Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
13 ФТИ. Конспект лекций. Плутоний (МОКС-топливо)

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1301.06 МОКС-топливо
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1504

СообщениеДобавлено: Ср Янв 02, 2013 8:05 pm    Заголовок сообщения: 13 ФТИ. Конспект лекций. Плутоний (МОКС-топливо) Ответить с цитатой

1305-13

Source URL: http://rudocs.exdat.com/docs/index-96535.html?page=2

Скачать
Source URL: http://rudocs.exdat.com/download/docs-96535/96535.doc

Конспект лекций по направлению
“Ядерная физика и технологии“ для бакалавров 1 курса фти
составители: Власов В. А., д ф. м н., проф зав каф. Тф фти

Скачать 0,73 Mb.
Размер 0,73 Mb.
Тип Конспект
Содержание
Применение изотопов в различных отраслях
Плутоний (МОКС-топливо)

Смотрите также:

Т. Б. Борукаев (зав каф. Тор)
Программадисциплин ы введение в радиационную физику твердых тел и радиационное материаловедение
Программа 81-ой конференции студенческого научного общества «человек и его здоровье-2008»
«Экономика»
Физика конспект лекций ч 1 Составители Бром Л Н Самара 2009
Проф зав каф ИМ Максименко В Н проф каф ПЛА Олегин И О
ООП по направлению 140800 Ядерная физика и технологии
Малиненко И А доц к ф м н Назаров А И проф д п н к ф м н зав каф Сергеева О В доцент к ф м н каф общей физики ПетрГУ


Многие страны заявляют о программах создания или развития парка энергетических ядерных реакторов.

Согласно прогнозу Всемирной ядерной ассоциации, к 2020 году установленные мощности АЭС в мире увеличатся с текущих 360 ГВт (2007г.) до 446 ГВт.

Поэтому увеличится потребность в обогащении урана, поскольку большинство существующих и планируемых к строительству реакторов используют в качестве топлива уран,
обогащенный до 3,5-4 % по изотопу 235U.

В целом, развитие европейских обогатительных компаний имеет твердую основу в виде надежной технологии, значительных существующих мощностей и надежной производственной базы центрифуг.

Обогатительная программа США на данный момент опирается на производственную базу с недостаточной эффективностью,

сроки окончания программы «Американская центрифуга» продолжают сдвигаться, вплотную придвинувшись к 2013 году – окончание контракта ВОУ-НОУ.

Для разделения различных изотопов в разное время использовались:

Электромагнитное разделение

Газовая диффузия

Жидкостная термодиффузия

Газовое центрифугирование

Аэродинамическая сепарация

Дистилляция

Изотопный обмен

Электролиз


Электромагнитное разделение. Это была исторически первый способ для производства оружейного урана. Использовалась в электромагнитном сепараторе Y-12 в Ок-Ридже во время второй мировой войны. На двух этапах разделения уран обогащался до 80-90%. Два остальных метода, доступных в то время - газовая диффузия, жидкостная термодиффузия - применялись для начального обогащения урана и увеличения выхода электромагнитного сепаратора по отношению к сырью из природного урана.

Из-за высоких накладных расходов Y-12 был закрыт в 1946 г.

Газовая диффузия.
Первая практически применяемая в промышленных масштабах технология. Несмотря на требование наличия для сильного обогащения тысяч ступеней, по затратам это более выгодный метод, чем электромагнитное разделение.

Газодиффузионные предприятия по обогащению U-235 огромны и имеют большую производственную мощность.

Главная трудность - создание надежных газодиффузионных барьеров, способных противостоять коррозийному действию UF6.

Есть два основных типа таких барьеров:
тонкие пористые мембраны и барьеры, собранные из отдельных трубочек.

Мембраны представляют собой пленки с образованными травлением порами.

Например, азотная кислота протравливает сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn);

либо электролитическим травлением алюминиевой фольги можно получить хрупкую алюминиевую мембрану.

Составные барьеры собираются из маленьких дискретных элементов, упакованных в относительно толстую пористую перегородку.

Технология изготовления диффузионных барьеров продолжает оставаться засекреченной во всех странах, разработавших ее.

Построенное во время второй мировой войны производство K-25 в Ок-Ридже состояло из 3024 ступеней обогащения и функционировало до конца 1970-х.

Разработка подходящего материала для барьеров оказалась сложным делом, что вызвало некоторую задержку с вводом в строй предприятия после войны, хотя даже частично законченный завод внес вклад в накопление U-235 для "Малыша" (Little Boy).

В то время барьеры изготавливались из спеченного никелевого порошка, попытки создать многообещающие мембраны из электролитически вытравленного алюминия провалились.

K-25 изначально содержал 162 000 м2 мембранной поверхности.

Это предприятие, с расширениями, произвело большую часть всего урана для армии США в шестидесятых.

С усовершенствованием газодиффузионных барьеров производительность завода возросла в 23 раза.

Диффузионное производство потребляет меньше электроэнергии по сравнению с электромагнитным, но ее расход все равно остается достаточно большим.

В 1981 г., после модернизации, оно имело удельную потребляемую мощность на уровне 2370 кВт-ч/МПП-кг.

Несмотря на то, что уран низкого обогащения - ценное сырье для производства высокообогащенного урана, газодиффузионные установки низкого обогащения трудно переделать для производства урана высокого обогащения.

Высокое обогащение требует много меньших по размеру ступеней, из-за резкого снижения коэффициента обогащения и проблем с критичностью (накопление критической массы урана) в больших по размеру блоках.

Огромные размеры обогатительной системы ведут к длительному времени заполнения ее материалом (обогащаемым веществом), до начала выхода продукта.

Обычно это время установления равновесия составляет 1-3 месяца.

Технология газовой диффузии широко использовалась во множестве стран,
даже Аргентина создала действующее обогатительное предприятие для своей тайной оружейной программы
(в настоящее время прекращенной).

В 1979 г. более 98% всего урана производилось с использованием этого процесса.

К середине 1980-х эта доля сократилась до 95% с освоением метода центрифугирования.

Термодиффузия осуществляется в газовой или жидкой фазах в противоточной колонне, вдоль оси которой расположена нагретая металлическая нить (или трубка),
а наружная стенка охлаждается.

Перепад температур вызывает диффузионный поток, что приводит к появлению разности концентраций изотопов в радиальном направлении.

Нагреваемая вблизи оси колонны смесь, обогащенная легким изотопом, перемещается кверху, а охлаждаемая у стенок более тяжелая смесь - вниз. Метод ранее применялся при промышленном концентрировании 235U, сейчас используется для лабораторного разделения изотопов многих элементов.

Жидкостная термодиффузия оказалась первой технологией, на которой были получены существенные количества низкообогащенного урана.

Она применялась в США во время Манхэттенского проекта для увеличения КПД сепаратора Y-12.

Это самый простой из всех методов разделения, но предельная степень обогащения по 235U всего ~1%
(завод S-50 в Ок-Ридже производил 0,85-0,89% 235U в конечном продукте).

Кроме того, для термодиффузии нужны огромные количества тепла.

Газовое центрифугирование.

Доминирующий способ разделения изотопов для новых производств, хотя уже существующие мощности - по большей части газодиффузионные.

Каждая центрифуга обеспечивает гораздо больший коэффициент разделения, чем одна газовая ступень.

Требуется много меньше ступеней, всего около тысячи, правда стоимость каждой центрифуги гораздо выше.

Газовое центрифугирование требует ~10% энергии, требующейся газовой диффузии (его энергопотребление 100-250 кВт-ч/МПП-кг) и обеспечивает более легкое наращивание масштаба производства.

Из развивающихся ядерных стран этой достаточно сложной технологией владеют Пакистан и Индия.

Аэродинамическое разделение разработано в ЮАР (процесс UCOR, использующий вихревые трубки с давлением 6 бар)

и Германии (используются искривленные сопла, работающие с давлением 0,25-0,5 бар).

Единственная страна, применявшая этот метод на практике - ЮАР,
где было произведено 400 кг оружейного урана на предприятии в Валиндабе, закрытом в конце восьмидесятых.

Коэффициент разделения ~1,015, энергозатраты ~3300 кВт-ч/МПП-кг.

Дистилляция основана на различиях в равновесном составе жидкость-пар.

Обычно соединения, содержащее легкий изотоп, концентрируется в паре.

Значение a равно отношению давлений насыщенного пара (летучестей) изотопных модификаций молекул.

Оно уменьшается с повышением мол. массы и температуры.

Процесс протекает в противоточных колоннах.

Применяется для промышленного разделения изотопов Н2 и, в меньших масштабах, В, С, N2, О2.

Изотопный обмен обусловлен отличием от единицы константы равновесия обмена изотопами данного элемента между двумя соед., находящимися в контактирующих фазах
(чаще всего жидкость и газ,

но используются также системы жидкость-жидкость, жидкость-твердая фаза и газ-твердая фаза).

Осуществляется в противоточных колоннах.

Для обращения потоков применяют термич. или электрохим. разложение либо реакции со вспомогат. в-вами.

Напр., при концентрировании изотопа 10В обменом между BF3 и его соединением с анизолом последнее разлагают при нагреве и BF3 возвращают в колонну.

При разделении изотопов лития обменом между амальгамой и р-рами солей литий переводят в амальгаму электролизом р-ра соли на текущем ртутном электроде.

При концентрировании изотопа 15N обменом между HNO3 и NO азотную к-ту восстанавливают диоксидом серы.

В случае разделения изотопов водорода процессы изотопного обмена с обращением потока не применяют, т.к. более экономичной оказывается двухтемпературная схема, в которой вместо перевода всей обогащенной смеси в другую фазу путем превращения одного соединения в другое используют изотопный обмен между теми же соединениями (напр., Н2О и H2S) при более высокой температуре.

В результате из покидающей холодную колонну фазы (Н2О) в поступающую фазу (H2S) переводится избыточное по сравнению с исходным кол-во накапливаемого изотопа.

Обогащенная дейтерием вода выводится на границе холодной и горячей колонн.

Изотопный обмен применяется для промышленного разделения изотопов легких элементов: Н2, Li, В, N, С.

Электролиз основан на различиях в скоростях электролитического разложения изотопнозамещенных молекул.

При электролизе воды или водных р-ров электролитов выделяющийся на катоде водород содержит меньшее кол-во дейтерия, чем исходная вода.

В результате в электролизере растет концентрация дейтерия. В зависимости от материала и поверхности катода 5 < a < 15. Процесс проводят в каскаде ступеней - электролизеров. Метод применяется для промышленнго получения тяжелой воды (D2O), а также лаб. обогащения воды тритием.

Macc-диффузия основана на различии в скоростях диффузии изотопнозамещенных молекул газа в потоке вспомогательного разделительного пара.

Вспомогат. пар должен обладать высоким коэф. диффузии в разделяемой смеси и легко отделяться от нее.

Часто в качестве вспомогат. пара используют пары ртути.

И. р. осуществляется либо в каскаде ступеней (наз. насосами), либо в противоточной колонне.

Ступень однократного действия представляет собой цилиндр, внутри к-рого соосно размещена цилиндрич. диафрагма с отверстиями диаметром ок. 10 мкм.

По центр. каналу движется вспомогат. пар, по кольцевому зазору между каналом и стенкой цилиндра в противоположном направлении разделяемая смесь.

Молекулы смеси диффундируют в отверстиях диафрагмы через встречный поток вспомогат. пара.

Выходящая из центр. канала часть смеси, увлекаемая вспомогат. паром, обогащена легким изотопом, выходящая из кольцевого канала тяжелым.

В противоточной колонне вспомогательный пар подается равномерно по всей высоте колонны через трубку с отверстиями, помещенную вдоль оси,
диффундирует сквозь отверстия к стенкам колонны и конденсируется.

Элементарный разделит. эффект возникает в каждом поперечном сечении из-за диффузии изотопно замещенных молекул газообразной смеси к оси колонны.

В результате у оси повышается концентрация легкого изотопа, у стенок - тяжелого.

Различия в плотности, а также движение вниз по стенке пленки конденсата приводят к возникновению конвекц. потоков, направленных около оси вверх,
а у стенок - вниз.

Метод применяется для разделения изотопов Ne, Аr, С.

Электромиграция ионов.

В электрич. поле изотопные ионы в р-ре или расплаве перемещаются с разными скоростями и более подвижные концентрируются у соответствующего электрода.

Для увеличения эффекта разделения создают постоянный противоток ионов противоположного знака.

Напр., при разделении изотопных катионов в катодное пространство добавляют кислоту, содержащую тот же анион, что и исходная соль.

Кол-во кислоты эквивалентно кол-ву разрядившихся на аноде анионов.

Метод применяют для лабораторного разделения изотопов щелочных, щелочноземельных элементов, Ag, Cl, Вr.

Внимания заслуживают методы, пока промышленно неприменяемые:


Испарение с использованием лазера

Химическое разделение

Разделение изотопов при помощи светового давления

Фотохимические реакции электронно-возбужденных частиц

Двухступенчатое возбуждение атомов и молекул

Селективная фотопредиссоциация

Возбуждение молекул излучением инфракрасного диапазона

Изотопный эффект в химических реакциях, протекающих в термодинамически неравновесных условиях

Конденсация газа колебательно-возбужденных молекул

Изотопный эффект в химических реакциях, протекающих в магнитном поле


Разделение при адсорбции

Селективная диффузия, стимулированная лазерным излучением

Резонансное управление процессами на поверхности лазерным излучением

Лазерная химия на поверхности раздела двух сред

Лазерное стимулирование химических реакций на границе раздела двух жидкостей


Испарение с использованием лазера.

AVLIS (atomic vapor laser isotope separation).
Технология так и не была воплощена в производстве, разрабатывалась в США в течении 1970-80-х гг.
и отмерла вследствии общего переизбытка разделяющих мощностей и сокращении арсенала.

Химическое разделение урана

разрабатывалось в Японии и Франции,
но, как и AVLIS, никогда не использовалось.

Французкий метод Chemex использует противоток в высокой колонне двух несмешиваемых жидкостей, каждая содержащая растворенный уран.

Японский метод Asahi использует реакцию обмена между водным раствором и мелкоизмельченной смолой, через которую медленно просачивается раствор.

Оба способа нуждаются в катализаторах для ускорение процесса концентрации.

Эффузия газов

основана на том, что при молекулярном истечении (эффузии) смеси изотопно замещенных молекул через пористую перегородку с отверстиями, диаметр которых меньше длины свободного пробега молекул газа,

легкие молекулы проникают через перегородку быстрее, чем тяжелые.

Используется каскад ступеней.

Каждая ступень представляет собой камеру, разделенную пористой перегородкой, по одну сторону которой насосом нагнетается газообразная разделяемая смесь.

Проходящая через перегородку смесь оказывается обогащенной легким изотопом.

Метод применяется для разделения изотопов Н, Не, С, а также для пром. концентрирования 235U (в виде UF6).

^ Применение изотопов в различных отраслях


ГЛАВА 4. Атомные станции и перспективные топливные циклы

В 1939 г. немецкими учеными О.Ганом и Ф.Штрассманом (Л.Метнер) было открыто деление ядер урана.

Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы Ba (Z = 56), Kr (Z = 36) и др.

Природный уран имеет два изотопа:
238U (99,3 %) и 235U (0,72%).

При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка.

При этом реакция деления 235U наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах,

в то время как ядра 238U вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра 235U.

Известны около 100 различных изотопов с массовыми числами от 90 до 145, возникающих при делении 235U.

Две типичные реакции деления этого ядра имеют вид


Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, порядка 200 МэВ.

При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был больше единицы.

Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем.

Коэффициент размножения зависит также и от условий, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции.

Изотоп 238U также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием 235U может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу.

В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу.
Для чистого 235U критическая масса составляет около 50 кг.

Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов.

Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами 235U в сотни раз больше, чем быстрых.

Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D2O. Легкая вода при взаимодействии с нейтронами превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является графит,
ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из Be, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.


Схема гетерогенного теплового реактора

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием 235U (до 3%).

В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор,
которые интенсивно поглощают нейтроны.

Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98°C).

В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления, который направляется в турбину, соединенную с электрогенератором, а из турбины поступает в конденсатор.

Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов
и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение в настоящее время имеют водо-водяные реакторы, в которых природная вода служит и замедлителем нейтронов, и теплоносителем,

уран-графитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – обычная вода),

газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто углекислота),

тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода, теплоноситель –тяжелая либо природная вода).

Турбина АЭС является тепловой машиной.

КПД современных электростанций около 33%.

Поэтому для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт.

2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор.

Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей,
работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора.

При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание.

Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

Наряду с ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах,

большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах.

В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа 235U.

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра 238U, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β–-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива:

На 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония.

В реакторах на тепловых нейтронах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов плутония.

Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных).

Обычно свежее топливо для реакторов ВВЭР-1000 состоит из двух компонентов: 238U (примерно 955 кг в тонне в пересчёте на металл)

и 235U (примерно 45 кг в тонне).

В процессе работы реактора часть 235U делится и превращается в такое же (по весу) количество "осколков",

а часть 238U превращается в плутоний.

Поэтому в отработавшем топливе 235U оказывается на 30-40 кг,

а 238U на 5-10 кг меньше.


Вместо этого появляются, соответственно, такие же количества осколков и плутония.



Последний раз редактировалось: Observer (Ср Янв 02, 2013 8:50 pm), всего редактировалось 2 раз(а)
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1504

СообщениеДобавлено: Ср Янв 02, 2013 8:07 pm    Заголовок сообщения: 2 Ответить с цитатой


мощности на другой и остановка реактора осуществляется вертикальным перемещением органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) в активной зоне.

ОР СУЗ представляют собой сборку из 18 поглощающих стержней (ПС).


Альтернатива природному урану.

Продолжительность использования урана может быть продлена за счёт использования других делящихся материалов,
например плутония, или изотопа 233U, который может быть получен через облучение тория.

^ Плутоний (МОКС-топливо):

Что касается топлива, которое используется в легководных реакторах - расщепляющийся изотоп 235U может быть заменен изотопом 239Pu.

Его смешивают с природным
или немного обогащённым ураном, чтобы получить смешанное оксидное топливо (МОКС).

Пригодный для использования Pu может быть получен за счёт переработки ОЯТ или из ядерного оружия.

Центр Международной безопасности и Сотрудничества в Стэнфордском Университете оценивает

общее количество оружейного Pu в 92 тонны,
этого хватит, чтобы заменить 11 040 тонн природного урана,


а количество энергетического Pu - в 252 тонны, которые смогут заменить 30 240 тонн природного урана.

Некоторые особенности производства и обращения с МОКС-топливом таковы, что против его использования выступают некоторые политики.

В частности, беспокойство вызывает опасность и экологические последствия переработки ОЯТ,
необходимой для выделения плутония,
а также необходимость транспортировок на большие расстояния.

В сентябре 2000 г., США и Россия подписали соглашение об утилизации оружейного Pu, согласно которому каждая страна утилизирует по 34 тонны этого материала в течение следующих двадцати пяти лет.

Плутоний должен был использован для изготовления МОКС-топлива. С этой целью США планировали построить завод по производству МОКСа на объекте Саванна Ривер Сайд в Южной Каролине,
в то время как российский завод должен быть построен в Северске.

Сборки с американским плутонием были изготовлены на заводах в Кадараше и Маркуле во Франции и доставлены для испытаний в Катобу (Южная Каролина) в апреле 2005 г.

Плутоний, произведённый в коммерческом реакторе,

может быть выделен во время переработки ОЯТ.

Пока такая переработка главным образом имеет место в Европе, в Ла-Аг (Франция) и Селафилде (Великобритания),

но только некоторая часть накопленного ОЯТ подвергается переработке.

В дополнение к экологическим проблемам, связанным с этим процессом, переработка имеет ограничения:

свежее топливо (которое превращается в ОЯТ, поступающее на переработку), должно быть сделано из природного урана.

В противном случае, если свежее топливо сделано из переработанного материала,
нежелательные изотопы загрязнят выделенный плутоний.



В 2003 г. АЭС Евросоюза (они пока главные потребители МОКС-топлива),
использовали МОКС с общим количеством плутония - 12,12 тонн, что эквивалентно 1450 тоннам природного урана и 0,97 млн единицам разделения.

Торий:
Индия, ведущая страна по количеству месторождений с низким содержанием урана

и с большими месторождениями тория,

как и другие страны, рассматривает создание топливного цикла на основе тория.

Сам торий (232Th) не подвергается ядерному делению и таким образом не может поддерживать цепную реакцию,

но когда он подвергается нейтронному облучению, то превращается в расщепляющийся изотоп урана 233U,

который может использоваться в качестве реакторного топлива.

Процесс, однако, требует сильного нейтронного источника, ядерного реактора на урановом или плутониевом топливе для облучения тория.

Таким образом, торий не исключает, а только уменьшает потребность в уране.

233U может быть выделен при переработке и превращен в топливо или сожжен.

Однако эта технология довольно трудноосуществима, так как отработавшее ториевое топливо очень плохо растворяется в азотной кислоте (это требуется во время переработки),

а 233U представляет серьёзную радиационную опасность из-за присутствия 232U и сильных гамма-излучающих продуктов его распада.

Прототипы реакторов на основе тория (AVR в городе Jülich и THTR 300 в городе Hamm-Uentrop, Германия)
были закрыты вследствие технических проблем.


Их топливо было сделано из тория и высокообогащённого урана, помещенных в графитовую оболочку.

К настоящему времени накоплены большие запасы 239Рu (как энергетического, так и оружейного)
и урана, высокообогащенного изотопом 235U.

В связи с этим использование тория в сочетании с этими материалами открывает перспективы первоначальной наработки 233U,
являющегося прекрасным топливом для реакторов разного типа.

Обращение к торцевому топливному циклу стимулируется следующими факторами, основанными на оценках, физических расчетах и сопоставлениях полученных характеристик для двух топливных циклов:

- увеличение ресурсов ядерного топлива за счет наработки 233U из 232Th;

- существенное снижение потребностей в обогащении изотопом 235U;

- очень низкая (в сравнении с уран-плутониевым топливным циклом) наработка долгоживущих радиотоксичных отходов, в том числе трансуранов, плутония и трансплутониев;

- возможность ускорения выжигания плутония без необходимости рециклирования, т.е. быстрое сокращение существующих запасов плутония;

- достижимость более высокого выгорания топлива, чем в уран-плутониевом цикле;

- низкий избыток реактивности активной зоны с топливом, основанном на тории, более благоприятные температурный и пустотный коэффициенты реактивности;

- высокая радиационная и коррозийная стойкость топлива на основе Th;

- значительно более высокая точка плавления и лучшая теплопроводность топлива на основе тория;

- хорошие условия для решения проблемы нераспространения ядерных материалов.

Интерес к Th, как топливу для ядерных реакторов

объясняется возможностью образования делящегося изотопа 233U в результате захвата теплового нейтрона природным 232Th.

Как правило, в топливных системах ОЯТ перерабатывается с целью извлечения делящегося 233U.

Однако в некоторых случаях 233U сжигается на месте без переработки и производства нового топлива.

Так как 233U не существует в природе, топливный цикл может начаться лишь на существующем в природе делящемся изотопе 235U.

Если в топливе накоплено достаточное количество 233U, то реактор может работать длительное время лишь на Th и воспроизводимом 233U.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах.

В реакторах этого типа естественный 232Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (233U).

Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в 233U.

Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать производства Pu,

во-вторых, в качестве топлива используется довольно распространенный Th, а,

в-третьих, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах.

Однако, количество расщепляющегося 233U, производимого в такой установке, не достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Хотя интерес к таким проектам не затухает на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их промышленного применения пока далеко.

Отметим, что реакторы на тепловых нейтронах лучше работают на топливе 232Th-233U,

тогда как реакторы на быстрых нейтронах более эффективны для уран-плутониевого цикла.

Перспективность ториевого топлива для атомной энергетики определяется несколькими причинами:

Запасы тория на планете превосходят запасы урана в 4-5 раз.

Ториевые месторождения более доступны, чем урановые.

Особенно это важно для России:
российских разведанных запасов урана хватит только на 20 лет,

а запасов тория в месторождениях в районе Новокузнецка и Томска (туганское месторождение тория, титана, циркония) достаточно много.

С точки зрения наработки делящихся нуклидов,
преимущество тория перед ураном состоит в его тугоплавкости:
лишь при 1400-1500°С кристаллическая решетка тория начинает претерпевать фазовые превращения.

Это позволяет реактору на ториевом горючем работать при более высоких температурах.

Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы.

Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия
(Выделение из уранового топлива оружейных актиноидов позволяет создать государствам-«изгоям» и террористам собственное ядерное оружие).

Поскольку ториевая энергетика принципиально неосуществима без использования в ней оружейного урана,
реакторы на ториевом горючем естественным образом позволяют использовать непосредственно оружейный уран
(не разбавляя его 238U, как приходится делать в урановом топливном цикле).

Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом,

поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности.

Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию.

Как уже упоминалось, при всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов

есть одна черта, их объединяющая.
И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235, плутоний-239) в активной зоне:
в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня.

Стационарное положение балансируется стержнями - поглотителями нейтронов.0

Поэтому ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным,
ибо, если по какой-то причине регулирующие стержни покинут активную зону,
то возникнет значительная надкритичность.

Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.

Урановый реактор слабо защищен от террористического акта.
Ни одна АЭС не выдержит падения крупного самолета.

Если произойдет разрушение узла привода поглотительных стержней, систем управления защиты, ядерный реактор может взорваться, как атомная бомба.

В этой связи решающим преимуществом модернизации действующих АЭС с переводом их на торий является то, что ториевый реактор по своей внутренней физической сути не способен привести к ядерному взрыву.

Реактор можно разрушить до основания, конечно, дорогую цену заплатить за загрязнение зала, самой территории станции, но он никогда не разрушится подобно Чернобылю.

Так что единственная возможность предельно обезопасить ныне действующие АЭС - это перевести их через модернизацию на использование тория. Ториевый реактор способен обеспечить высокую ядерную безопасность.

В ходе модернизации действующих АЭС в плане перевода их на Th, в тех же габаритах,
в корпусе ядерного реактора можно разместить ториевые тепловыделяющие элементы,
которые с этого же объема активной зоны снимут в 2-3 раза больше энергии.


В ходе реконструкции не строится новая АЭС, а сменой топлива удваивается мощность старой,
путем добавления паровых турбин, теплообменников и электрических машин.


Важно так же, что ториевая энергетика позволяет обеспечить непрерывную работу реактора на 30-50 лет.

(Сегодня атомная станция раз в год или в полтора года останавливается для перезагрузки).

За это время никаких перезагрузок топлива, никаких ядерных отходов, никаких проблем переработки.

Использование тория на модернизированных реакторах действующих АЭС позволяет решить следующие проблемы:

В отличие от существующих реакторов, которые работают на смеси изотопов 235U (делящийся) и урана-238 (изотоп для производства плутония),

предлагается использовать комбинированное топливо:
уран-235 (изотоп для возбуждения реакции деления)
и 232Th (изотоп для получения основного делящегося изотопа 233U).

В ториевом реакторе нарабатывается не 239Pu, а изотоп 233U, что обеспечивает высокое выгорание ядерного топлива.

Отсутствие в цикле плутония важно с точки зрения нераспространения ядерных материалов.

Ториевый цикл обладает следующими преимуществами:

- отработавшие твэлы не нуждаются в радиохимической переработке - снижается риск загрязнения среды;

- снимается проблема накопления плутония, а, следовательно, и его распространения (в виде оружия);

- не требуется создавать новых реакторов, а достаточно модернизировать существующие под загрузку ТВЭлы с новым топливом;

- ториевые реакторы обладают повышенной внутренней ядерной безопасностью.

Сплавы тория с небольшими добавками оружейного урана и плутония в ядерном отношении безопасны и не требуют специальных мер при хранении.

Они опасны только в радиационном отношении, однако это их свойство может служить дополнительной гарантией от хищения.

Недостатки ториевого цикла то же хорошо известны:

- Ториевый цикл, в целом, дороже уранового.

- Исходные ториевые ТВЭлы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними.

Топливо из Th и образующегося 233U
характеризуется жестким γ-излучением энергии 2,6 Мэв, источником которого является 208Tl, образующийся при радиоактивном распаде 232U, образовавшегося из 233U в результате (n, 2n) реакции.

Жёсткое γ-излучение обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями топливного цикла из операторского помещения, обеспеченного защитным экраном,

что увеличивает затраты ториевого цикла по сравнению с урановым топливным циклом.

Поэтому ториевое топливо пойдет в энергетические реакторы только после существенной модернизации уран-ториевого цикла,
т.е. после создания новой технологии производства тепловыделяющих элементов.

уран-ториевый цикл

Даже если бы технологические проблемы ториевого топливного цикла были решены, запасы тория также ограничены,
а эксплуатация привела бы к новым экологическим проблемам.

Южная Африка
планирует начать эксплуатацию реактора PBMR.
Однако, этот тип реактора использует только уран, несмотря на свою схожесть с THTR 300).

Электроядерный способ получения энергии.

Основополагающий вклад в создание предельно безопасных ядерно-энергетических установок и в уничтожение радиоактивных отходов для большой электроэнергетики может внести ускорительная наука и техника.

В основу идеи электроядерной энергетики с использованием мощных ускорителей заряженных частиц закладывается следующий физический процесс.

При бомбардировке мишеней из тяжелых элементов (например, из свинца)
пучками релятивистских заряженных частиц (в частности, протонов с энергией порядка 1 ГэВ)

образуется каскад быстрых нейтронов (до 50 и более нейтронов на каждый протон).

Это открывает принципиально новые перспективы как в исключении неконтролируемых ядерных процессов в реакторах деления

(т.е. разгона цепной реакции со всеми его катастрофическими последствиями),
так и в трансмутации радиоактивных изотопов.

Ядерно-энергетическая установка с нейтронной подсветкой от ускорителя состоит из:

1) ускорителя заряженных частиц, работающего в энергетическом режиме - тысячи часов непрерывной работы с изменением заданной энергии частиц (порядка 1 ГэВ для протонов) в пределах не более 5 10% и с достаточно высокой интенсивностью пучка (исходя из комплексных задач энергетики и трансмутации плотность протонов должна составлять не менее 1013-1014 р/ск).

2) мишени для преобразования ускоренных частиц в нейтроны.

3) подкритичной активной зоны из делящегося вещества (например, естественного или обедненного урана).

4) системы циркуляции теплоносителя, осуществляющей съём энергии в A3 (в заданных температурных режимах) и отдающей тепло преобразователю энергии.

В ядерно-энергетической установке с нейтронной подсветкой появляются два совершенно новых дополнительных агрегата:

ускоритель элементарных частиц и мишень — преобразователь ионного потока в нейтронный.


Мировая практика не имеет опыта создания таких ядерно-энергетических установок.

В то же время исчезает механическая система управления органами регулирования мощности и аварийной остановки процесс управляется и контролируется включением и отключением электропитания ускорителя

В ЯЭУ с нейтронной подсветкой циркуляция теплоносителя остается такой же, как и в ныне существующих ЯЭУ.

A3 должна быть на протяжении всей работы, при изменении изотопного состава ядерного топлива, подкритичной.


Гарантированная подкритичность и невозможность несанкционированного увеличения энергии, подаваемой нейтронным потоком в ЛЗ, создает гарантию невозможности возникновения самой тяжелой аварии - реактивностной.

Мощность ЯЭУ с нейтронной подсветкой регулируется нейтронной подсветкой, поступающей от мишени.

В такой установке нет необходимости иметь в АЗ стержни-поглотители нейтронов для регулирования мощности

и аварийной остановки, хотя из-за отсутствия опыта на первых образцах таких ЯЭУ на всякий случай можно предусмотреть аварийные стержни гашения цепной ядерной реакции е механическим приводом.

Управление цепной ядерной реакцией не механическим перемещением стержней-поглотителей, а электрической схемой даст возможность увеличил» быстродействие, что очень важно при аварийном разгоне реактора.


Электронное управление ядерным реактором

снимает вопросы возможного нарушения геометрии стержней и их заклинивания,

а также возможность не сасанкционированного вывода стержней-поглотителей из A3.

Вместе с тем ЯЭУ с нейтронной подсветкой становится более сложной по сравнению с традиционными ЯЭУ.
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1301.06 МОКС-топливо Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS