ГЛАВА 1. Преимущества и перспективы ядерной энергетики

Министр образования и науки Российской Федерации

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

 

УТВЕРЖДАЮ

Директор-проректор ФТИ

 

______________ В.П. Кривобоков

 

Введение в направление

ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА И ТЕХНОЛОГИЯ

 

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

Мышкин В.Ф., д.ф.-м.н., проф. каф.ТФ ФТИ,

 

 

Томск 2010

 

 

ГЛАВА 1. Преимущества и перспективы ядерной энергетики

Ядерная энергетика начиналась с атомной бомбы. Первые атомные реакторы строились для выработки оружейного плутония. Первый атомный реактор был построен Э.Ферми в 1942г.

Только осенью 1942г. СССР обратил внимание на систематически поступающие разведданные из-за рубежа о ведении на Западе работ по атомному оружию и на доклады ученых о необходимости начала подобных работ. 28 сентября 1942г. Государственным Комитетом обороны издается распоряжение об организации НИР по созданию атомного оружия.

Знания и опыт международной ядерной физики, полученные по линии научно-технической разведки, явились первоосновой для проведения советскими учеными в 1943-1945гг. сначала теоретических, а затем и экспериментальных успешных исследований. В образованном в 1943г. первом «атомном НИИ» – Лаборатории № 2 (ныне – РНЦ «Курчатовский институт») ученые под руководством И.В. Курчатова пришли к выводу, что изготовление атомной бомбы в кратчайший срок возможно на основе плутониевой взрывчатки. Однако для наработки плутония необходимо построить сначала исследовательский реактор-модель, а затем промышленный уран-графитовый реактор.

Пуск исследовательского реактора Ф-1 в Лаборатории №2 в декабре 1946г. и последующая наработка в нем миллиграммов видимого плутония стали первым крупным успехом советской атомной военно-технической революции. Страна вплотную приблизилась к практическому осуществлению грандиозного национального проекта – созданию атомной промышленности. В конце 1945 – начале 1946г. начато строительство на Южном Урале первого в СССР комбината промышленного производства плутония.

Первая АЭС была построена в СССР в 1954г. Д.И.Блохинцевым.

 

Характерные энергии: ядер 10⁵-10⁶ эВ, в атомах – 1-10 эВ, твердых телах – 10^-2-10^-1 эВ, а масштабы расстояний соответственно 10^-13, 10^-8, 10^-7 см

Сравним различные виды топлив P1-99-97.pdf

Каменные угли. Разведанные месторождения составляют (0,476-0,59) 10 тонн. При средней калорийности 5,5 10⁶ ккал/т (2,3 10¹⁰ Дж/т) это эквивалентно тепловой энергии (1,1-1,4)10²² Дж.

Природный газ. Разведанные месторождения составляют (52-78) 10¹² м³. Тепловая энергия, которую можно получить, равна (2,0-3,0) 10²¹ Дж. Возможные месторождения оцениваются в 330 10¹² м³. Тепловая энергия, которую можно получить, составит 12,8 10²¹ Дж. При сжигании 50 10¹² м³ природного газа в атмосферу будет выброшено 180 10⁹ тонн СО₂. В настоящее время в атмосфере Земли содержится 2400 10⁹ тонн СО₂.

Нефть. Разведанные месторождения нефти в мире составляют (90-100) 10⁹ тонн. Тепловая энергия - (3,4-3,8) 10²¹ Дж (тепловых). При КПД 45% — (1,5-1,7) 10²¹ Дж (электрических). Возможные месторождения могут быть оценены в (200-350) 10⁹ тонн, или (7,6-13,3) 10²¹ Дж (тепловых). Однако, нефть эффективнее, прежде всего, для автомобильного и авиационного транспорта, а не для получения электроэнергии.

Уран. Разведанные месторождения естественного урана составляют (1,75-2,36) 10⁶ тонн. Тепловая энергия — (1,4-1,9) 10²³ Дж. В реакторах на тепловых нейтронах можно сжечь около 1% природного урана, что даст (1,4-1,9) 10²¹ Дж тепловых. При КПД 33% - (0,46-0,63) 10²¹ Дж электрических. В реакторах на быстрых нейтронах в замкнутом топливном цикле можно сжечь практически 100% природного урана, при КПД = 45% можно получить (0,63-0,86) 10²³ Дж электрических.

топливо	Запасы, т	Калорийность, Дж/т	Тепло, Дж	Электроэнергия, Дж
уголь	(0,5-0,6) 1012	2,3 1010	(1,1-1,4)1022
газ	(5-8) 1013 м3 +3 1014 м3		(2,0-3,0) 1021
нефть	(9-10) 1010 +(2-3,5) 1011		(3,4-3,8) 1021 +(7,6-13,3) 1021	(1,5-1,7) 1021
уран	4,6 106 +6,7 106		(1,4-1,9) 1023	(0,6-0,9) 1023

 

Установленных запасов урана в мире хватит более чем на сто лет эксплуатации АЭС. Однако внедрение усовершенствованных технологий реакторов и ЯТЦ позволит продлить поставки на тысячи лет. Такой вывод содержится в опубликованном 20 июля отчете Агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ ОЭСР) и МАГАТЭ: «С учетом темпов потребления 2008 года общий объем установленных запасов [урана] достаточен для обеспечения поставок в течение более чем ста лет» (20.07.2010 19:18)

 

Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение вместе взятые составляют так называемый топливный цикл. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.

В зависимости от базового делящегося нуклида (или нуклидов), энергетика использует разные топливные циклы. Различают урановый, торий-урановый, уран-плутониевый и торий-плутониевый циклы. В настоящее время наибольшее распространение получил урановый цикл, который точнее называть уран-плутоний-нептуниевым ядерно-энергетическим топливным циклом, поскольку именно эти элементы (равно как некоторые другие важные трансплутониевые нуклиды и продукты деления) нарабатываются в реакторах на урановом топливе.

Энергетический ядерный топливно-энергетический цикл подразделяется на два вида: открытый (разомкнутый), нацеленный на захоронение отработанного топлива и радиоактивных отходов, и закрытый (замкнутый), предусматривающий переработку отработанного топлива и других отходов предприятий ядерной индустрии с целью выделения ценных элементов.

Этапы замкнутого ЯТЦ включают выдержку отработанного ядерного топлива на территории АЭС в течение 3–10 лет; временное контролируемое хранение ОЯТ в автономных хранилищах при радиохимическом заводе (сроком до 40 лет), переработку ОЯТ с выделением из него отдельных (или суммы) делящихся нуклидов и продуктов деления, представляющих коммерческий интерес, отверждение и захоронение отходов.

Переработка ОЯТ даёт некоторые экономические выгоды, восстанавливая неиспользованный уран и вовлекая в энергетику наработанный плутоний. При этом уменьшается объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить. В ОЯТ содержится примерно 1% Pu. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки и в реакторы-размножители (коверторы и бридеры).

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивным радиоактивным отходом и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования – поступает на хранение или захоронение. Разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%).

К преимуществам замкнутого ЯТЦ относят возврат в энергетику дорогостоящих делящихся материалов — U и Pu, что обеспечит атомную энергетику топливом. Кроме того, объёмы высоко радиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объёмы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) без их переработки.

Основные недостатки замкнутого ЯТЦ – наличие экологически опасного радиохимического производства и возможность неконтролируемого распространения плутония- 239 и других компонентов ядерного оружия.

Схема открытого варианта ЯТЦ значительно короче и проще, чем это замкнутого варианта. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами - радиохимический завод, т.е. отсутствует наиболее радиационно опасное производство. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке, не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах.

Нет проблем, связанных со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ (кислот, щелочей, органических жидкостей). Исчезает необходимость закачивания под землю трития, устраняются проблемы с утилизацией йода, жидких и газообразных отходов, выбросов. И, наконец, «вечное» захоронение ОТВС не означает полное и вечное исключение из оборота ядерных материалов. Ибо «могильник» для отработанного топлива — это искусственное компактное месторождение урана и плутония, к «разработке» которого можно вернуться в случае крайней необходимости или появления новых принципов подхода к использованию ядерных материалов, новых технологий по переработке ОЯТ, снизится активность осколочных радионуклидов.

К недостаткам открытого цикла следует отнести большую стоимость долговременных хранилищ и полигонов для захоронения, трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует реальная опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения ТВЭлов при их длительном хранении), необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (возможность хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами также представляется реальной), а также постоянного контроля за состоянием хранимых материалов.

Очевидно, что любой ядерный топливный цикл – дорогостоящее и опасное производство. Выбор оптимального варианта ЯТЦ – серьезная проблема для страны и мира в целом.

Из 34 стран в настоящее время лишь Индия, Япония, Англия, Россия, Франция перерабатывают отработанное ядерное топливо на своих предприятиях. Большинство стран, включая Канаду, Финляндию, ФРГ, Италию, Нидерланды, Швецию, Швейцарию, Испанию, США и КНР, либо хранят ОЯТ, либо передают ОЯТ на переработку другим странам.

В России отработанное ядерное топливо перерабатывается на радиохимическом заводе РТ-1 (комбинат «Маяк»).