Делящиеся и сырьевые изотопы

ВВЕДЕНИЕ

Подготовка инженеров-теплоэнергетиков по специальности «Тепловые электрические станции» предполагает получение студентами необходимых знаний по различным типам ТЭС, использующих органическое или ядерное топливо, а также нетрадиционные и возобновляемые источники энергии.

Вопросы, связанные с обычными тепловыми электростанциями на угле, мазуте, природном газе и с атомными электростанциями, подробно рассмотрены в ранее изданных в КГЭУ учебных пособиях [29 – 31].

В настоящем учебном пособии изложены материалы, которые могут быть использованы студентами, обучающимися по специальностям тепло- и электроэнергетического профиля, для выполнения выпускных квалификационных работ по тематике АЭС. При подготовке учебного пособия использован многолетний опыт преподавания соответствующих дисциплин в МЭИ (ТУ) и КГЭУ, а один из авторов участвовал в создании учебного пособия «Экономика ядерной энергетики и организация производства», ранее вышедшего в свет в издательстве МЭИ [28]. В связи с этим настоящее пособие может в определённой степени рассматриваться как его новое расширенное издание.

За прошедшие годы значительно повысилось внимание к проблемам ядерной энергетики на быстрых нейтронах. Это связано не только с возможностями, которые она открывает для обеспечения технологической безопасности АЭС. Будущее всей атомной отрасли зависит прежде всего от расширения запасов ядерного топлива, которые являются экономически целесообразными для использования в настоящее время или могут стать таковыми в обозримой перспективе. Этим обусловлено наличие в главе 1 основных сведений о тории и ториевом цикле. В первой главе также уделено внимание некоторым актуальным проблемам атомной энергетики, решение которых определит конкурентоспособность АЭС.

Материал данного учебного пособия изложен с учётом уровня подготовки, требуемого от студентов старших курсов КГЭУ. Список литературы, использованной при подготовке материалов пособия, приведен в конце издания.

ДОСТОИНСТВА И СОВРЕМЕННЫЕ ПРОБЛЕМЫ

ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Ускоренное развитие атомной науки и техники в середине двадцатого столетия было вызвано во многом стремлением двух сверхдержав – США и бывшего СССР – достичь превосходства в военной области. В недолгий период своей монополии на ядерное оружие (1945 – 1949 гг.) американские правящие круги рассматривали А-бомбу как средство для установления мирового господства. Неопровержимым доказательством этого стали атомные бомбардировки японских городов Хиросима и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 года.

Нашей стране удалось в кратчайшие сроки не только покончить с этой опасной для всего человечества ядерной монополией одного государства, но и первыми на планете показать пример мирного использования внутриядерной энергии.

В июне 1954 года в городе Обнинске Калужской области была пущена Первая (это её официальное название) АЭС с водно-графитовым реактором на тепловых нейтронах.

В течение ряда последующих лет заработали атомные электростанции и в других странах – в первую очередь, в Великобритании и США.

За прошедшие с тех пор более чем полстолетия атомная энергетика заняла достойное место и стала играть заметную, а в некоторых странах (таких как Франция, Япония, Украина) важнейшую роль в энергообеспечении экономики и промышленности.

Уже десятки государств имеют на своей территории атомные электрические станции, и этот круг постоянно расширяется. Хотя стоит признать, что не все страны, заявляющие о желании развивать атомную энергетику, озабочены только лишь проблемами нехватки других энергоресурсов…

Всё более очевидным становится тот факт, что именно ядерные технологии в наше время могут являться основой суверенитета и обороноспособности любого государства – и большого, и малого.

Неоспоримые успехи атомной отрасли были омрачены несколькими серьёзными авариями, в том числе на Чернобыльской АЭС в 1986 году и на АЭС «Три Майл Айленд» (США) в 1979 году.

В последние годы внимание всего мира привлекают события на японской АЭС «Фукусима-1», начавшиеся после её выхода из строя в результате совместного воздействия землетрясения и цунами.

Результаты постоянно проводимых опросов общественного мнения показывают неоднозначное отношение людей к атомной энергетике, причём их позиция всё время претерпевает существенные изменения. Например, результаты последних опросов населения, которые провёл в нашей стране Левада-центр (сайт itar-tass.com, апрель 2013 г.), показали, что россияне, несмотря на отрицательные эмоции, вызванные фукусимской аварией, рассматривают развитие атомной отрасли как одно из условий сохранения научно-технического потенциала нашей Родины. Лишь 6 % опрошенных высказались за полный отказ от данного типа генерации и 14 % за сворачивание атомной энергетики. В то же самое время 33 % респондентов поддержали бы её активное развитие, а 38,5 % выступают за сохранение использования атомной энергии на нынешнем уровне. Ещё год-два назад уровень поддержки был заметно ниже.

Достоинства атомной энергетики широко известны и общепризнанны.

В первую очередь, это её положительная роль в топливно-энергетическом балансе, что особенно актуально для тех стран (а их на планете немало), которые не имеют на своей территории значительных месторождений углеводородного топлива (уголь, нефть, природный газ, горючие сланцы и др.), полноводных рек и других возобновляемых источников энергии. Уже к началу третьего тысячелетия доля АЭС в общемировом производстве электрической энергии достигла примерно 17 %, причём для Западной Европы этот показатель составлял более 40 %, Северной Америки – около 20 %, Японии – более одной трети.

Ядерное топливо в несколько миллионов раз калорийнее органического. Данное обстоятельство позволяет не привязывать площадки строительства атомных электростанций к местам добычи расщепляющихся материалов, а располагать их там, где находятся основные потребители электроэнергии. Это ещё одно неоспоримое преимущество АЭС.

Наконец, накопленный к настоящему времени опыт эксплуатации атомных электростанций, составляющий уже тысячи реакторо-лет, говорит о том, что возможность обеспечить безаварийную работу ядерных энергоустановок существует. При такой эксплуатации АЭС оказывают значительно меньшее вредное воздействие на окружающую среду, чем ТЭС на органическом топливе. Они не потребляют содержащийся в воздухе кислород для сжигания каких-либо веществ, не выбрасывают в атмосферу вредные химические соединения. Более того, многолетние измерения радиационного фона показывают, что пылеугольные ТЭС в большей степени повышают этот фон по сравнению с АЭС аналогичной мощности.

Можно назвать и другие достоинства ядерных энергоисточников, но сейчас обратимся к тем проблемам атомной энергетики, пока ещё не решённым, от которых зависит её будущее.

Самая острая и неотложная проблема – это обеспечение безопасной эксплуатации АЭС. Возможность развития тяжёлой аварии с разгерметизацией активной зоны обусловлена самим способом управления мощностью ядерного реактора. Этот способ требует постоянного наличия в активной зоне избыточного количества расщепляющихся материалов, что компенсируется вводом поглощающих стержней в топливные сборки.

Надёжным средством от неконтролируемого роста энерговыделения в реакторе может быть синхронизация двух процессов – расходования делящихся изотопов и их воспроизводства в уран-плутониевом и уран-ториевом циклах. Приемлемые значения коэффициента воспроизводства КВ недостижимы в реакторах на тепловых нейтронах. В то же время, в быстрых реакторах вполне возможно обеспечить величину КВ порядка единицы.

При условии безаварийной эксплуатации атомных энергоблоков на первый план выходит другая проблема, связанная с радиационной безопасностью – захоронение радиоактивных отходов (РАО). Прежде всего, речь идёт об отработавшем ядерном топливе (ОЯТ), имеющем огромную радиоактивность.

Многомесячное охлаждение ОЯТ в специальных бассейнах на АЭС с последующей транспортировкой в места долговременного хранения – это лишь частичное решение вопроса, так как среди осколков деления урана и других тяжёлых изотопов есть долгоживущие радионуклиды с высокой энергией излучения. Возможным выходом из положения может стать разработка и внедрение специальных реакторов-пережигателей, в которых осуществляются ядерные превращения радиоактивных изотопов с большими периодами полураспада в короткоживущие.

Ещё один жизненно важный вопрос современной атомной энергетики – это необходимость перехода от реакторов на тепловых нейтронах (РТН) к реакторам на быстрых нейтронах (РБН). Это позволит кардинальным образом повысить эффективность использования природного урана.

В настоящее время практически на всех атомных электростанциях эксплуатируются тепловые реакторы (в нашей стране РБН установлены лишь на одной из десяти действующих станций – на Белоярской АЭС им. И.В. Курчатова).

В РТН делящимся изотопом является уран-235, содержание которого в природном уране составляет примерно 0,71 %. Почти всё остальное – это уран-238, который, во-первых, может делиться в активных зонах РБН, а кроме того, является источником новых делящихся материалов – плутония-239 и плутония-241.

Существенного накопления этих изотопов плутония можно достичь только в РБН. Следовательно, переход от РТН к РБН резко расширяет топливную базу атомной энергетики, основанной на добыче и переработке природного урана. Нужно отметить, что, по оценкам специалистов, запасов урановой руды на всей планете может хватить не более чем на сто лет, если «сжигать» уран только в тепловых реакторах.

Переход к быстрым реакторам открывает ещё одну возможность для значительного увеличения топливных ресурсов атомной энергетики. В земных недрах содержится изотоп торий-232, причём в количествах намного бóльших, чем уран.

Торий-232 имеет ядерно-физические свойства, аналогичные свойствам урана-238. Поглощая нейтрон, он превращается в торий-233, после чего, путём двух последовательных самопроизвольных бета-распадов, переходит сначала в протактиний-233, а затем в уран-233.

Изотоп уран-233, как и уран-235, плутоний-239 и плутоний-241, может делиться на тепловых нейтронах (более подробно физические особенности РБН в сравнении с РТН рассмотрены в учебном пособии «Физико-технические основы ядерной энергетики. Часть 1» [30]).

Уран-ториевый цикл имеет целый ряд преимуществ по сравнению с уран-плутониевым, причём два из них имеют фундаментальный характер:

- мировые запасы тория примерно в 5 раз больше, чем запасы урана (в России значительные месторождения тория расположены в сибирском регионе);

- использование ториевого топлива не требует наличия в реакторе избыточного содержания делящихся изотопов, как при уран-плутониевом топливе; следовательно, в ториевых реакторах принципиально невозможны катастрофические процессы неконтролируемого роста мощности и аварии наподобие чернобыльской.

Одним из недостатков ториевого топлива является его высокая радиоактивность. Она нарастает в процессе работы реактора – вследствие образования изотопа таллия-208, обладающего жёстким гамма-излучением.

Наряду с рассмотренными выше физико-техническими проблемами атомной энергетики, определяющее значение для её будущего имеет и чисто экономическая конкурентоспособность АЭС.

Среди целого ряда факторов, позволяющих улучшить технико-экономические показатели атомных электростанций, следует выделить продление срока эксплуатации энергоблоков. Из данных табл. 1.1 видно, насколько актуален этот вопрос для отечественной атомной энергетики.

Таблица 1.1

Энергоблоки российских АЭС и АТЭЦ, отработавшие более 30 лет

на начало 2013 года (по данным сайта ecoatominf.ru)

Наименование	Ядерный реактор	Номер блока	Год, месяц пуска
Ново-Воронежская АЭС	ВВЭР-440	3	1971, декабрь
Ново-Воронежская АЭС	ВВЭР-440	4	1972, декабрь
Кольская АЭС	ВВЭР-440	1	1973, июль
Ленинградская АЭС	РБМК-1000	1	1973, декабрь
Билибинская АТЭЦ	ЭГП-6	1	1974, январь
Кольская АЭС	ВВЭР-440	2	1974, декабрь
Билибинская АТЭЦ	ЭГП-6	2	1974, декабрь
Ленинградская АЭС	РБМК-1000	2	1975, июль
Билибинская АТЭЦ	ЭГП-6	3	1975, декабрь
Курская АЭС	РБМК-1000	1	1976, декабрь
Билибинская АТЭЦ	ЭГП-6	4	1976, декабрь
Курская АЭС	РБМК-1000	2	1979, январь
Ленинградская АЭС	РБМК-1000	3	1979, декабрь
Белоярская АЭС	БН-600	3	1980, апрель
Ново-Воронежская АЭС	ВВЭР-1000	5	1980, май
Ленинградская АЭС	РБМК-1000	4	1981, февраль
Кольская АЭС	ВВЭР-440	3	1981, март
Смоленская АЭС	РБМК-1000	1	1982, декабрь

В атомной энергоотрасли немало и других проблем (сложность проведения ремонтных и профилактических работ, повышенное тепловое загрязнение водоёмов, необходимость соблюдения режима нераспространения ядерных материалов и др.). Некоторые из них достаточно подробно рассмотрены в учебном пособии «Энергоресурсы и их использование» [31].

Атомная отрасль постоянно находится на переднем крае научно-технического прогресса. Развитие ядерных технологий является мощным ускорителем для многих областей знания, это один из главных индикаторов состояния и уровня научной и инженерной мысли всего человечества.

ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

Делящиеся и сырьевые изотопы

Ядерное топливо – это материал, в котором содержатся какие-либо ядра, способные делиться при взаимодействии с нейтронами различных энергий – медленными (тепловыми, надтепловыми, резонансными), промежуточными, быстрыми.

В природных образованиях имеется только один вид ядер, которые могут делиться под воздействием тепловых нейтронов – это (уран-235; более простое обозначение данного изотопа урана – ). В природном уране на долю приходится примерно 0,7115 % (по массе), () – 0,0054 %, а остальные 99,2831 % – это (), для деления которого необходимы быстрые нейтроны с энергией не менее 1,2 МэВ. Если же в ядро попадает тепловой нейтрон, то происходит его поглощение ядром – с образованием и последующей цепочкой радиоактивного распада:

(нептуний) + + .

Цифры над стрелками – это периоды полураспада и соответственно.

Получившийся при этом изотоп плутония () является долгоживущим (период полураспада около 24000 лет) и может делиться на тепловых нейтронах, как и .

Отметим, что при взаимодействии тепловых нейтронов с ядрами и наряду с делением этих ядер имеется также некоторая вероятность захвата нейтронов без деления и (рис. 2.1).

Изотопы и называют делящимися, а изотоп – сырьевым.

В природе имеется в больших количествах торий (), который имеет ядерно-физические свойства, аналогичные , и также является сырьевым изотопом. При поглощении тепловых нейтронов он позволяет получить () – еще один, наряду с и , делящийся изотоп. Наконец, к их числу относится и (), получающийся при поглощении нейтронов ядрами (без деления) и образующимися при этом ядрами ():