Ядерной энергетике

2.1. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО И ЕГО ОСОБЕННОСТИ.

Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Источником ядерного топлива является природный торий и уран, состоящий из трех изотопов: .

Из них только изотоп U является природным материалом, ядра атомов которых могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т.е. «избыточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. Однако его очень мало в природном уране: на одну тонну приходится 7,1 кг делящегося материала . Поэтому для промышленных целей применяют обогащение по , при котором содержание этого материала повышается. В зависимости от массового содержания различают:

уран слабообогащенный - до 5 %

среднеобогащенный - 5-20 %

высокообогащенный - 21-90 %

сверхобогащенный - 90-96 %.

Основная часть природного урана изотоп (992,8 кг на 1 т урана) не делится под воздействием тепловых нейтронов. Но его ядро может захватывать эти нейтроны без последующего деления. При этом превращается в атом нового делящегося элемента – плутония, не встречающегося в природе.

Также ведет себя и торий - единственный изотоп этого элемента, встречающийся в природе. Под воздействием нейтронов торий не делится, но способен захватывать нейтроны и через промежуточную стадию превращаться в искусственно делящийся нуклид .

Чтобы осуществить в реакторах эти реакции, необходимо получать избыточные нейтроны за счет цепной реакции деления , который является первоисточником нейтронов, необходимых для преобразования и в делящееся вещество.

Таким образом, является «стартовым» топливом во всех процессах деления. Поэтому обеспечение полного превращения всего природного урана и тория в делящиеся материалы – одна из важнейших проблем ядерной энергетики, напрямую связанной с экономикой ядерной энергетики.

Отметим следующие особенности ядерного топлива:

1.Феноменально высокая теплотворная способность, т.е. тепловыделение, отнесенное к единице массы разделившихся нуклидов.

При сгорании органического топлива имеют место химические окислительные процессы, сопровождаемые относительно малым энерговыделением. При сгорании (окислении) атома углерода в соответствии с реакцией

С + О2 ® СО2

выделяется около 4 эв (электрон-вольт) энергии на каждый акт взаимодействия.

При делении ядра атома урана

+ n ® X1 + X2

выделяется около 200 Мэв энергии на каждый акт деления. Энерговыделение в этих двух процессах различается в 50 млн раз на один акт взаимодействия, а исходя из соотношения атомных масс урана и углерода (235:12) энерговыделения на единицу массы различается в примерно 2,5 млн раз.

Часть изотопов плутония ²³⁹Рu и ²⁴¹Pu также подвергаются делению под воздействием тепловых нейтронов, при котором также выделяется энергия около 200 Мэв на 1 акт деления. Таким образом, вклад плутония в энерговыработку реакторов на тепловых нейтронах, работающих на слабообогащенном топливе довольно значителен и составляет около 33,8 %.

Рассчитано, что при делении одного грамма ядерного топлива выделяется 0,95 мВт/сутки тепловой энергии или 22800 кВт.час, что эквивалентно 2,8 тоннам условного топлива. Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, сопровождаемое мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы предъявляет особые повышенные требования к применяемым материалам, что отражается на стоимости реакторного оборудования.

Высокая калорийность ЯТ обусловливает резкое сокращение физических объемов ядерного топлива по сравнению с органическим при выработке заданного количества энергии. А это требует меньших затрат на транспортирование как исходного сырья, так и готового ядерного топлива. АЭС независима от районов добычи и изготовления ЯТ.

Высокая калорийность ЯТ обусловливает относительно малую численность рабочих, занятых добычей, изготовлением и доставкой его потребителю в расчете на единицу производимой энергии по сравнению с добычей и транспортированием органического топлива, что в конечном счете обеспечивает высокую производительность труда в системе атомной энергии и ее топливоснабжения, а также наряду с другими факторами обеспечивает более низкую стоимость электроэнергии АЭС.

2. Невозможность полного «сжигания» (деления) всех делящихся нуклидов за одноразовое пребывание топлива в реакторе, т.к. в активной зоне реактора необходимо всегда иметь критическую массу топлива и выгорает только та его часть, которая превышает критическую массу и создает надкритичность.

В выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет содержаться значительное количество делящихся и воспроизводящихся нуклидов. Это топливо после химической отчистки от продуктов деления может быть снова возвращено в топливный цикл для повторного использования. Например, в 1 т выгруженного из реактора ВВЭР – 440 обработавшего расчетную компанию топлива содержится около 950 кг , до 12 кг , около 6,5 кг делящихся изотопов плутония ( и ). Из этого следует, что ядерное топливо может многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности, уменьшая тем самым потребность в природном уране.

3. Возможность иметь частичное, а при определенных условиях полное и даже расширенное производство (конверсию) делящихся нуклидов, т.е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящих ядерных материалов (, ).

Воспроизводство вторичного ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, т.к. источником его служит воспроизводящий материал , а результатом воспроизведения является плутоний, обладающий такой же высокой калорийностью, как и . Плутоний в дальнейшем может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использован в смеси с ураном как вторичное топливо.

При создании ядерной энергетики очень перспективным направлением считалось создание в промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах размножителях, коэффициент воспроизводства которых существенно превышает единицу (отношение количества образующихся делящихся изотопов урана и плутония к убыли первоначально загруженных). Сегодня проблема создания и использования вторичного топлива в промышленных масштабах не решена во всем мире. Работы по созданию вторичного топлива в виде смеси окислов плутония и урана, т.н. МОКС-топливо для действующих реакторов, проводятся в России на уровне экспериментов и пока не дают положительных результатов, т.к. для реакторов ВВЭР это приводит к снижению уровня безопасности. Все дело в свойствах плутония и особой радиотоксичности его изотопа ²⁴¹Рu, который и нарабатывается в ядерных реакторах. Ничтожное его количество способно влиять на наследственность живых организмов, вызывать онкологические заболевания. В организме это постоянный источник a-частиц. Нормой допускается аварийный выброс в окружающую среду не более 1 мг плутония, тогда как урана – 2 кг. В Чернобыле ушло – 20 кг. Теперь он рассеян в окружающей среде и последствия предсказать трудно. Поэтому сегодня стоит проблема предотвращения распространения плутония и обезвреживания радиоактивных накоплений.

В мире накоплено 650 т энергетического плутония, в т.ч. в бывшем СССР – 80 т и 250 оружейного, в т.ч. в России 140 т. Большая часть его находится в отработавшем ядерном топливе, но какая-то уже выделена на перерабатывающих заводах и складирована в хранилищах. Хранение 1 г плутония (оружейного) обходится в год в 2-4 дол. Хранилище имеет емкость 50 т. Стоимость хранения нетрудно подсчитать, она составит около 200млн.дол.

4.«Сжигание» ядерного топлива в реакторе не требует окислителя и не сопровождается непрерывным сбросом в окружающую среду продуктов сгорания. При сжигании органического топлива потребляется почти трехкратное по массе количество кислорода, забираемого из атмосферного воздуха, и процесс сопровождается непрерывным выбросом в атмосферу продуктов сгорания дымовых газов и твердых негорючих примесей в виде золы.

При работе АЭС кислород воздуха не потребляется, а радиоактивные продукты деления сохраняются в отработанном ядерном топливе и в дальнейшем удаляются при химической переработке. Жидкие и твердые радиоактивные отходы хранятся в специальных хранилищах, газообразные выбрасываются в атмосферу через высокую вентиляционную трубу после выдержки в газгольдерах и разбавления воздухом до установленной нормы.

Т.о. экономическая проблема заключается в тех дополнительных расходах на создание и содержание надежных хранилищ радиоактивных отходов на всех стадиях топливного цикла.

5. Процесс деления одновременно сопровождается накоплением радиоактивных продуктов деления, а также продуктов их распада, длительное время сохраняющих высокий уровень радиоактивности. С этим связано весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его останова и высокая наведенная радиоактивность материалов и теплоносителя. Из этого вытекают особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС по сравнению с теплоэнергетикой. АЭС требуются специфические устройства и сооружения, которых нет в обычной теплоэнергетике: система аварийной защиты реактора, мощная биологическая защита от ионизирующего облучения; системы аварийного и планового расхолаживания реактора, бассейны для охлаждения и выдержки ОЯТ, перегрузочные машины, системы специальной вентиляции и удаления радиоактивных газов, устройства дезактивации оборудования при ремонтах, служба дозиметрии, хранилища РАО и др.

Поэтому строительство АЭС обходится примерно в 1,5-2 раза дороже строительства тепловой электростанции той же мощности. Несравнимы особенно после Чернобыля требования к надежности инженерного обеспечения ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации АЭС, что предъявляет высокие требования к квалификации эксплуатационного персонала и увеличивает затраты на его подготовку.

2.2 ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Топливный цикл – это движение ядерного горючего от исходного сырья (природный уран, торий) до регенерата и шлаков. АЭС является одним из звеньев топливного цикла, включающего кроме самой АЭС предприятия по добыче, переработке, регенерации ОЯТ, транспортировке, хранению ядерного топлива.

Предприятия топливного цикла, обслуживающие АЭС называют внешним топливным циклом и рассматривают как сопряженные предприятия ЯЭ. Переработку и хранение отработавшего ЯТ иногда называют «задним краем топливного цикла».

Топливный цикл может быть замкнутым и разомкнутым.

В замкнутом топливном цикле горючее после использования в реакторе направляется на выдержку и регенерацию с последующим полным или частичным возвратом в цикл.

В разомкнутом топливном цикле отработавшее горючее после выдержки до получения приемлемого уровня радиоактивности направляется либо на длительное хранение, либо на захоронение (одноразовое использование топлива).

Разомкнутый цикл с одноразовым использованием ядерного горючего аналогичен топливному циклу обычной энергетики.

По типу ядерного горючего различают следующие топливные циклы: урановые (или уран-плутониевые), ториевые и плутониевые.

Урановые топливные циклы подразделяют на цикл на природном и обогащенном уране.

Рассмотрим типовую схему замкнутого уранового топливного цикла для энергетики с реакторами на тепловых нейтронах.

Рис.2.1. Типовая схема замкнутого ядерно-топливного цикла