Единое окно доступа к образовательным ресурсам

Методические указания к курсу "Ядерная физика и элементарные частицы" для студентов физического факультета. Часть 2. Ядерный топливный цикл

Голосов: 0

В пособии приведены методические указания к курсу "Ядерная физика и элементарные частицы" для студентов физического факультета. Во второй части рассматривается ядерный топливный цикл. Пособие напечатано по решению учебно-методической комиссии физического факультета РГУ.

Приведенный ниже текст получен путем автоматического извлечения из оригинального PDF-документа и предназначен для предварительного просмотра.
Изображения (картинки, формулы, графики) отсутствуют.
    МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

РОСТОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ




                  В.С. Малышевский


            МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

                        к курсу
 ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА И ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ ЧАСТИЦЫ
          для студентов физического факультета

                        Часть 2
         ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ




                    Ростов-на-Дону
                         2003


Печатается по решению учебно-методической комиссии физического
факультета РГУ

Протокол №          от                2003 г.




Автор: Малышевский В.С. - профессор кафедры общей физики


                                                  3
Топливные циклы в ядерной энергетике

       Все способы производства топлива для ядерных реакторов, подготовки его к
использованию и утилизации отработанного топлива вместе взятые и составляют то, что
называют топливным циклом. Уже сам термин "топливный цикл" предполагает, что
отработанное ядерной топливо может повторно использоваться на ядерных установках в
свежих тепловыделяющих элементах после специальной обработки. Таким образом,
ядерный топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный
реактор, и по которому его покидает.
       В отличие от угля, урановую руду нельзя подавать непосредственно на
электростанцию. Прежде она должна быть очищена, сконцентрирована и помещена в
специальные топливные стержни. Рисунок 1 показывает так называемый "открытый
топливный цикл" в ядерной энергетике, который используется сегодня в большинстве
стран, на наиболее общих видах реакторов.
       На урановых рудниках ядерное топливо добывается в виде концентрата окиси
урана U3O8 . Этот материал, порошок зеленого цвета, отправляется на дальнейшую
переработку. Он имеет тот же самый изотопный состав, как и руда, в которой содержание
U-235 не превышает 0.7 %. Остальная часть - это более тяжелый изотоп урана - U-238 (с
небольшим содержанием U-234). Большинство реакторов, включая легко-водные
реакторы (LWR), не могут работать на таком топливе (использовать необогащенный уран
могут Канадские реакторы типа CANDU). Содержание изотопа U-235 должно быть
увеличено, приблизительно, до 3.5 %. Этот процесс называют обогащением.
       Обогащение - это процесс, использующий высокие современные технологии,
который требует, чтобы уран был в газообразной форме. Самый простой способ достичь
этого состоит в том, чтобы преобразовать окись урана в гексофторид урана (UF6 ),
который находится в газообразном состоянии при температурах немногим более
комнатных. Следовательно, первый адресат концентрата окиси урана - это завод, где
происходит его преобразование в шестифтористый уран.
       После этого UF6 попадает на обогатительный завод*, на котором происходит
увеличение концентрации расщепляющегося изотопа U-235. В этом процессе
приблизительно 85 % естественного уранового топлива отбрасывается как "обедненный
уран" или как "отходы" (главным образом U-238), которые закладываются на длительное
хранение **. Таким образом, после обогащения приблизительно 15 % от первоначального
количества представляет собой обогащенный уран, содержащий, приблизительно, 3.5 %
изотопа U-235.

*Большинство обогатительных технологий используют дорогой и энергоемкий процесс газовой диффузии.
Новые заводы основаны на более эффективной технологии, использующей газовые центрифуги. Следующее
поколение обогатительных заводов, возможно, будет использовать лазерные технологии.
** Этот материал не может использоваться в существующих типах реакторов, его единственно возможное
использование - в реакторах на быстрых нейтронах , или в качестве "разбавителя" оружейного урана. Он
сохраняется в виде UF 6 в специальных стальных цилиндрах, и содержание U-235 в нем не превышает 0.3 %.

      Методы обогащения основаны на использовании малой разности в массах атомов
U-235 и U-238. Большинство существующих установок используют процесс газообразной
диффузии, при котором газообразный UF 6 пропускается через длинный ряд мембранных
барьеров, которые позволяют молекулам, содержащим U-235, преодолевать их быстрее
чем, молекулам, содержащим U-238. Современные заводы используют высокооборотные
центрифуги для разделения молекул, содержащих эти два изотопа.


                                                  4
       Обогащенный уран далее поступает на завод по изготовлению тепловыделяющих
элементов. UF6 преобразовывается в двуокись урана, керамический материал, и
формируется в малые цилиндрические таблетки, приблизительно 2 см по высоте и 1.5 см в
диаметре. Эти таблетки помещаются в специальные трубки, изготовленные из
нержавеющей стали (или из сплава циркония), длиной, приблизительно, 4 метра и
называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Трубки собирают в связки,
площадью, приблизительно, 30 кв. см, которые и образуют, так называемые, реакторные
топливные сборки. Топливные сборки такого типа используются практически во всех
легко-водных реакторах. В реактор мощностью в 1000 МВт погружают, примерно, 75
тонн топлива в таких сборках.

                           Рисунок 1. Открытый топливный цикл




       Канадские реакторы CANDU (CANadian Deuterium Uranium) хотя и имеют
различные конструкции, но все они работают на естественном (то есть необогащенном)
уране. Вместо одной большой емкости высокого давления, содержащей ядро реактора,
они имеют большое количество (от 300 до 600) горизонтальных напорных труб, каждая из
которых содержит топливо и теплоноситель в виде тяжелой воды. Напорные трубы
проходят сквозь специальный корпус (так называемую "каландрию"), который наполнен
тяжелой водой для управления параметрами реактора*. Топливные сборки для реакторов
CANDU имеют размеры 10 см в диаметре и 50 см в длину.

* Тяжелая вода, или окись дейтерия, содержит дейтерий, который является изотопом водорода, и имеет один


                                           5
дополнительный нейтрон в ядре.

      Во всех типах действующих реакторов цепная реакция деления происходит в
топливных стержнях. Быстрые нейтроны замедляются водой, тяжелой водой или
графитовыми стержнями так, чтобы они могли инициировать реакцию расщепления.
Скорость реакции регулируется введением в ядро реактора стержней, поглощающих
нейтроны. Теплота, выделяющаяся при реакции деления, уносится теплоносителем,
преобразовывается в пар, который в свою очередь используется для вращения турбины и
производства электроэнергии.
      В легко-водном реакторе топливо остается в реакторе приблизительно в течение
трех лет. Кроме теплоты, выделяемой при реакции расщепления U-235, реактор
производит расщепляющийся плутоний (Pu-239), который накапливается в топливных
элементах. По истечению примерно трех лет, содержание продуктов деления и других
материалов, поглощающих нейтроны, возрастает настолько, что цепная реакция деления
замедляется. Отработанные топливные сборки в этом случае удаляют и заменяют новыми.
Приблизительно одну третью часть топлива заменяют каждый год. В реакторах типа
CANDU заправка свежего топлива осуществляется примерно каждые 18 месяцев.
      После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) сохраняет
радиоактивность и выделяет тепло. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо

                           Рисунок 2. Закрытый топливный цикл




выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего
излучения. Следующим шагом может быть переработка отработанного ядерного топлива


                                          6
для закрытия топливного цикла (такие страны как Великобритания, Франция и Япония
выбрали такой путь "закрытого топливного цикла"), или окончательное захоронение, как
это делается в США, Канаде и Швеции, которые выбрали " открытый топливный цикл ".
Хранение     отработанного    ядерного    топлива    первоначально    осуществляется
непосредственно в реакторном отделении. Затем оно может быть перемещено в другое
место, например, на специальные склады "сухого хранения".
       Более ранние поколения реакторов, например, все еще действующие в
Великобритании, используют в качестве топлива металлический уран (а не его окись) и
газовое охлаждение. В течение последних лет эти реакторы были модернизированы таким
образом, чтобы выдержка топливных элементов в их бассейнах не осуществлялась
слишком долго. Все это подробно иллюстрирует диаграмма "закрытого топливного
цикла" на Рисунке 2. В закрытом топливном цикле для легко-водных реакторов топливо
проходит точно такой же путь. Начиная с урановых рудников и заводов, уран проходит
все стадии преобразования и обогащения для изготовления реакторного топлива.
       После удаления топлива из реактора, топливные стержни проходят обработку на
перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После
специальной химической обработки из отработанного топлива выделяют два ценных
продукта: плутоний и неиспользованный уран. Примерно 3% топлива при этом остается в
качестве высокоактивных отходов. После битумирования (или остекловывания) эти
высокорадиоактивные материалы подлежат длительному захоронению.
       Приблизительно 96 % урана, который используется в реакторе, остается в
исчерпанном топливе (в реакторе расходуется не более 1% U-235). Оставшаяся часть
топлива преобразуется в теплоту и радиоактивные продукты распада, а некоторая часть в
плутоний и другие актиноиды (Рисунок 3). Следовательно, переработка отработанного
ядерного топлива может иметь некоторые экономические выгоды при восстановлении
неиспользованного урана и плутония, который был произведен в реакторе. Это уменьшает
объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим
образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность.
       В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1 % плутония. Это очень
хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно
может быть смешано с обедненным ураном (так называемое смешанное оксидное топливо
или MOX-топливо) и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в
реакторы. Его можно использовать для загрузки в будущие реакторы-размножители (см.
ниже).

       Рисунок 3. Что происходит в легко-водном реакторе через три 3 года?


                                                 7
       Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение, или
поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Закрытый топливный
цикл, таким образом, является более эффективной системой максимального
использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических
единицах экономия составляет, примерно, 30 %) и именно поэтому промышленность
сразу одобрила такой подход. Однако, подобные схемы переработки отработанного
ядерного топлива не получили широкого распространения в значительной степени из-за
довольно низких цен на уран (сегодняшние цены на уран находятся на уровне 1980 года).
       Франция, Германия, Великобритания, Россия и Япония продолжают развитие
технологий закрытого топливного цикла для окисных топлив, а в Европе более 35
реакторов способны частично использовать МОХ-топливо (от 20 до 50 %), содержащего
до 7 % пригодного для реакторов плутония.

Добыча и переработка урановой руды

      Минералы, из которых добывают уран, всегда содержат такие элементы как радий
и радон. Поэтому, хотя сам по себе уран слабо радиоактивен, добываемая руда
потенциально опасна, особенно если это высококачественная руда. Радиационная
опасность, связанная с сопутствующими элементами, характерна не только для
ураносодержащих руд, но и для любой горнодобывающей промышленности *.

*В Австралии, например, уран добывается, главным образом, открытым способом, при котором карьеры
имеют хорошую естественную вентиляцию. Урановая руда, добываемая на рудниках в Кентуре и Джабелуке
содержит менее 0.5% U3O8 . На подземном руднике "Олимпик Дам" урановая руда содержит менее 0.1%
U3O8 . Любая подземная урановая шахта вентилируется специальными мощными устройствами. Старые
шахты Канады на Озерах (Клаф Лэйк, Ки Лэйк и Рабит Лэйк), также как и Мак Лэйк, которая начала
работать в 1999 году, являются шахтами карьерного типа и также хорошо вентилируются. Недавно в Канаде
начали эксплуатироваться три новые подземные шахты. Две из них, Мак Артур Ривер и Сигар Лэйк,
содержат очень высококачественную руду и требуют специальных методов дистанционного управления для
добычи урана. Несколько подземных месторождений имеется в Клаф Лэйк и Мак Клин Лэйк.

       Руда (то есть земная порода, содержащая высокую концентрацию урана,
достаточную для его экономичного выделения) специальным образом измельчается. Затем
этот порошок обрабатывается раствором серной кислоты для растворения содержащегося
в нем урана. Твердые частицы, остающиеся после растворения урана извлекают
(экстрагируют), и помещают на длительное хранение в специальные резервуары.
Резервуары сконструированы таким образом, чтобы обеспечить надежное хранение этих
материалов. Такие отходы содержат основную долю радиоактивных веществ,
находящихся в руде (таких, например, как радий).
       После экстракции из раствора (иногда для этого используют процессы ионного
обмена, сопровождаемые осаждением), осадок, содержащий уран, имеет ярко желтую
окраску ("yellowcake"). После высокотемпературной сушки окись урана (U3O8), теперь
уже зеленого цвета, загружается в специальные емкости объемом до 200 литров.
Мощность дозы облучения на расстоянии одного метра от такой емкости равна,
приблизительно половине того, что человек получает во время полета на самолете. Все
эти операции проводятся в соответствии с нормативами радиационной безопасности на
предприятиях горнодобывающей промышленности. Эти правила и нормы устанавливают
строгие стандарты по контролю за гамма-облучением, и возможным попаданием в
организм радона и других радиоактивных материалов**. Стандарты относятся как к
персоналу предприятий, так и к населению.


                                                8

** Доза 20 mЗв/год в течение более чем пяти лет является максимально допустимой для персонала
предприятий, включая облучение радоном и других радиоактивных веществ (в дополнение к естественному
фону и исключая экспозицию при медицинской диагностике).

      Гамма-излучение исходит преимущественно от изотопов висмута и свинца. Газ
радон выделяется из горных пород, в которых происходит распад радия.*** Вследствие
спонтанного радиоактивного распада он переходит в дочерние изотопы радона, которые
являются эффективными излучателями альфа-частиц. Радон находится в большинстве
горных пород, и, как следствие этого, находятся и в воздухе, который все мы вдыхаем.
При высоких концентрациях радон представляет опасность для здоровья, так как
небольшой период полураспада означает, что альфа-распад может происходить внутри
организма после его вдыхания, что, в конечном счете, может вызывать рак легкого.

*** Под "Радоном" обычно понимают изотоп Rn-222. Другой изотоп, Rn-220 (появляется вследствие
распада тория и известен как "торон"), является распространенной составляющей многих минеральных
песков.

   При добыче и производстве урана предпринимаются                            различные      меры
предосторожности для защиты здоровья персонала:

   •   Тщательно контролируется уровень запыленности, чтобы минимизировать
       попадание в организм гамма- или альфа-излучающих веществ. Пыль является
       главным источником радиоактивного облучения. Она обычно дает вклад в 4
       mЗв/год в ежегодную дозу, получаемую персоналом.
   •   Ограничивается внешнее радиоактивное облучение персонала в шахтах, на заводах
       и местах размещения отходов. На практике уровень внешнего облучения от руды и
       отходов обычно настолько низок, что он практически не влияет на увеличение
       допустимой ежегодной дозы.
   •   Естественная вентиляция открытых месторождений уменьшает уровень
       экспозиции от радона и его дочерних изотопов. Уровень облучения от радона редко
       превышает один процент от уровня, допустимого для непрерывного облучения
       персонала. Подземные рудники оборудуются совершенными системами
       вентиляции для достижения того же уровня. На подземных рудниках средняя доза
       облучения составляет, приблизительно, 3 mЗв/год.
   •   Существуют строгие гигиенические нормы на работу персонала с концентратом
       окиси урана, поскольку он химически токсичен, подобно оксиду свинца. На
       практике предпринимаются предосторожности, защищающие органы дыхания от
       попадания токсинов, аналогичные тем, которые используются при работах на
       свинцовых плавильных печах.

       Начиная с пятнадцатого столетия, многие шахтеры, которые работали на
подземных шахтах, преждевременно погибали от таинственной болезни. В конце 1800-ых
годов болезнь была диагностирована как рак легкого, но только в 1921 году газ радон был
предположен в качестве ее возможной причины. Хотя это и было окончательно
подтверждено в 1939 году, в период с 1946 по 1959 годы, многие подземные
месторождения урана разрабатывались без соответствующих мер предосторожности. В
начале 1960-ых годов был зарегистрирован рост раковых заболеваний среди курящих
шахтеров. Причиной роста был тогда также признан газ радон и, что более важно, его


                                                 9
твердые дочерние продукты радиоактивного распада. Болезнь вызывалась накоплением
дозы облучения от радона, полученной 10-15 годами ранее.
       Слабо вентилируемые, пылеобразующие процессы добычи урана, которые вели к
самому большому риску для здоровья, сегодня уже в прошлом. За последние 35 лет
произошли существенные изменения в технологических процессах на предприятиях
горнодобывающей промышленности, защищающих шахтеров от различных опасностей.
Открытая же карьерная добыча урана фактически безопасна. Не имеется ни одного
известного случая заболевания, вызванного облучением шахтеров, работающих на
открытых урановых рудниках. Возможно, это частично объясняется отсутствием
детальной информации относительно профессиональных заболеваний, связанных с
работами на урановых рудниках в 1950-ых годах (ни одна страна не вела подобной
статистики в то время).
       После завершения технологических процессов экстракции урана на предприятиях
горнодобывающей промышленности практически весь радиоактивный радий, торий и
актиний содержится в отвалах и, следовательно, уровни излучения и испускания радона
из таких отходов будут, по всей вероятности, существенны*. Однако, маловероятно, что
кто-либо построит жилище на вершине отвальных пород и получит повышенную дозу
облучения, лежащую за пределами международных норм. Тем не менее, отходы должны
быть закрыты достаточным количеством грунта, чтобы уровни гамма-излучения не
превышали уровня естественного фона. В этом случае возможно и покрытие этих мест
растительностью.

* Приблизительно 95 % радиоактивности в руде с содержанием 0.3 % U3O8 исходит от радиоактивного
распада U-238 (см. Приложение), достигающей, приблизительно, 450 кБк/кг. Этот ряд имеет 14
радиоактивных долгоживущих изотопов и, таким образом, каждый из них дает, приблизительно, 32 кБк/кг
(независимо от массового соотношения). После обработки из руды удаляется U-238 и немного U-234 (и U-
235) и радиоактивность снижается до 85% ее первоначального значения. После удаления большей части U-
238, два короткоживущих продукта его распада (Th-234 и Pa-234) скоро исчезают и, по истечению
нескольких месяцев, уровень радиоактивности снижается до 70% ее первоначального значения. Основным
долгоживущим изотопом тогда становится Th-230 (период полураспада 77000 лет), который превращается в
радий-226 с последующим распадом в радон-222.

       Излучение радона, находящегося в отходах, в течение технологических процессов
до момента их надежного захоронения может представлять опасность для окружающей
среды. Однако, следует иметь ввиду, что радон присутствует в большинстве горных пород
и, кроме локальных опасностей, упомянутых выше, общее региональное увеличение
радиоактивности от горнодобывающих операций, связанных с радоном, очень мало.
       Техническая вода, которая используется в технологических процессах, также
содержит радий и другие металлы, присутствие которых было бы нежелательно во
внешней среде. Эта вода хранится и испаряется таким образом, чтобы содержащиеся в ней
металлы были безопасны, и не попадали в окружающую среду*. Техническая вода
никогда не сбрасывается в естественные стоки, а сохраняется и испаряется в специальных
дамбах. Сток дождевых осадков, в соответствии с качеством содержащейся в них воды,
осуществляется отдельно по специальным дренажным системам **. Вода плохого
качества сохраняется и обрабатывается.

* Уровни содержания радионуклидов не должны превышать стандарты для питьевой воды.

** Металлические сульфиды в контакте с водой и воздухом в теплом климате имеют тенденцию вступать в
реакцию, особенно в присутствии некоторых бактерий. Получающиеся при этом серная кислота и


                                                 10
токсические тяжелые металлы (например, медь) могут попадать через грунтовые воды в водоемы.
Реакторы на быстрых нейтронах

       Реакторы на быстрых нейтронах используют технологию, которая отличается от
рассмотренной выше. Такие реакторы производят энергию путем сжигания плутония при
более полном использовании урана-238 в реакторных топливных сборках, вместо
расщепляющегося изотопа U-235, применяемого в большинстве реакторов. Если такие
реакторы используются для производства большого количества плутония (большего, чем
они потребляют), их называют реакторами-размножителями на быстрых нейтронах (FBR).
Многолетний интерес к таким реакторам был обусловлен их способностью производить
большее количество топлива, чем они потребляют. Сегодня, из-за достаточно низких цен
на уран и высвобождающихся больших запасов оружейного плутония, они, в основном,
рассматриваются как потенциальные установки для сжигания ядерных отходов.
       Несколько стран проводят научно-исследовательские работы по изучению и
развитию реакторов на быстрых нейтронах. На сегодняшний день опыт эксплуатации
таких установок насчитывает 290 реакторо-лет.

       Рисунок 4. Топливный цикл в реакторах на быстрых нейтронах




      Как видно из диаграммы закрытого топливного цикла, обычные реакторы
производят два "избыточных" материала: плутоний (появляется при поглощении
нейтронов, и отделяется затем в процессе переработки) и обедненный уран (отделяется
при обогащении). Плутоний используется в реакторах на быстрых нейтронах как основное
топливо и в то же самое время плутоний образуется из обедненного (или естественного)



    
Яндекс цитирования Яндекс.Метрика