МОКС-топливо

Смешанное оксидное топливо , обычно называемое МОКС-топливом , представляет собой ядерное топливо , содержащее более одного оксида , делящегося материала обычно состоящее из плутония, смешанного с природным ураном , переработанным ураном или обедненным ураном . МОКС-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому топливу, используемому в легководных реакторах , которые преобладают в атомной энергетике .

Например, смесь 7% плутония и 93% природного урана реагирует аналогично, хотя и не идентично, с низкообогащенным урановым топливом (от 3 до 5% урана-235). МОХ обычно состоит из двух фаз UO ₂ и PuO ₂ и/или однофазного твердого раствора (U,Pu)O ₂ . Содержание PuO ₂ может варьироваться от 1,5 мас.% до 25–30 мас.% в зависимости от типа ядерного реактора.

Одной из привлекательных сторон МОХ-топлива является то, что это способ использования излишков оружейного плутония, альтернатива хранению излишков плутония, который необходимо будет защитить от риска кражи для использования в ядерном оружии . ^[1]^[2] С другой стороны, некоторые исследования предупреждают, что нормализация глобального коммерческого использования МОХ-топлива и связанное с этим расширение ядерной переработки скорее увеличит, чем уменьшит риск ядерного распространения , поощряя более активное отделение плутония от отработанного топлива в гражданской ядерной технике. топливный цикл . ^[3]^[4]^[5]

Обзор

на основе урана В активной зоне каждого ядерного реактора происходит как деление изотопов урана, таких как уран-235 , так и образование новых, более тяжелых изотопов за счет захвата нейтронов , в первую очередь урана-238 . Большую часть массы топлива в реакторе составляет уран-238. В результате захвата нейтронов и двух последовательных бета-распадов уран-238 становится плутонием-239 , который при последовательном захвате нейтронов становится плутонием-240 , плутонием-241 , плутонием-242 и (после дальнейших бета-распадов) другими трансурановыми или актинидными нуклидами. Плутоний-239 и плутоний-241 расщепляются , как и уран-235. небольшие количества урана-236 , нептуния-237 и плутония-238 Аналогично из урана-235 образуются .

Обычно, когда низкообогащенное урановое топливо заменяется примерно каждые пять лет, большая часть плутония-239 «сгорает» в реакторе. Он ведет себя как уран-235, с немного более высоким сечением деления, и при его делении выделяется такое же количество энергии . Обычно около одного процента отработавшего топлива, выгруженного из реактора, составляет плутоний , а около двух третей плутония — плутоний-239. Ежегодно во всем мире в отработавшем топливе образуется почти 100 тонн плутония.

Переработка плутония в пригодное для использования топливо увеличивает энергию, получаемую из исходного урана, примерно на 12%, а если уран-235 также переработать путем повторного обогащения, то эта цифра составит около 20%. ^[6] В настоящее время плутоний перерабатывается и используется в качестве МОКС-топлива только один раз; отработанное МОХ-топливо с высокой долей минорных актинидов и изотопов плутония хранится как отходы.

Существующие ядерные реакторы должны получить повторную лицензию, прежде чем можно будет использовать МОХ-топливо, поскольку его использование меняет рабочие характеристики реактора, и завод должен быть спроектирован или слегка адаптирован для его использования; например, больше стержней управления необходимо . Зачастую только от трети до половины загрузки топлива переводится на МОХ, но для загрузки МОХ более 50% необходимы значительные изменения, и реактор необходимо проектировать соответствующим образом. Конструкция реактора System 80 , развернутого на американской атомной электростанции Пало-Верде недалеко от Феникса, штат Аризона , была разработана для 100% совместимости активной зоны МОКС-топлива, но до сих пор всегда работала на свежем низкообогащенном уране. Теоретически три реактора Пало-Верде могли бы использовать МОХ-топливо, получаемое из семи реакторов с традиционным топливом каждый год, и больше не требовали бы свежего уранового топлива.

на быстрых нейтронах БН-600 и Реакторы БН-800 рассчитаны на 100% загрузку МОКС-топливом. В 2022 году БН-800 впервые был полностью загружен МОКС-топливом. ^[7]

По данным Atomic Energy of Canada Limited (AECL), реакторы CANDU могут использовать 100% МОХ-активные зоны без физической модификации. ^[8]^[9] Компания AECL сообщила комитету Национальной академии наук США по утилизации плутония, что имеет обширный опыт испытаний использования МОКС-топлива, содержащего от 0,5 до 3% плутония. ^{[ нужна ссылка ]}

Отработанное МОКС-топливо

Содержание несгоревшего плутония в отработавшем МОКС-топливе тепловых реакторов значительно – более 50% от исходной загрузки плутония. Однако при сжигании МОХ соотношение делящихся (нечетных) изотопов к неделящимся (четным) падает примерно с 65% до 20%, в зависимости от степени выгорания. Это делает любую попытку извлечь делящиеся изотопы трудной, и для любого извлечения большого количества Pu потребуется такая высокая доля Pu в любом МОКС-топливе второго поколения, что это будет непрактично. ^{[ почему? ]} Это означает, что такое отработавшее топливо будет сложно переработать для дальнейшего повторного использования (сжигания) плутония. Регулярная переработка двухфазного отработанного МОКС-топлива затруднена из-за низкой растворимости PuO ₂ в азотной кислоте. ^[10]

По состоянию на 2015 год единственная демонстрация дважды переработанного топлива с высоким выгоранием произошла на быстром реакторе Феникс . ^[11]

Текущие приложения

Использованный МОКС-топливный газ, имеющий термическое выгорание 63 ГВт-сут, был исследован с помощью сканирующего электронного микроскопа с использованием электронной микрозондовой насадки. Чем светлее пиксель справа, тем выше содержание плутония в материале в этом месте.

Переработка коммерческого ядерного топлива в МОКС-топливо осуществляется во Франции и в меньшей степени в России , Индии и Японии . В Великобритании THORP работал с 1994 по 2018 год. Китай планирует развивать быстрые реакторы-размножители и переработку. Переработка отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов не разрешена в Соединенных Штатах по соображениям нераспространения. У Германии были планы построить завод по переработке в Вакерсдорфе, но, поскольку это не удалось осуществить, вместо этого она полагалась на французские возможности ядерной переработки, пока в 2005 году транспортировка немецкого отработанного топлива для переработки не была объявлена вне закона. ^[12]

Соединенные Штаты строили завод по производству МОКС-топлива на территории Саванна-Ривер в Южной Каролине. Хотя Управление долины Теннесси (TVA) и Duke Energy выразили заинтересованность в использовании МОХ-реакторного топлива, полученного при конверсии оружейного плутония, ^[13] TVA (в настоящее время наиболее вероятный заказчик) заявила в апреле 2011 года, что отложит принятие решения до тех пор, пока не сможет увидеть, как МОКС-топливо подействовало во время ядерной аварии на Фукусиме-дайити . ^[14] В мае 2018 года Министерство энергетики сообщило, что для завершения строительства завода потребуется еще 48 миллиардов долларов сверх уже потраченных 7,6 миллиардов долларов. Строительство было отменено. ^[15]

Тепловые реакторы

Большинство современных тепловых реакторов, использующих топливо из оксида урана с высоким выгоранием, производят довольно значительную часть своей продукции к концу срока службы активной зоны за счет деления плутония, полученного путем захвата нейтронов в уране-238 на более раннем этапе жизни активной зоны, поэтому добавление некоторого количества оксида плутония к Производство топлива в принципе не является очень радикальным шагом. Около 30 тепловых реакторов в Европе (Бельгия, Нидерланды, Швейцария, Германия и Франция) используют МОХ-топливо. ^[16] и еще 20 получили на это лицензию. Большинство реакторов используют его примерно в трети своей активной зоны, но некоторые допускают до 50% МОКС-сборок. Во Франции EDF стремится обеспечить работу всех своих реакторов мощностью 900 МВт, по крайней мере, на одной трети МОХ-топлива. Япония стремилась к 2010 году перевести треть своих реакторов на МОХ-топливо и одобрила строительство нового реактора с полной загрузкой МОХ-топлива. По состоянию на 2011 год от общего количества использованного ядерного топлива МОХ-топливо составляло около 2%. ^[6]

Вопросы лицензирования и безопасности использования МОХ-топлива включают: ^[16]

Оксид плутония существенно более токсичен, чем оксид урана, что делает производство топлива более сложным и дорогим.
Поскольку изотопы плутония поглощают больше нейтронов, чем урановое топливо, системы управления реактором могут нуждаться в модификации.
МОКС-топливо имеет тенденцию нагреваться сильнее из-за более низкой теплопроводности, что может быть проблемой в некоторых конструкциях реакторов.
Выбросы газа ядерного деления в МОХ-топливных сборках могут ограничить максимальное время выгорания МОХ-топлива.

Около 30% плутония, первоначально загруженного в МОКС-топливо, потребляется при использовании в тепловом реакторе. Теоретически, если одна треть топливной загрузки активной зоны представляет собой МОКС-топливо, а две трети — урановое топливо, то чистое изменение массы плутония в отработавшем топливе равно нулю , и цикл можно повторить; однако остается множество трудностей в переработке отработавшего МОКС-топлива. По состоянию на 2010 год плутоний перерабатывается в тепловых реакторах только один раз, а отработанное МОХ-топливо отделяется от остального отработанного топлива и хранится как отходы. ^[16]

Все изотопы плутония либо делящиеся, либо воспроизводящие, хотя плутонию-242 необходимо поглотить 3 нейтрона, прежде чем он станет делящимся кюрием -245; в тепловых реакторах изотопная деградация ограничивает потенциал повторного использования плутония. Около 1% отработанного ядерного топлива нынешних LWR составляет плутоний с приблизительным изотопным составом 52%. ²³⁹
₉₄ Пу
, 24% ²⁴⁰
₉₄ Пу
, 15% ²⁴¹
₉₄ Пу
, 6% ²⁴²
₉₄ Пу
и 2% ²³⁸
₉₄ Пу
при первом удалении топлива из реактора. ^[16]

Быстрые реакторы

Потому что отношение деления к захвату высокоэнергетических или быстрых нейтронов изменяется в пользу деления почти всех актинидов , включая ²³⁸
₉₂92У
, быстрые реакторы могли бы использовать их все в качестве топлива. Все актиниды могут подвергаться делению, индуцированному нейтронами, с незамедлительными или быстрыми нейтронами. более Таким образом, быстрый реактор эффективен, чем тепловой, поскольку в качестве топлива используется плутоний и высшие актиниды.

Эти быстрые реакторы лучше подходят для трансмутации других актинидов, чем тепловые реакторы. Поскольку в тепловых реакторах используются медленные или замедленные нейтроны, актиниды, которые не делятся тепловыми нейтронами, имеют тенденцию поглощать нейтроны, а не делиться. Это приводит к накоплению более тяжелых актинидов и снижает количество тепловых нейтронов, доступных для продолжения цепной реакции. с Подкритический реактор внешним источником нейтронов может либо работать в спектре быстрых нейтронов (без необходимости использования высокообогащенного топлива, что обычно бывает в быстрых реакторах), либо использовать тепловые нейтроны для воспроизводства делящихся материалов, компенсируя потерю нейтронов за счет увеличения потока. от источника нейтронов.

Изготовление

Разделение плутония

Первым шагом является отделение плутония от оставшегося урана (около 96% отработавшего топлива) и продуктов деления с другими отходами (вместе около 3%) с использованием процесса PUREX .

Сухое смешивание

МОХ-топливо можно производить путем измельчения оксида урана (UO ₂ ) и оксида плутония (PuO ₂ ) перед прессованием смешанного оксида в таблетки, но этот процесс имеет недостаток, заключающийся в образовании большого количества радиоактивной пыли.

Соосаждение

Смесь нитрата уранила и нитрата плутония в азотной кислоте преобразуют обработкой основанием, таким как аммиак, с образованием смеси диураната аммония и гидроксида плутония. При нагревании в смеси 5% водорода и 95% аргона образуется смесь диоксида урана и диоксида плутония . Используя основу , полученный порошок можно пропустить через пресс и превратить в гранулы. Затем таблетки можно спекать в смесь оксидов урана и плутония.

Американский контент

Плутоний из переработанного топлива обычно перерабатывается в МОХ-топливо в течение менее пяти лет с момента его производства, чтобы избежать проблем, возникающих из-за примесей, образующихся в результате распада короткоживущих изотопов плутония. В частности, плутоний-241 распадается до америция-241 с периодом полураспада 14 лет. Поскольку америций-241 является излучателем гамма-лучей , ^{[ нужна ссылка ]} его присутствие представляет собой потенциальную угрозу профессиональному здоровью . Однако можно удалить америций из плутония с помощью процесса химического разделения. Даже в самых худших условиях смесь америция и плутония менее радиоактивна, чем жидкость растворения отработавшего топлива, поэтому извлечение плутония с помощью PUREX или другого водного метода переработки должно быть относительно простым. ^{[ нужна ссылка ]}

Содержание суда

Вполне возможно, что и америций , и кюрий могут быть добавлены в МОХ-топливо U/Pu перед его загрузкой в быстрый реактор или подкритический реактор, работающий в «режиме актинидной горелки». Это один из способов трансмутации. Работать с кюрием намного сложнее, чем с америцием, поскольку кюрий является излучателем нейтронов, поэтому линию по производству МОКС-топлива необходимо будет защитить как свинцом, так и водой , чтобы защитить рабочих.

Кроме того, нейтронное облучение кюрия приводит к образованию высших актинидов , таких как калифорний , которые увеличивают дозу нейтронов , связанную с использованным ядерным топливом ; это может привести к загрязнению топливного цикла сильными излучателями нейтронов. В результате вполне вероятно, что кюрий будет исключен из большинства МОХ-топлив. Подкритический реактор, такой как система с приводом от ускорителя, может «сжечь» такое топливо, если будут решены проблемы, связанные с его обращением и транспортировкой. Однако, чтобы избежать скачков мощности из-за непреднамеренной критичности, необходимо точно знать нейтронные характеристики в любой данный момент времени, включая эффект накопления или потребления нейтронно-излучающих нуклидов, а также нейтронных поглотителей.

Торий МОКС

МОХ-топливо, содержащее оксиды тория и плутония. Также проходят испытания ^[17] Согласно норвежскому исследованию, « пустотная реактивность теплоносителя торий-плутониевого топлива отрицательна при содержании плутония до 21%, тогда как для МОХ-топлива переход составляет 16%». ^[18] Авторы пришли к выводу: «Торий-плутониевое топливо, по-видимому, имеет некоторые преимущества перед МОКС-топливом в отношении качества управляющего стержня и бора , CVR и потребления плутония». ^[18]

См. также

Ссылки

^ «Военные боеголовки как источник ядерного топлива – от мегатонн до мегаватт – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 г. Проверено 6 сентября 2008 г.
^ «Программа МОХ-топлива в США требовала смягчения мер безопасности на заводе по производству оружейного плутония» . 11 апреля 2011 г.
^ «Стоит ли переработка в США риска? - Ассоциация по контролю над вооружениями» . www.armscontrol.org .
^ «Информационные бюллетени о Вест-Вэлли · NIRS» . 1 марта 2015 г. Архивировано из оригинала 20 марта 2011 г. Проверено 6 сентября 2008 г.
^ Подвиг, Павел (10 марта 2011 г.). «Программа утилизации плутония в США: неопределенности в отношении маршрута МОКС» . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам . Проверено 13 февраля 2012 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б «Информация Всемирной ядерной ассоциации о МОХ» . Архивировано из оригинала 1 марта 2013 г. Проверено 22 мая 2011 г.
^ Реактор БН-800 полностью перешел на МОКС-топливо
^ «Канду работает с Управлением по выводу из эксплуатации ядерных объектов Великобритании над изучением развертывания реакторов EC6» . Миссиссога: пресс-релиз Канду. 27 июня 2012 года . Проверено 5 декабря 2013 г.
^ «Мечи на орала: Канада может сыграть ключевую роль в преобразовании материала ядерного оружия в электричество», Архивировано 3 октября 2013 г. в Wayback Machine в The Ottawa Citizen (22 августа 1994 г.): «CANDU ... конструкция реактора по своей сути позволяет обращение с сердечниками с полным MOX"
^ Бураков, Б.Е.; Оджован, Мичиган; Ли, МЫ (2010). Кристаллические материалы для иммобилизации актинидов . Лондон: Издательство Имперского колледжа. п. 58.
^ Натараджан, Р. (2015). «Переработка отработанного ядерного топлива быстрых реакторов, Натараджан». Переработка и утилизация отработанного ядерного топлива : 213–243. дои : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00009-5 .
^ Возврат радиоактивных отходов после переработки (на немецком языке)
^ TVA может использовать МОХ-топливо от SRS , 10 июня 2009 г.
↑ Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливо , 10 апреля 2011 г.
^ Гарднер, Тимоти (12 октября 2018 г.). «Администрация Трампа расторгает контракт на строительство завода по производству топлива из плутония» . Рейтер .
^ Перейти обратно: ^а ^б ^с ^д «Плутониевые варианты NDA» (PDF) . Управление по выводу из эксплуатации ядерных объектов . Август 2008 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 мая 2011 г. Проверено 7 сентября 2008 г. {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )
^ «Испытание тория начинается» . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 года . Проверено 21 июля 2013 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б Бьорк, Клара Инсуландер; Фагер, Валентин (июнь 2009 г.). «Сравнение тория-плутониевого топлива и МОХ-топлива для PWR» . п. 487 . Проверено 11 октября 2017 г.

Внешние ссылки

[1] «Военные боеголовки как источник ядерного топлива – от мегатонн до мегаватт – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org . Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 г. Проверено 6 сентября 2008 г.

[2] «Программа МОХ-топлива в США требовала смягчения мер безопасности на заводе по производству оружейного плутония» . 11 апреля 2011 г.

[3] «Стоит ли переработка в США риска? - Ассоциация по контролю над вооружениями» . www.armscontrol.org .

[4] «Информационные бюллетени о Вест-Вэлли · NIRS» . 1 марта 2015 г. Архивировано из оригинала 20 марта 2011 г. Проверено 6 сентября 2008 г.

[5] Подвиг, Павел (10 марта 2011 г.). «Программа утилизации плутония в США: неопределенности в отношении маршрута МОКС» . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам . Проверено 13 февраля 2012 г.

[WNAMOX-6] Перейти обратно: ^а ^б «Информация Всемирной ядерной ассоциации о МОХ» . Архивировано из оригинала 1 марта 2013 г. Проверено 22 мая 2011 г.

[7] Реактор БН-800 полностью перешел на МОКС-топливо

[8] «Канду работает с Управлением по выводу из эксплуатации ядерных объектов Великобритании над изучением развертывания реакторов EC6» . Миссиссога: пресс-релиз Канду. 27 июня 2012 года . Проверено 5 декабря 2013 г.

[9] «Мечи на орала: Канада может сыграть ключевую роль в преобразовании материала ядерного оружия в электричество», Архивировано 3 октября 2013 г. в Wayback Machine в The Ottawa Citizen (22 августа 1994 г.): «CANDU ... конструкция реактора по своей сути позволяет обращение с сердечниками с полным MOX"

[Burakov-10] Бураков, Б.Е.; Оджован, Мичиган; Ли, МЫ (2010). Кристаллические материалы для иммобилизации актинидов . Лондон: Издательство Имперского колледжа. п. 58.

[11] Натараджан, Р. (2015). «Переработка отработанного ядерного топлива быстрых реакторов, Натараджан». Переработка и утилизация отработанного ядерного топлива : 213–243. дои : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00009-5 .

[12] Возврат радиоактивных отходов после переработки (на немецком языке)

[13] TVA может использовать МОХ-топливо от SRS , 10 июня 2009 г.

[14] Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливо , 10 апреля 2011 г.

[15] Гарднер, Тимоти (12 октября 2018 г.). «Администрация Трампа расторгает контракт на строительство завода по производству топлива из плутония» . Рейтер .

[NDA-options-16] Перейти обратно: ^а ^б ^с ^д «Плутониевые варианты NDA» (PDF) . Управление по выводу из эксплуатации ядерных объектов . Август 2008 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 мая 2011 г. Проверено 7 сентября 2008 г. {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

[wnn-20130621-17] «Испытание тория начинается» . Мировые ядерные новости. 21 июня 2013 года . Проверено 21 июля 2013 г.

[Bjork-18] Перейти обратно: ^а ^б Бьорк, Клара Инсуландер; Фагер, Валентин (июнь 2009 г.). «Сравнение тория-плутониевого топлива и МОХ-топлива для PWR» . п. 487 . Проверено 11 октября 2017 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]

[16]

[17]

[18]

v т и Соединения плутония
Plutonium(II)	PuH₂ PuB₂ PuSe PuSi
Plutonium(III)	PuAs PuH₃ PuP PuB PuF₃ PuCl₃ PuBr₃ PuI₃ PuN
Plutonium(IV)	PuC Pu(NO₃)₄ PuF₄ PuO₂ Pu(IO₃)₄ Pu(C₈H₈)₂
Plutonium(V)	PuF₅ XePuF₆
Plutonium(VI)	PuF₆
Plutonium(VIII)	PuO₄