Ядерный топливный цикл

Изотоп 23:>и имеет огромное практическое значение, так как при взаимодействии с нейтронами он претерпевает ядерную реакцию расщепления, например:

23982и + п = 146Ва + 3966Кг +2/7 + ~200МэВ

В этом процессе получаются две основные группы продуктов деления, и за счет общего дефекта массы выделяется около 200МэВ энергии (1 эВ на атом = 23,06 ккал/моль).

Поскольку при реакции образуются различные осколки, в среднем за 1 акт деления освобождается около 2,5 нейтрона. Эти нейтроны несут большой запас энергии и могут поддерживать цепную реакцию; если масса 235и будет больше некоторого критического значения (несколько кг), то реакция приведет к ядерному взрыву. Нейтроны, выделяющиеся при делении, можно замедлить за счет столкновений с атомами водорода, дейтерия или углерода, и в этих условиях можно проводить самоподдерживающуюся контролируемую цепную реакцию в соответствующем реакторе для получения электроэнергии. В ядерных реакторах, где горючим служит 235и, природный уран 238и под действием быстрых нейтронов претерпевает реакцию с захватом нейтрона с образованием 239Ри.

Ядерная энергетика в настоящее время стала важным компонентом мирового производства электроэнергии. Число стран, которые не менее пятой части всей вырабатываемой электроэнергии получают на АЭС, приближается к 20. По суммарной мощности атомных станций лидируют США, Франция, Япония, Германия и Россия.

Преимущества выработки электроэнергии на атомных станциях многообразны. Во-первых, использование гораздо меньших объемов топлива в сравнении с другими видами горючего. Энергия, вырабатываемая в реакторе от использования всего 7 г урана, эквивалентна сжиганию 730 кг угля, 570 кг нефти, 415 кг мазута, 600 л бензина или 500 000 м3 природного газа. Во-вторых, небольшая себестоимость вырабатываемой энергии. В-третьих, использование атомной энергии делает экономику менее зависимой от истощающихся запасов ископаемого топлива. И, наконец, главное преимущество АЭС с экологической точки зрения состоит в том, что функционирование АЭС не связано с эмиссией С02 и других «парниковых» газов, как при сжигании горючих видов топлива.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) включает в себя добычу и переработку урановой руды, изготовление ядерного «топлива», осуществление цепной ядерной реакции в реакторе и переработку или захоронение отработанного ядерного топлива (рис. 4.5; Фокин и др., 2011).

Схема ядерного топливного цикла

Рис. 4.5. Схема ядерного топливного цикла

Добыча урана теперь производится в основном методами подземного выщелачивания, тогда как раньше уран добывали в открытых карьерах или шахтах. Из руды методами флотации, сорбции, жидкостной экстракции выделяют чистую окись-закись из08.

При добыче и первичной переработке руды накапливаются большие объемы пустой породы и отходов флотационного обогащения — так называемые «хвосты». В хвостах может содержаться до 70% исходного количества радиоактивных веществ — и, Тй, И.а и продуктов их распада. Пустая порода складируется на открытых площадках, а отходы в виде пульпы удаляются в пруды-отстойники, отработанные карьеры и другие естественные углубления, ограждаемые насыпями, но высохшая масса впоследствии может подвергаться выветриванию и вторичному перемещению воздушным и водным путями. Неблагоприятная экологическая обстановка сложилась в Читинской области на Забайкальском и Приаргунском горно-обогатительных комбинатах, где в хвостохранилищах накоплено около 60 млн м3 пустой породы с общей активностью более 0,6 МКи.

Следующий этап — изотопное обогащение урана, так как природного содержания 235и (0,72%) недостаточно для самоподдерживаю-щейся цепной реакции деления. Атомную долю 23эи доводят до 2—4% с использованием различных физических методов, например метода газового центрифугирования (после предварительного перевода урана в газообразный гексафторид иГ6).

Изотопное обогащение урана по 235и — одна из наиболее технически сложных задач. Применяемые для этого высокие технологии доступны ограниченному числу стран (США, Канада, Великобритания, Франция, Нидерланды, Германия, Япония и Россия). Эти же страны, в основном, и занимаются производством собственно ядер-ного топлива.

Обогащенный уран затем снова переводят в твердую форму (1Ю2) и действием высокой температуры спекают в жаропрочные таблетки керамического типа. Таблетками заполняют рабочие стержни реактора — тепловыделяющие элементы (твэлы).

«Выгорание» топлива продолжается 2—4 года после загрузки в реактор, затем топливо заменяют на свежее, так как эффективность работы реактора постепенно снижается из-за «отравления» — накопления продуктов, в первую очередь 135Хе, которые склонны к перехвату медленных нейтронов. К сроку замены топлива в твэлах остается еще до 96—97% «невыгоревшего» 235и.

Отношение к отработанному ядерному топливу (ОЯТ) у разных стран различна. Недоиспользованный в топливе уран можно возвращать обратно в топливный цикл посредством его регенерации или переводить все в радиоактивные отходы. Аргументы в пользу второго пути следующие. Регенерация сложна, а при химическом выделении делящегося материала образуется большое количество радиоактивных отходов — гораздо большее, чем было бы без регенерации. К тому же ядерная энергетика в настоящее время (и в ближайшей перспективе) не испытывает недостатка в горючем, налицо даже некоторое его перепроизводство. Со временем в качестве топлива может быть использован также накопленный в больших количествах плутоний из ядерных бомб и боеголовок. Поэтому ряд стран (США, Канада, Швеция, Финляндия, Испания) приняли решение отказаться от регенерации ОЯТ, т.е. строить ядерную энергетику по незамкнутому топливному циклу. В настоящее время в мире перерабатывается лишь одна треть отработанного топлива, остальные 2/3 остаются пока на временном хранении.

На замкнутый топливный цикл ориентирована ядерная энергетика Великобритании, Франции, Японии, Индии и России. Именно в этих странах имеются крупные предприятия (радиохимические заводы) по переработке ОЯТ. В России переработка отработанного топлива ведется на двух крупных заводах — РТ—1 на комбинате «Маяк» в Челябинской области и РТ—2 под Красноярском, однако перерабатывается пока топливо только из реакторов типа ВВЭР—440, т.е. от небольшой части действующих АЭС.

Перед захоронением радиоактивные отходы кондиционируют, т.е. подвергают необходимой переработке. Объемы отходов, особенно в случае низко- и среднеактивных материалов, сокращают, применяя различные методы компактирования: выпаривание жидких, сжигание твердых горючих или прессование твердых негорючих отходов. Высокоактивные жидкие отходы (с активностью выше 1 Ки/л или 0,1 Ки/кг) перед захоронением отверждают посредством цементирования, битумирования, остекловывания, включения в керамические или другие матрицы, связывания с полимерными смолами. Технологии захоронения РАО рассчитаны на безопасное хранение радиоактивных веществ в течение сотен и тысяч лет.

Глубинное захоронение в геологических формациях производилось путем закачки высокоактивных жидких отходов на полигонах ядерных центров в Северске (Томская обл.), Железногорске (Красноярский край) и Димитровграде (Ульяновская обл.). Наиболее перспективно и надежно захоронение РАО в твердом виде в подземных могильниках. Такие хранилища сооружают в скальных породах, солевых и других пластах. Твердые или жидкие отвержденные отходы помещаются в секции хранилища в коррозиестойких металлических контейнерах, а после заполнения каждой отдельной секции весь остаточный объем закладывается сорбционно-емким материалом и бетонируется. Изоляцию содержимого хранилища дополняют инженерными и геологическими барьерами.

Геохимическая история тория характеризуется его инертностью и неизменностью в биосфере.

В.И. Вернадский,1929

Торий (Thorium), Th — химический элемент, являющийся первым членом группы актинидов Периодической системы Менделеева с порядковым номером 90 и атомной массой 232,038, природный радиоактивный элемент, родоначальник семейства тория.

Природный торий практически полностью состоит из одного изотопа 232Th [/2 = 1,39 • 10ю лет); с ним в равновесии находится в незначительном количестве (1,37 • 10~8%) его изотоп 228Th, или радиоторий RdTh (Ту2 =1,91 лет). Кроме того, известны еще четыре природных изотопа тория. Два из них принадлежат к семейству урана: 230Th, или ионий 1о (Г,/2 = 8,0 • 104 лет), и 234Th, или уран Х{UX, (Г,,, = 24,1 дня); два остальных входят в семейство актино-урана — ^27Th, или радиоактиний RdAc (Г]/2 = 18,17 дня), и 23lTh, или уран Y — UY (7",/2 = 25,64 ч). Искусственные изотопы тория большей частью короткоживущие; из них большой период полураспада имеет только 229Th (Г,/2 = 7340 лет) принадлежащий к искусственному радиоактивному семейству нептуния.

Торий является источником вторичного ядерного горючего (233U), получаемого по следующей основной ядерной реакции:

92

 
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ     След >