“viên” Mỗi viên nặng 7g và có thể cung cấp năng l ợng t ơng đ

ơng 1 tấn than đá.

 Các viên đ ợc xếp vào những ống kim loại dài chừng 4m bằng hợp kim ziriconi, những ống này dùng làm “vỏ bọc”, hai đầu bịt kín, tạo thành các “thanh” nhiên liệu.

 Ng ời ta lại kết hợp 264 thanh nhiên liệu kết lại thành những “ bó củi” tiết diện hình vuông gọi là bó thanh nhiên liệu

 Để nạp nhiên liệu cho một lò phản ứng 900 MW cần dùng 157

bó thanh nhiên liệu chứa tất cả 11 triệu “viên”

Trang 18

 U 235 hấp thụ notron sẽ phân hạch và giải phóng năng l ợng ,tạo thành các hạt nhân khác

 U 238 sau khi hấp thụ 1 notron sẽ chuyển thành Pu 239 và phân hạch giải phóng năng l ợng và một phần biến thành các đồng vị khác của Pu do bắt giữ thêm notron

Sự thoái hóa của nhiên liệu

 Theo thời gian, nhiên liệu chịu một số biến đổi và giảm dần tính

năng của nó.

Trang 19

 Xử lý nhiên liệu

 Sự xuất hiện các sản phẩm phân hạch hấp thụ neutron làm ảnh h ởng

đến phản ứng dây chuyền

 Sau một thời gian, nhiên liệu phải bị rút ra khỏi lò phản ứng mặc

dù vẫn còn một số l ợng lớn vật lệu cung cấp năng l ợng có thể thu hồi đ ợc là Uranium và Plutonium

Nhiên liệu đã sử dụng có hoạt độ phóng xạ rất cao do sự có mặt

của các sản phẩm phân hạch.

 Bức xạ do các nguyên tử phóng xạ phát ra tỏa ra rất nhiều nhiệt.

 Sau khi sử dụng, nhiên liệu đã cháy đ ợc cất giữ trong một bể làm

lạnh ở gần lò phản ứng trong 3 năm để giảm hoạt độ phóng xạ

 Tái xử lý nhiên liệu

Trang 20

 Các n ớc không tái xử lý : Thụy Điển, Mỹ Nhiên liệu đã sử dụng sẽ đ ợc

coi nh chất thải và cất giữ ngay sau khi rút khỏi lò phản ứng

 Các n ớc tái xử lý: Pháp, Anh, Nga, Nhật

 Các n ớc tải xử lý ở n ớc khác ( Pháp): Đức, Thụy Sĩ, Bỉ

Phân tách các sản phẩm phân hạch

 Sau khi đến nhà máy tái xử lý, các bó thanh nhiên liệu đã sử

dụng đ ợc đặt vào một bể n ớc một lần nữa

 Sau đó đ ợc cắt thành những đoạn nhỏ đ a vào một dung dịch hóa

học hòa tan nhiên liệu nh ng vẫn giữ nguyên các mảnh kim loại ( vỏ bọc) Những mảnh này đ ợc cất giữ nh chất thải hạt nhân.

 Một loạt các xử lý hóa học tiếp theo sẽ tách Urani và Plutoni ra

khỏi các sản phẩm phân hạch.

 Những sản phẩm này đ ợc trộn vào thủy tinh đặc biệt ( sự thủy

tinh hóa) và cất giữ nh chất thải hạt nhân

 Urani và Plutoni chiếm khoảng 97% của toàn bộ chất thải sẽ bị

tách biệt và cất giữ riêng rẽ

Trang 21

 Tái xử lý nhiên liệu

Tái chế nhiên liệu

 Những nhiên liệu hỗn hợp Oxit Urani và Oxit Plutoni đã đ ợc sử

dụng tại một số lò phản ứng của EDF

 Urani thu hồi đ ợc trong quá trình xử lý cũng hơi giàu hơn Urani

thiên nhiên ( 1% Urani 235) và có thể đ ợc làm giàu lần nữa đến nhiên liệu thông th ờng

Trang 22

nguyên lý hoạt động nhà máy điện hạt nhân

 Sơ đồ nguyên lý:

Trang 23

 Nguyên lý hoạt động:

Tâm lò phản ứng là nơi tạo ra nhiệt cho toàn bộ nhà máy

điện hạt nhân

Trang 24

 Các Neutron này đi qua chất làm chậm bị hãm bớt tốc

độ tiếp tục va chạm vào các hạt nhân U235 duy trì phản ứng dây truyền

 Hạt nhân nguyên tử U238 hấp thụ Neutron chuyển thanh Pu239

Pu239 tiếp tục phản ứng sinh ra nhiệt và chuyển thành các hạt khác

 2/3 Năng l ợng trong lò sinh ra bởi U235 và 1/3 sinh ra bởi Pu239

Để điều khiển tốc độ lò, Hệ thống điều khiển sẽ cho

thêm vào lò hoặc rút ra các thanh hấp thụ Neutron

Trang 25

Chu trình thứ I:

 Nhiệt l ợng tạo ra ở tâm lò phản ứng sẽ làm nóng chất

dẫn nhiệt trong tâm lò

 Chất dẫn nhiệt sẽ chuyển nhiệt l ợng này đến lò hơi và

trao đổi nhiệt với chu trình thứ II

 Sau khi trao đổi nhiệt với chu trình thứ II Chất dẫn

nhiệt sẽ giảm nhiệt độ và đ ợc bơm trở lại lõi lò

 Tùy theo cấu trúc của lò mà chất tải nhiệt có thể là

chất khí, n ớc bốc hơi hay n ớc áp lực

 Do tiếp xúc trực tiếp với chất phóng xạ nên chất tải

nhiệt phải đ ợc bảo vệ rất tốt không đ ợc thoát ra môi tr ờng ngoài hoặc rò rỉ ra chu trình thứ II

Trang 26

Chu trình thứ II:

 Tại lò hơi, N ớc ở chu trình thứ II sau khi trao đổi

nhiệt với chu trình thứ nhất sẽ đ ợc bốc hơi và chuyển thành hơi quá nhiệt

 Hơi quá nhiệt sẽ đ ợc đ a đến làm quay Turbine

 Turbine nối với trục máy phát và phát điện qua máy

Trang 27

Chu trình thứ III:

 Tại bình ng ng, N ớc lạnh đ ợc bơm từ sông lên để trao đổi nhiệt

với hơi n ớc từ chu trình thứ II sau khi qua Turbine

Sau khi trao đổi nhiệt, n ớc nóng sẽ đ ợc đ a về tháp tản nhiệt

 Tại tháp tản nhiệt, n ớc nóng đ ợc phun qua các vòi nhỏ biến

thành hơi và bốc hơi đ a ra ngoài

Trang 28

cấu tạo nhà máy điện hạt nhân

 Lò phản ứng hạt nhân:

Lò phản ứng hạt nhân bao gồm: Lõi lò phản ứng, Hệ

thống tải nhiệt, vỏ lò, hệ thống điều khiển và an toàn lò

 Lõi lò phản ứng bao gồm: Bó thanh nhiên liệu, chất

làm chậm, chất điều khiển

 Các bó thanh nhiên liệu: Phản ứng hạt nhân cung cấp năng l ợng cho lò phản ứng.

 Chất làm chậm: Khi phản ứng hạt nhân xảy ra sẽ sinh ra các Neutron Tuy nhiên, để các Neutron có thể tiếp tục va chạm với các hạt nhân khác sinh ra phản ứng duy trì tiếp theo thì ta cần hãm bớt tốc độ của Neutron Tùy vào các loại lò khác nhau mà ng ời ta th ơng sử dụng chất làm chậm là ; D2O, H2O, Graphit

Trang 29

 Lò phản ứng hạt nhân:

Lõi lò phản ứng bao gồm:

 Bộ phận điều khiển quá trình phân hạch của nhiên liệu: Bao gồm chất điều khiển có tác dụng điều chỉnh công suất của lò phản ứng bằng cách hấp thụ Neutron Chất điều khiển th ờng dùng là Cadimi hoặc Boron

Hệ thống tải nhiệt: Dùng để chuyển năng l ợng nhiệt từ bó

nhiên liệu ra lò hơi Chất tải nhiệt th ờng là CO2, H2O,

D2O, Natri

Đ ợc sử dụng ở mặt trong vỏ lò để phản xạ Neutron trở lại

lò phản ứng tăng hiệu suất lò Th ờng sử dụng chất làm chậm chính là chất phản xạ hoặc U238, Th232

Vỏ lò: Th ờng sử dụng Thép không gỉ, Nhôm Ziniconi,

Magie và bê tông ở mặt ngoài

Trang 30

 Hệ thống dẫn nhiệt, trao đổi nhiệt:

Hệ thống trao đổi nhiệt ở lò hơi

Hệ thống trao đổi nhiệt ở bình ng ng

Chu trình trao đổi nhiệt thứ I

Chu trình trao đổi nhiệt thứ II

Chu trình trao đổi nhiệt thứ III

Bơm và bộ lọc chất phóng xạ

 Turbine, máy phát, hệ thống truyền tải điện:

Turbine: Th ờng sử dụng Turbine hơi nhiều tầng nh nhà

máy nhiệt điện

Trang 31

 Tháp tản nhiệt, hệ thống lấy n ớc cho bình ng ng:

Tháp tản nhiệt: Sử dụng để giải phóng l ợng nhiệt d thừa

trao đổi ở bình ng ng ra môi tr ờng

Hệ thống lấy n ớc cho bình ng ng: Bơm n ớc lạnh ở sông,

hồ để trao đổi nhiệt ở bình ng ng

 Trung tâm điều khiển, hệ thống giám sát điều khiển,

an toàn:

Điều khiển toàn bộ hoạt động của nhà máy

Bảo vệ, giám sát toàn bộ nhà máy

Trang 32

phân loại nhà máy điện hạt nhân

 Lò khí ( Gas Cooled Reactor- GCR):

 Lò khí là loại lò sử dụng khí làm chất tải nhiệt, loại lò này chủ yếu phát triển ở Anh

 Chất làm chậm là than chì

 Nhiên liệu có thể sử dụng là urani tự nhiên

 Lúc đầu loại lò này đ ợc dùng để sản xuất Pu (cho mục đích quân sự)

và dùng không khí làm chất tải nhiệt

 Để phát triển loại lò này thành lò phản ứng phát điện, cần phải nâng nhiệt và áp lực của khí - chất tải nhiệt

 Vì không thể sử dụng đ ợc không khí nên khí CO2 đ ợc dùng làm chất tải nhiệt

 Từ đó đã ra đời loại lò khí kiểu Anh sử dụng trong nhà máy điện hạt nhân

Trang 33

 Lß khÝ ( Gas Cooled Reactor- GCR):

Trang 34

 Lß n íc nÆng ( Heavy Water Reactor- HWR) :

Lß n íc nÆng lµ lß ph¶n øng sö dông n íc nÆng lµm chÊt lµm chËm

Lo¹i lß nµy chñ yÕu do Canada ph¸t triÓn

So víi n íc nhÑ, n íc nÆng hÊp thô rÊt Ýt n¬tron nªn cã thÓ sö dông urani tù nhiªn lµm nhiªn liÖu

Tuy nhiªn gi¸ thµnh cña n íc nÆng cao, khã chÕ t¹o

Định dạng
Số trang	56
Dung lượng	892 KB