Ядерный топливный цикл

Ядерные топливные циклы описывают, как ядерное топливо добывается, обрабатывается, используется и утилизируется.

Ядерный топливный цикл , также называемый ядерной топливной цепью , представляет собой прохождение ядерного топлива через ряд различных стадий. Он состоит из этапов начальной стадии , которые представляют собой подготовку топлива, этапов периода обслуживания , в течение которого топливо используется во время работы реактора, и этапов конечной стадии , которые необходимы для безопасного управления, локализации и либо переработка или захоронение отработанного ядерного топлива . Если отработавшее топливо не перерабатывается, топливный цикл называется открытым топливным циклом (или прямоточным топливным циклом ); если отработавшее топливо перерабатывается, это называется замкнутым топливным циклом .

Основные понятия

Жизненный цикл топлива в современной системе США. Если собрать в одном месте, общий запас отработавшего ядерного топлива, произведенного коммерческим парком электростанций в Соединенных Штатах, составит 7,6 метра (25 футов) в высоту и 91 метр (300 футов) по стороне, что примерно соответствует занимаемой площади одно поле для американского футбола .

Ядерная энергетика опирается на расщепляющиеся материалы, которые могут поддерживать цепную реакцию с нейтронами . Примеры таких материалов включают уран и плутоний . В большинстве ядерных реакторов используется замедлитель для снижения кинетической энергии нейтронов и увеличения вероятности деления . Это позволяет реакторам использовать материал с гораздо более низкой концентрацией делящихся изотопов , чем это необходимо для ядерного оружия . Графит и тяжелая вода являются наиболее эффективными замедлителями, поскольку они замедляют нейтроны при столкновениях, не поглощая их. Реакторы, использующие тяжелую воду или графит в качестве замедлителя, могут работать на природном уране .

Легководный реактор (LWR) использует воду в той форме, которая встречается в природе, и требует топлива, обогащенного до более высоких концентраций делящихся изотопов. Обычно в LWR используется уран, обогащенный до 3–5% U-235 , единственный делящийся изотоп, который встречается в значительном количестве в природе. Одной из альтернатив этому низкообогащенному урановому (НОУ) топливу является смешанное оксидное (МОКС) топливо, получаемое путем смешивания плутония с природным или обедненным ураном, и это топливо обеспечивает возможность использования излишков оружейного плутония. Другой тип МОКС-топлива предполагает смешивание НОУ с торием , в результате чего образуется делящийся изотоп U-233 . И плутоний, и U-233 производятся в результате поглощения нейтронов путем облучения воспроизводящих материалов в реакторе, в частности обычного изотопа урана U-238 и тория соответственно, и могут быть отделены от отработанного уранового и ториевого топлива на перерабатывающих заводах .

Некоторые реакторы не используют замедлители для замедления нейтронов. Подобно ядерному оружию, которое также использует незамедлительные или «быстрые» нейтроны, эти реакторы на быстрых нейтронах требуют гораздо более высоких концентраций делящихся изотопов, чтобы поддерживать цепную реакцию. Они также способны производить делящиеся изотопы из воспроизводящих материалов; Реактор -размножитель - это реактор, который таким образом генерирует больше делящегося материала, чем потребляет.

Во время ядерной реакции внутри реактора делящиеся изотопы ядерного топлива расходуются, образуя все больше и больше продуктов деления , большая часть которых считается радиоактивными отходами . Накопление продуктов деления и потребление делящихся изотопов в конечном итоге останавливают ядерную реакцию, в результате чего топливо становится отработанным ядерным топливом . При использовании НОУ-топлива с обогащением 3% отработанное топливо обычно состоит примерно из 1% U-235, 95% U-238, 1% плутония и 3% продуктов деления. Отработанное топливо и другие высокоактивные отходы чрезвычайно опасны, хотя ядерные реакторы производят на порядки меньшие объемы отходов по сравнению с другими электростанциями из-за высокой энергетической плотности ядерного топлива. Безопасное обращение с этими побочными продуктами ядерной энергетики, включая их хранение и утилизацию, является сложной проблемой для любой страны, использующей ядерную энергетику. .

Внешний интерфейс

• 
  1 Урановая руда – основное сырье для ядерного топлива
• 
  2 Желтый пирог – форма, в которой уран транспортируется на конверсионный завод.
• 
  3 UF ₆ – используется при обогащении
• 
  4 Ядерное топливо – компактное, инертное, нерастворимое твердое вещество.

Разведка

Залежи урана, такие как уранинит , обнаруженные геофизическими методами, оцениваются и отбираются пробы для определения количества урановых материалов, которые можно извлечь из месторождения при определенных затратах. Запасы урана представляют собой объемы руды, которые, по оценкам, могут быть извлечены по заявленным затратам.

Встречающийся в природе уран состоит в основном из двух изотопов U-238 и U-235, при этом 99,28% металла составляет U-238, 0,71% - U-235, а оставшиеся 0,01% - в основном U-234. Число в таких названиях относится к изотопа атомному массовому числу , которое представляет собой количество протонов плюс количество нейтронов в атомном ядре .

Атомное ядро ​​U-235 почти всегда делится при ударе свободного нейтрона , поэтому этот изотоп называют « делящимся » изотопом. С другой стороны, ядро ​​атома U-238 вместо того, чтобы подвергаться делению при ударе свободного нейтрона, почти всегда поглощает нейтрон и дает атом изотопа U-239. Затем этот изотоп подвергается естественному радиоактивному распаду с образованием Pu-239, который, как и U-235, является делящимся изотопом. Атомы U-238 считаются воспроизводящими, поскольку в результате нейтронного облучения в ядре некоторые из них в конечном итоге образуют атомы делящегося Pu-239.

Горное дело

Основная статья: Добыча урана

Урановую руду можно добывать традиционным способом, открытым и подземным способом, аналогичным тем, которые используются для добычи других металлов. на месте Методы выщелачивания также используются для добычи урана в Соединенных Штатах . В этой технологии уран выщелачивается из пластовой руды через ряд регулярно расположенных скважин, а затем извлекается из раствора выщелачивания на наземной фабрике. Урановые руды в США обычно содержат от 0,05 до 0,3% оксида урана (U ₃ O ₈ ). Некоторые месторождения урана, разрабатываемые в других странах, имеют более высокое содержание и крупнее, чем месторождения, добываемые в Соединенных Штатах. Уран также присутствует в очень низкосортных количествах (от 50 до 200 частей на миллион) в некоторых отечественных фосфатсодержащих месторождениях морского происхождения. и других фосфатных химикатах, добывается очень большое количество фосфатсодержащей породы Поскольку для производства фосфорной кислоты мокрым способом, используемой в высокоактивных удобрениях , на некоторых заводах по переработке фосфатов уран, хотя и присутствует в очень низких концентрациях, может быть экономически выгодно извлечен из поток процесса.

Фрезерование

Когда уран добывается из-под земли, он не содержит достаточно чистого урана на фунт, чтобы его можно было использовать. В процессе измельчения цикл извлекает пригодный для использования уран из остальных материалов, также известных как хвосты. Перед началом процесса измельчения руду либо измельчают в мелкую пыль с водой, либо измельчают в пыль без воды. После физической обработки Материалов начинается процесс химической обработки путем обливания кислотами. Используемые кислоты включают соляную и азотистую кислоты, но наиболее распространенными кислотами являются серные кислоты. Альтернативно, если материал, из которого сделана руда, особенно устойчив к кислотам, вместо этого используется щелочь. После химической обработки частицы урана растворяются в растворе, используемом для их обработки. Затем этот раствор фильтруют до тех пор, пока оставшиеся твердые вещества не отделятся от жидкостей, содержащих уран. Нежелательные твердые вещества утилизируются как хвосты . После удаления из раствора хвостов уран извлекается из остальной части жидкого раствора одним из двух способов: обменом растворителя или ионным обменом . В первом из них к раствору примешивается растворитель. Растворенный уран связывается с растворителем и всплывает наверх, в то время как другие растворенные материалы остаются в смеси. Во время ионного обмена к раствору примешивается другой материал, и уран связывается с ним. После фильтрации материал промывают и смывают. Раствор будет повторять этот процесс фильтрации, чтобы извлечь как можно больше полезного урана. Отфильтрованный уран затем высушивают до урана U ₃ O ₈ . В процессе измельчения обычно получают сухой порошкообразный материал, состоящий из природного урана, « желтый кек », который продается на урановом рынке как U ₃ O ₈ . Обратите внимание, что материал не всегда желтый.

Конверсия урана

Обычно измельченный оксид урана U ₃ O ₈ ( ококсид триурана ) затем перерабатывается в одно из двух веществ в зависимости от предполагаемого использования.

Для использования в большинстве реакторов U ₃ O ₈ обычно конвертируется в гексафторид урана (UF ₆ ), исходное сырье для большинства коммерческих предприятий по обогащению урана. Гексафторид урана, твердый при комнатной температуре, становится газообразным при 57 ° C (134 ° F). На этой стадии цикла продукт конверсии гексафторида урана все еще имеет природную изотопную смесь (99,28% U-238 плюс 0,71% U-235).

Существует два способа преобразования оксида урана в его пригодные для использования формы: диоксид урана и гексафторид урана; мокрый вариант и сухой вариант. В мокром варианте желтый кек растворяют в азотной кислоте, а затем экстрагируют трибутилфосфатом. Полученную смесь затем сушат и промывают, получая триоксид урана. Затем триоксид урана смешивают с чистым водородом, в результате чего получают диоксид урана и монооксид диводорода или воду. После этого диоксид урана смешивают с четырьмя частями фтористого водорода, в результате чего образуется больше воды и тетрафторида урана. Наконец, конечный продукт гексафторида урана создается путем простого добавления в смесь большего количества фторида.

Для использования в реакторах, таких как CANDU , которые не требуют обогащенного топлива, U ₃ O ₈ вместо этого может быть преобразован в диоксид урана (UO ₂ ), который может быть включен в керамические топливные элементы.

В современной атомной промышленности объем материала, конвертируемого непосредственно в UO ₂ , обычно весьма мал по сравнению с объемом материала, конвертируемого в UF ₆ .

Обогащение

Основная статья: Обогащенный уран

Ядерный топливный цикл начинается, когда уран добывается, обогащается и перерабатывается в ядерное топливо (1), которое доставляется на атомную электростанцию. После использования на электростанции отработавшее топливо доставляется на завод по переработке (если топливо перерабатывается) (2) или в окончательное хранилище (если переработка не производится) (3) для геологической утилизации. При переработке 95% отработавшего топлива может быть переработано и возвращено для использования на атомной электростанции (4).

Естественная концентрация (0,71%) делящегося изотопа U-235 меньше той, которая необходима для поддержания цепной ядерной реакции в активных зонах легководных реакторов . Соответственно, UF _6, полученный из источников природного урана, должен быть обогащен до более высокой концентрации делящегося изотопа, прежде чем использоваться в качестве ядерного топлива в таких реакторах. Уровень обогащения для конкретного заказа ядерного топлива определяется заказчиком в зависимости от применения, для которого оно будет использоваться: топливо легководных реакторов обычно обогащается до 3,5% по U-235, но требуется также уран, обогащенный до более низких концентраций. Обогащение осуществляется с помощью любого из нескольких методов разделения изотопов . Газовая диффузия и газовая центрифуга являются широко используемыми методами обогащения урана, но в настоящее время разрабатываются новые технологии обогащения.

Большую часть (96%) побочного продукта обогащения составляет обедненный уран (DU), который можно использовать для изготовления брони , пенетраторов кинетической энергии , радиационной защиты и балласта . По состоянию на 2008 год в хранилищах хранится огромное количество обедненного урана. 470 000 Только у Министерства энергетики США имеется тонн . Около 95% обедненного урана хранится в виде гексафторида урана (UF ₆ ).

Изготовление

Основная статья: Ядерное топливо

Для использования в качестве ядерного топлива обогащенный гексафторид урана преобразуется в порошок диоксида урана (UO ₂ ), который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем гранулы обжигаются в высокотемпературной для спекания печи для создания твердых керамических таблеток из обогащенного урана . Затем цилиндрические гранулы подвергаются процессу измельчения для достижения однородного размера гранул. Таблетки укладываются в соответствии с проектными спецификациями каждой активной зоны ядерного реактора в трубы из коррозионностойкого металлического сплава . Трубки герметично закрыты для содержания топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями. Готовые топливные стержни группируются в специальные ТВС, которые затем используются для создания активной зоны ядерного топлива энергетического реактора.

Сплав, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора. нержавеющая сталь Раньше использовалась , но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав . Для наиболее распространенных типов реакторов, реакторов с кипящей водой (BWR) и реакторов с водой под давлением (PWR), трубы собираются в пучки. с трубками, расположенными на точном расстоянии друг от друга. Этим связкам затем присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и до утилизации.

Период обслуживания

Перевозка радиоактивных материалов

Транспорт является неотъемлемой частью ядерного топливного цикла. В нескольких странах действуют атомные энергетические реакторы, но добыча урана жизнеспособна лишь в нескольких регионах. Кроме того, за более чем сорок лет работы атомной отрасли в различных местах по всему миру был создан ряд специализированных объектов для предоставления услуг топливного цикла, и существует потребность в транспортировке ядерных материалов на эти объекты и обратно. Большинство перевозок материала ядерного топлива происходит между различными стадиями цикла, но иногда материал может транспортироваться между аналогичными объектами. За некоторыми исключениями, материалы ядерного топливного цикла перевозятся в твердом виде, за исключением гексафторида урана (UF ₆ ), который считается газом. Большая часть материала, используемого в ядерном топливе, транспортируется несколько раз в течение цикла. Перевозки часто являются международными и зачастую осуществляются на большие расстояния. Ядерные материалы обычно перевозят специализированные транспортные компании.

Поскольку ядерные материалы радиоактивны , важно обеспечить ограничение радиационного воздействия на лиц, участвующих в транспортировке таких материалов, и на население в целом по маршрутам транспортировки. Упаковка ядерных материалов включает, при необходимости, защиту для снижения потенциального радиационного воздействия. В случае некоторых материалов, таких как топливные сборки из свежего урана, уровни радиации незначительны и защита не требуется. Другие материалы, такие как отработанное топливо и высокоактивные отходы, высокорадиоактивны и требуют особого обращения. Чтобы ограничить риск при транспортировке высокорадиоактивных материалов, контейнеры, известные как контейнеры для перевозки отработавшего ядерного топлива используются , которые спроектированы так, чтобы сохранять целостность в нормальных условиях транспортировки и во время гипотетических аварийных условий.

Хотя транспортные контейнеры различаются по конструкции, материалу, размеру и назначению, обычно они представляют собой длинные трубы из нержавеющей стали или бетона с закрытыми концами для предотвращения утечек. Часто оболочка бочек имеет по крайней мере один слой радиационно-стойкого материала, например свинца. Внутренняя часть трубки также будет различаться в зависимости от того, что перевозится. Например, контейнеры, в которых транспортируются обедненные или неиспользованные топливные стержни, будут иметь рукава, которые удерживают стержни отдельно, тогда как контейнеры, в которых транспортируется гексафторид урана, обычно не имеют внутренней организации. В зависимости от назначения и радиоактивности материалов некоторые контейнеры имеют системы вентиляции, тепловой защиты, защиты от ударов и другие функции, более специфичные для маршрута и груза.

Управление топливом в активной зоне

Активная зона ядерного реактора состоит из нескольких сотен «сборок», расположенных в виде регулярного ряда ячеек, причем каждая ячейка образована топливом или управляющим стержнем, окруженным в большинстве конструкций замедлителем и теплоносителем , которым в большинстве реакторов является вода. .

Из-за процесса деления , на который расходуется топливо, старые топливные стержни необходимо периодически заменять новыми (это называется циклом (замены)). В течение данного цикла замены заменяются только некоторые сборки (обычно одна треть), поскольку истощение топлива происходит с разной скоростью в разных местах активной зоны реактора. Кроме того, из соображений эффективности не рекомендуется размещать новые сборки точно на месте удаленных. Даже пакеты одного возраста будут иметь разные уровни выгорания из-за их предыдущего положения в ядре. Таким образом, имеющиеся пакеты должны быть организованы таким образом, чтобы выход был максимальным и при этом были соблюдены ограничения безопасности и эксплуатационные ограничения. Следовательно, перед операторами реакторов стоит так называемая задача оптимальной перегрузки топлива , которая заключается в оптимизации перекомпоновки всех сборок, старых и свежих, при сохранении максимальной реактивности активной зоны реактора с целью максимального выгорания топлива. и минимизировать затраты топливного цикла.

Это задача дискретной оптимизации , и она вычислительно невыполнима с помощью современных комбинаторных методов из-за огромного количества перестановок и сложности каждого вычисления. множество численных методов Для ее решения было предложено программного обеспечения и написано множество коммерческих пакетов для поддержки управления топливом. Это постоянная проблема эксплуатации реакторов, поскольку окончательного решения этой проблемы не найдено. Для решения этой проблемы операторы используют комбинацию вычислительных и эмпирических методов.

Исследование использованного топлива

Основная статья: Обследование после облучения

Отработанное ядерное топливо изучается в рамках пострадиационного исследования , где отработанное топливо исследуется, чтобы узнать больше о процессах, которые происходят в топливе во время использования, и о том, как они могут изменить исход аварии. Например, при обычном использовании топливо расширяется за счет теплового расширения, что может привести к растрескиванию. Большая часть ядерного топлива представляет собой диоксид урана, который представляет собой твердое вещество кубической формы со структурой, аналогичной структуре фторида кальция . В отработанном топливе твердотельная структура большей части твердого вещества остается такой же, как у чистого кубического диоксида урана. SIMFUEL — это название, данное моделируемому отработавшему топливу, которое изготавливается путем смешивания тонкоизмельченных оксидов металлов, измельчения в суспензию, распылительной сушки перед нагревом в водороде/аргоне до 1700 °C. В SIMFUEL 4,1% объема твердого вещества было в виде металлических наночастиц , состоящих из молибдена , рутения , родия и палладия . Большинство этих металлических частиц представляют собой ε-фазу ( гексагональную ) сплава Mo-Ru-Rh-Pd, тогда как меньшие количества α-( кубической ) и σ-( тетрагональной ) фаз этих металлов были обнаружены в SIMFUEL. В SIMFUEL также присутствовала кубическая фаза перовскита , которая представляет собой бария -стронция цирконат (Ba _x Sr _1-x ZrO ₃ ).

Твердотельная структура диоксида урана: атомы кислорода показаны зеленым цветом, атомы урана - красным.

Диоксид урана очень нерастворим в воде, но после окисления его можно превратить в триоксид урана или другое соединение урана (VI), которое гораздо более растворимо. Диоксид урана (UO ₂ ) может быть окислен до богатого кислородом гиперстехиометрического оксида (UO _2+x ), который может быть дополнительно окислен до U ₄ O ₉ , U ₃ O ₇ , U ₃ O ₈ и UO ₃ ·2H ₂ O.

Поскольку использованное топливо содержит альфа-излучатели (плутоний и второстепенные актиниды ), эффект от добавления альфа-излучателя ( ²³⁸ Pu) к диоксиду урана на скорость выщелачивания оксида. Для измельченного оксида добавление ²³⁸ Pu имел тенденцию увеличивать скорость выщелачивания, но разница в скорости выщелачивания составляла от 0,1 до 10%. ²³⁸ Пу был очень маленьким.

Концентрация карбоната в воде, которая контактирует с отработанным топливом, оказывает существенное влияние на скорость коррозии, поскольку уран (VI) образует растворимые анионные карбонатные комплексы, такие как [UO ₂ (CO ₃ ) ₂ ] ²⁻ и [UO ₂ (CO ₃ ) ₃ ] ⁴⁻ . При отсутствии карбонат-ионов и несильной кислотности воды соединения шестивалентного урана, образующиеся при окислении диоксида урана, часто образуют нерастворимые гидратированного триоксида урана . фазы

Тонкие пленки диоксида урана можно наносить на золотые поверхности путем « напыления » с использованием металлического урана и газовой смеси аргона и кислорода . Эти золотые поверхности, модифицированные диоксидом урана, использовались как для экспериментов по циклической вольтамперометрии, так и для экспериментов по импедансу переменного тока , и они дают представление о вероятном выщелачивании диоксида урана.

Взаимодействие с топливной оболочкой

Исследование ядерного топливного цикла включает изучение поведения ядерных материалов как в нормальных, так и в аварийных условиях. Например, было проведено много работ по изучению того, как диоксида урана топливо на основе взаимодействует с трубками из циркониевого сплава, используемыми для его покрытия. В процессе использования топливо разбухает из-за теплового расширения , а затем начинает вступать в реакцию с поверхностью циркониевого сплава, образуя новый слой, содержащий и топливо, и цирконий (из оболочки). Затем, со стороны топлива этого смешанного слоя, находится слой топлива, который имеет более высокое соотношение цезия и урана , чем большая часть топлива. Это связано с тем, что изотопы ксенона образуются как продукты деления , которые диффундируют из решетки топлива в пустоты, такие как узкий зазор между топливом и оболочкой. После диффузии в эти пустоты он распадается на изотопы цезия. Из-за температурного градиента, который существует в топливе во время использования, летучие продукты деления имеют тенденцию перемещаться из центра таблетки в область края. Ниже приведен график температуры металлического урана, нитрида урана и диоксида урана в зависимости от расстояния от центра таблетки диаметром 20 мм с температурой края 200 °C. Диоксид урана (из-за его плохой теплопроводности) перегревается в центре таблетки, в то время как другие, более теплопроводные формы урана остаются ниже своей температуры плавления.

Температурный профиль для топливной таблетки диаметром 20 мм и удельной мощностью 1 кВт на кубический метр. Другие виды топлива, кроме диоксида урана, не подвергаются риску.

Нормальные и аномальные состояния

Ядерную химию, связанную с ядерным топливным циклом, можно разделить на две основные области; одна область связана с эксплуатацией в предусмотренных условиях, тогда как другая область связана с условиями неправильной эксплуатации, когда произошло некоторое отклонение от нормальных условий эксплуатации или ( реже ) произошла авария.

Выбросы радиоактивности в результате нормальной деятельности представляют собой небольшие запланированные выбросы в результате переработки, обогащения урановой руды, энергетических реакторов, заводов по переработке и хранилищ отходов. Они могут иметь химическую/физическую форму, отличную от выбросов, которые могут произойти в условиях аварии. Кроме того, изотопная сигнатура гипотетической аварии может сильно отличаться от изотопной сигнатуры запланированного нормального эксплуатационного выброса радиоактивности в окружающую среду.

Тот факт, что радиоактивный изотоп высвобождается, не означает, что он попадет в человека и причинит вред. Например, миграцию радиоактивности можно изменить путем связывания радиоизотопа с поверхностью частиц почвы. Например, цезий (Cs) прочно связывается с глинистыми минералами, такими как иллит и монтмориллонит , поэтому он остается в верхних слоях почвы, где к нему могут получить доступ растения с неглубокими корнями (например, трава). Следовательно, трава и грибы могут нести значительное количество ¹³⁷ Cs, который может передаваться человеку по пищевой цепи. Но ¹³⁷ Cs не способен быстро мигрировать через большинство почв и, следовательно, маловероятно загрязнять колодезную воду. Коллоиды почвенных минералов могут мигрировать через почву, поэтому простое связывание металла с поверхностью частиц почвы не позволяет полностью фиксировать металл.

Согласно учебнику Иржи Галы , коэффициент распределения K _d представляет собой отношение радиоактивности почвы (Бк г ⁻¹ ) к почвенной воде (Бк мл ⁻¹ ). Если радиоизотоп прочно связан с минералами в почве, то сельскохозяйственные культуры и трава , растущая на почве, могут поглощать меньше радиоактивности.

• Cs-137 К _d = 1000
• Pu-239 К _d = от 10 000 до 100 000
• Sr-90 К _d = от 80 до 150
• I-131 К _d = от 0,007 до 50

В молочном животноводстве одна из лучших мер борьбы с ¹³⁷ Cs – перемешивать почву путем глубокой вспашки. Это приводит к тому, что ¹³⁷ Cs находится вне досягаемости неглубоких корней травы, поэтому уровень радиоактивности в траве будет снижен. Кроме того, после ядерной войны или серьезной аварии удаление нескольких верхних сантиметров почвы и ее захоронение в неглубокой траншее снизит долговременную дозу гамма-излучения для людей из-за ¹³⁷ Cs, поскольку гамма-фотоны будут ослабляться при прохождении через почву.

Даже после того, как радиоактивный элемент попадает в корни растения, металл может быть отвергнут биохимией растения. Подробности поглощения ⁹⁰ старший и ¹³⁷ попадании Cs в подсолнечник, выращенный в гидропонных условиях. Сообщалось о Цезий листьях обнаружен в жилках листьев, стебле и верхушечных . Установлено, что в установку поступило 12% цезия и 20% стронция. В этой статье также сообщается подробно о влиянии ионов калия , аммония и кальция на поглощение радиоизотопов.

В животноводстве важной мерой противодействия ¹³⁷ Cs – кормить животных небольшим количеством берлинской лазури . Это железа и калия соединение цианида действует как ионообменник . Цианид настолько прочно связан с железом, что человеку безопасно съедать несколько граммов берлинской лазури в день. Берлинская лазурь уменьшает биологический период полураспада (отличный от ядерного периода полураспада ) цезия. Физический или ядерный период полураспада ¹³⁷ Cs составляет около 30 лет. Это константа, которую нельзя изменить, но биологический период полураспада не является константой. Оно будет меняться в зависимости от природы и привычек организма, для которого оно выражается. Цезий в организме человека обычно имеет биологический период полураспада от одного до четырех месяцев. Дополнительным преимуществом берлинской лазури является то, что цезий, выделяемый из животных с пометом, находится в форме, недоступной для растений. Следовательно, это предотвращает переработку цезия. Форма берлинской лазури, необходимая для лечения людей или животных, представляет собой особый сорт. Попытки использовать пигмент , используемый в красках, не увенчались успехом. Отметим, что источник данных по теме содержания цезия в чернобыльских выпадениях существует в [1] ( Украинский научно-исследовательский институт сельскохозяйственной радиологии ).

Выброс радиоактивности из топлива при нормальной эксплуатации и авариях

МАГАТЭ предполагает , что при нормальной эксплуатации теплоноситель водоохлаждаемого реактора будет содержать некоторую радиоактивность. но при аварии реактора уровень радиоактивности теплоносителя может повыситься. МАГАТЭ заявляет, что при ряде различных условий из топлива может высвободиться разное количество активной зоны. Четыре условия, которые МАГАТЭ считает нормальным режимом работы , всплеск активности теплоносителя из-за внезапного отключения/потери давления (активная зона остается покрыты водой), разрушение оболочки, приводящее к выбросу активности в зазор между топливом и оболочкой (это могло быть связано с тем, что топливо обнажалось в результате потери воды в течение 15–30 минут, когда оболочка достигла температуры 650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650–650 1250 °С) или плавление активной зоны (топливо придется открывать не менее 30 минут, а температура оболочки достигнет температуры, превышающей 1650 °С).

Основываясь на предположении, что реактор с водой под давлением содержит 300 тонн воды и что активность топлива реактора мощностью 1 ГВт соответствует прогнозам МАГАТЭ, тогда можно будет спрогнозировать активность теплоносителя после аварии, такой как авария на острове Три-Майл (когда активная зона была обнаружена, а затем восстановлена ​​с водой).

Выбросы в результате переработки при нормальных условиях

Оставлять использованное топливо после облучения - это нормально, чтобы позволить короткоживущим и радиотоксичным изотопам йода распасться. В одном эксперименте в США свежее топливо, которому не разрешили разложиться, было переработано ( проект Грина [2] [3] ) для исследования эффектов большого выброса йода в результате переработки коротко охлажденного топлива. На перерабатывающих предприятиях принято очищать отходящие газы из растворителя, чтобы предотвратить выбросы йода. Помимо выделения йода благородные газы и тритий из топлива при его растворении выделяются . Было высказано предположение, что большая часть трития может быть извлечена из топлива путем волоксидирования (нагревания топлива в печи в окислительных условиях). [4]

Была написана статья о радиоактивности устриц, найденных в Ирландском море . С помощью гамма-спектроскопии было обнаружено, что они содержат ¹⁴¹ Этот, ¹⁴⁴ Этот, ¹⁰³ Ру, ¹⁰⁶ Ру, ¹³⁷ Кс, ⁹⁵ Зр и ⁹⁵ Нб. Кроме того, продукт активации цинка ( ⁶⁵ Zn), что предположительно связано с коррозией оболочек магноксового топлива в бассейнах отработавшего топлива . Вполне вероятно, что современные выбросы всех этих изотопов в результате события Виндскейл меньше.

Реакторы под нагрузкой

Некоторые конструкции реакторов, такие как реакторы РБМК или CANDU , можно перегружать без остановки. Это достигается за счет использования множества небольших труб под давлением для содержания топлива и теплоносителя, в отличие от одного большого сосуда под давлением, как в конструкциях реакторов с водой под давлением (PWR) или реакторов с кипящей водой (BWR). Каждая трубка может быть индивидуально изолирована и заправлена ​​топливной машиной, управляемой оператором, обычно со скоростью до 8 каналов в день из примерно 400 в реакторах CANDU. Заправка под нагрузкой позволяет проблему оптимальной дозаправки топлива постоянно решать , что приводит к более эффективному использованию топлива. Это повышение эффективности частично компенсируется дополнительной сложностью наличия сотен напорных трубок и заправочных машин для их обслуживания.

Временное хранение

По окончании рабочего цикла реактор останавливается для дозаправки. Выгруженное в это время топливо (отработавшее топливо) хранится либо на площадке реактора (обычно в бассейне отработавшего топлива ), либо, возможно, на общей установке вдали от площадок реактора. Если емкость хранилища бассейна на площадке превышена, может оказаться желательным хранить охлажденное состаренное топливо в модульных сухих хранилищах, известных как независимые установки для хранения отработавшего топлива (ISFSI), на площадке реактора или на объекте за пределами площадки. Отработавшие топливные стержни обычно хранятся в воде или борной кислоте, что обеспечивает как охлаждение (отработавшее топливо продолжает выделять тепло распада в результате остаточного радиоактивного распада), так и защиту для защиты окружающей среды от остаточного ионизирующего излучения , хотя и после, по крайней мере, В год охлаждения их можно перемещать на хранение в сухих бочках .

Транспорт

Основная статья: Контейнер для перевозки отработавшего ядерного топлива

Переработка

Основная статья: Ядерная переработка

Смотрите также: Отработанное ядерное топливо

Отработавшее топливо, выброшенное из реакторов, содержит значительные количества делящихся (U-235 и Pu-239), воспроизводящих (U-238) и других радиоактивных материалов, в том числе реакционных ядов , поэтому топливо пришлось удалить. Эти делящиеся и воспроизводящие материалы можно химически отделить и извлечь из отработавшего топлива. Извлеченные уран и плутоний могут, если позволяют экономические и институциональные условия, быть переработаны для использования в качестве ядерного топлива. этого не делается в отношении гражданского отработавшего ядерного топлива В настоящее время в США , однако в России это делается. Россия стремится максимально увеличить переработку расщепляющихся материалов из отработанного топлива. Таким образом, переработка отработанного топлива является основной практикой: переработанный уран перерабатывается, а плутоний используется в МОХ-топливе, в настоящее время только для быстрых реакторов.

Смешанное оксидное топливо, или МОКС-топливо , представляет собой смесь переработанного урана , плутония и обедненного урана, которая ведет себя аналогично, хотя и не идентично, обогащенному урановому сырью, для которого было спроектировано большинство ядерных реакторов. МОКС-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому (НОУ) топливу, используемому в легководных реакторах, которые преобладают в атомной энергетике.

В настоящее время заводы в Европе перерабатывают отработанное топливо коммунальных предприятий Европы и Японии. Переработка отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов в настоящее время не разрешена в Соединенных Штатах из-за предполагаемой опасности распространения ядерного оружия . администрации Буша Глобальное партнерство по ядерной энергетике предложило США сформировать международное партнерство, чтобы обеспечить переработку отработавшего ядерного топлива таким образом, чтобы содержащийся в нем плутоний был пригоден для использования в качестве ядерного топлива, но не для ядерного оружия .

Разделение и трансмутация

В качестве альтернативы захоронению рафината PUREX в стекле или матрице Synroc наиболее радиотоксичные элементы можно удалить путем усовершенствованной переработки. После разделения второстепенные актиниды и некоторые долгоживущие продукты деления могут быть преобразованы в короткоживущие или стабильные изотопы с помощью нейтронного или фотонного облучения. Это называется трансмутацией . Для достижения зрелого промышленного масштаба, где можно будет продемонстрировать безопасность и экономическую целесообразность разделения и трансмутации (P&T), необходимо прочное и долгосрочное международное сотрудничество, а также многие десятилетия исследований и огромные инвестиции.

Утилизация отходов

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
Актиниды по цепочке распада				Период полураспада диапазон ( а )	деления Продукты 235 U по доходности
4 n	4 n + 1	4 n + 2	4 n + 3		4.5–7%	0.04–1.25%	<0,001%
228 Солнце №				4–6 а		155 Евросоюз то есть
244 См ƒ	241 Мог ƒ	250 См.	227 И №	10–29 а	90 старший	85 НОК	113 м компакт-диск то есть
232 В ƒ		238 Мог ƒ	243 См ƒ	29–97 а	137 Cs	151 см то есть	121 м Сн
248 Бк	249 См. ƒ	242 м Являюсь ƒ		141–351 а	Никакие продукты деления не имеют периода полураспада. в диапазоне 100 А–210 ка...
	241 Являюсь ƒ		251 См. ƒ	430–900 а
		226 Солнце №	247 Бк	1,3–1,6 тыс. лет назад
240 Мог	229 че	246 См ƒ	243 Являюсь ƒ	4,7–7,4 тыс. лет назад
	245 См ƒ	250 См		8,3–8,5 тыс. лет назад
			239 Мог ƒ	24,1 раза
		230 че №	231 Хорошо №	32–76 лет
236 Например ƒ	233 В ƒ	234 В №		150–250 тыс. лет назад	99 Тс ₡	126 Сн
248 См		242 Мог		327–375 г.		79 Се ₡
				1,53 млн лет назад	93 Зр
	237 Например ƒ			2,1–6,5 млн лет назад	135 Cs ₡	107 ПД
236 В			247 См ƒ	15-24 млн лет назад		129 я ₡
244 Мог				80 млн лет назад	... не более 15,7 млн ​​лет назад
232 че №		238 В №	235 В ƒНет	0,7–14,1 млрд лет назад
₡, имеет сечение захвата тепловых нейтронов в диапазоне 8–50 барн. ƒ, делящийся №, преимущественно радиоактивный материал природного происхождения (НОРМ) þ, нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. барнов)

Основные статьи: Радиоактивные отходы и отработанное ядерное топливо.

В настоящее время одной из проблем в области ядерной энергетики является безопасная утилизация и изоляция либо отработавшего топлива реакторов , либо, если используется вариант переработки, отходов перерабатывающих заводов. Эти материалы необходимо изолировать от биосферы до тех пор, пока содержащаяся в них радиоактивность не снизится до безопасного уровня. В США в соответствии с Законом о политике в отношении ядерных отходов 1982 года с поправками Министерство энергетики несет ответственность за разработку системы утилизации отработанного ядерного топлива и высокоактивных радиоактивных отходов. Текущие планы предусматривают окончательное захоронение отходов в твердой форме в лицензированной глубокой стабильной геологической структуре, называемой глубоким геологическим хранилищем . Министерство энергетики выбрало гору Юкка в качестве места для хранилища. Его открытие неоднократно откладывалось. С 1999 года тысячи партий ядерных отходов хранятся на экспериментальном заводе по изоляции отходов в Нью-Мексико.

Реакторы на быстрых нейтронах могут расщеплять все актиниды, тогда как ториевый топливный цикл производит небольшие количества трансурановых соединений . В отличие от LWR, в этих топливных циклах в принципе можно перерабатывать плутоний и второстепенные актиниды , оставляя в качестве отходов только продукты деления и активации . Высокорадиоактивные среднеживущие продукты деления Cs-137 и Sr-90 уменьшаются в 10 раз каждое столетие; в то время как долгоживущие продукты деления имеют относительно низкую радиоактивность, часто сравнимую с радиоактивностью исходной урановой руды.

Горизонтальное захоронение скважин описывает предложения по бурению более одного километра по вертикали и двух километров по горизонтали в земной коре с целью захоронения высокоактивных форм отходов, таких как отработанное ядерное топливо , цезий-137 или стронций-90 . После установки и периода извлечения, скважины будут засыпаны и герметизированы. Серия испытаний технологии была проведена в ноябре 2018 года, а затем снова публично в январе 2019 года частной компанией из США. Испытание продемонстрировало установку тест-канистры в горизонтальную скважину и извлечение той же канистры. В этом тесте не использовались фактически высокоактивные отходы.

Топливные циклы

Хотя наиболее распространенной терминологией является топливный цикл, некоторые утверждают, что термин «топливная цепочка» является более точным, поскольку отработанное топливо никогда не перерабатывается полностью. Отработанное топливо включает продукты деления , с которыми обычно следует обращаться как с отходами , а также уран, плутоний и другие трансурановые элементы. Если плутоний перерабатывается, его обычно повторно используют один раз в легководных реакторах, хотя быстрые реакторы могут привести к более полной переработке плутония.

Прямоточный ядерный топливный цикл

Прямоточный (или открытый) топливный цикл

Это не цикл как таковой , топливо используется один раз, а затем отправляется на хранение без дальнейшей обработки, за исключением дополнительной упаковки, обеспечивающей лучшую изоляцию от биосферы . Этот метод предпочитают шесть стран: США , Канада , Швеция , Финляндия , Испания и Южная Африка . Некоторые страны, особенно Финляндия, Швеция и Канада, разработали хранилища, позволяющие в будущем извлекать материал в случае необходимости, в то время как другие планируют постоянное хранение в геологическом хранилище, таком как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин в Соединенных Штатах.

Плутониевый цикл

См. Также: Атомная энергетика предлагается в качестве возобновляемой энергии § Поставка топлива

Топливный цикл, в котором в качестве топлива используется плутоний.

Концепция интегрального быстрого реактора (цвет): реактор вверху и интегрированный пирообработки топливный цикл внизу. Доступна более подробная анимация и демонстрация.

Концепция IFR (черно-белый с более четким текстом)

Несколько стран, в том числе Япония, Швейцария, а ранее Испания и Германия, используют или использовали услуги по вторичной обработке, предлагаемые Areva NC и ранее THORP . Продукты деления , второстепенные актиниды , продукты активации и переработанный уран отделяются от реакторного плутония , который затем можно перерабатывать в МОХ-топливо . Поскольку доля неделящихся изотопов массы равной плутония увеличивается с каждым проходом цикла, в настоящее время нет планов по повторному использованию плутония из отработанного МОХ-топлива для третьего прохода в тепловом реакторе . Если станут доступны быстрые реакторы , они смогут сжигать эти или почти любые другие актинидов изотопы .

Утверждается, что использование среднемасштабной установки по переработке на месте и использование пирообработки вместо нынешней водной переработки потенциально способно значительно снизить потенциал ядерного распространения или возможное перенаправление делящегося материала, поскольку перерабатывающий завод находится в нерабочем состоянии. место. Точно так же, как плутоний не выделяется сам по себе в цикле пирообработки, а все актиниды «получаются электроприводом » или «очищаются» из отработанного топлива, плутоний никогда не отделяется сам по себе, вместо этого он попадает в смесь нового топлива. с гамма- и альфа-излучающими актинидами, видами, которые «самозащитяют» его во многих возможных сценариях кражи.

Начиная с 2016 года Россия проводит испытания и в настоящее время внедряет Remix Fuel , в котором отработанное ядерное топливо подвергается процессу, подобному пирообработке, который отделяет реакторный плутоний и оставшийся уран от продуктов деления и оболочки топлива. Эту смесь металлов затем объединяют с небольшим количеством среднеобогащенного урана с концентрацией U-235 примерно 17% для получения нового комбинированного металлооксидного топлива с 1% плутония реакторного качества и концентрацией U-235 4%. Эти твэлы пригодны для использования в стандартных реакторах PWR, поскольку содержание плутония не превышает того, которое имеется в конце цикла в отработавшем ядерном топливе. По состоянию на февраль 2020 года Россия использовала это топливо в некоторых своих реакторах ВВЭР .

Переработка минорных актинидов

Было предложено, чтобы в дополнение к использованию плутония второстепенные актиниды можно было использовать в критическом энергетическом реакторе. Уже проводятся испытания, в которых америций . в качестве топлива используется

Ряд конструкций реакторов, таких как интегральный быстрый реактор , были разработаны для этого совершенно другого топливного цикла. В принципе, должна быть возможность получить энергию от деления любого ядра актинида. При тщательном проектировании реактора все актиниды в топливе могут быть израсходованы, оставив только более легкие элементы с коротким периодом полураспада . Хотя это делалось на опытных установках, ни один такой реактор никогда не эксплуатировался в больших масштабах.

Так получается, что нейтронное сечение многих актинидов уменьшается с увеличением энергии нейтронов, но соотношение деления к простой активации ( захвата нейтрона ) меняется в пользу деления по мере увеличения энергии нейтрона. Таким образом, при достаточно высокой энергии нейтронов можно будет разрушить даже кюрий без образования транскуриевых металлов. Это могло бы быть очень желательно, поскольку это значительно облегчило бы переработку и обращение с актинидным топливом.

Одной из многообещающих альтернатив с этой точки зрения является подкритический реактор / подкритический реактор с приводом от ускорителя . Здесь пучок либо протонов (разработки США и Европы) или электроны (японский дизайн) направляется в цель. В случае протонов очень быстрые нейтроны отлетят от мишени, а в случае электронов фотоны будут генерироваться очень высокой энергии. Эти высокоэнергетические нейтроны и фотоны смогут затем вызвать деление тяжелых актинидов.

Такие реакторы очень хорошо сравниваются с другими источниками нейтронов с точки зрения энергии нейтронов:

• Термический от 0 до 100 эВ
• Эпитермический от 100 эВ до 100 кэВ
• Быстрый (от ядерного деления ) от 100 кэВ до 3 МэВ.
• DD- синтез 2,5 МэВ
• DT-синтез 14 МэВ
• Ядро с ускорителем 200 МэВ (свинец с протонами с энергией 1,6 ГэВ )
• Мюонный катализируемый синтез 7 ГэВ.

В качестве альтернативы кюрий-244 с периодом полураспада 18 лет можно оставить распадаться на плутоний-240, прежде чем использовать его в качестве топлива в быстром реакторе.

Пара топливных циклов, в которых уран и плутоний хранятся отдельно от второстепенных актинидов. Минорный актинидный цикл находится в зеленой рамке.

Топливо или мишени для этой трансмутации актинидов

На сегодняшний день природа топлива (мишени) для трансформации актинидов не выбрана.

Если актиниды преобразуются в подкритическом реакторе , вполне вероятно, что топливо должно будет выдерживать большее количество термических циклов, чем обычное топливо. Из-за того, что современные ускорители частиц не оптимизированы для длительной непрерывной работы, по крайней мере, первое поколение подкритических реакторов с ускорителем вряд ли сможет поддерживать постоянный период работы в течение столь же длительного времени, как критический реактор, и каждый раз ускоритель остановится, то топливо остынет.

С другой стороны, если актиниды уничтожаются с помощью быстрого реактора, такого как Интегральный быстрый реактор , то топливо, скорее всего, не будет подвергаться гораздо большему количеству тепловых циклов, чем на обычной электростанции.

В зависимости от матрицы процесс может генерировать больше трансурановых соединений из матрицы. Это можно рассматривать либо как хорошо (производство большего количества топлива), либо как плохо (производство большего количества радиотоксичных трансурановых элементов ). Существует ряд различных матриц, которые могут контролировать производство тяжелых актинидов.

Делящиеся ядра (например, ²³³ В, ²³⁵ У, и ²³⁹ Pu) хорошо реагируют на запаздывающие нейтроны и поэтому важны для поддержания стабильности критического реактора; это ограничивает количество второстепенных актинидов, которые могут быть уничтожены в критическом реакторе. Как следствие, важно, чтобы выбранная матрица позволяла реактору поддерживать высокое соотношение делящихся и неделящихся ядер, поскольку это позволяет безопасно уничтожать долгоживущие актиниды. Напротив, выходная мощность подкритического реактора ограничена интенсивностью движущегося ускорителя частиц, и поэтому он вообще не обязательно должен содержать уран или плутоний. В такой системе может быть предпочтительнее иметь инертную матрицу, не производящую дополнительных долгоживущих изотопов. Низкая доля запаздывающих нейтронов не только не является проблемой для подкритического реактора, но может быть даже несколько выгодна, поскольку критичность можно приблизить к единице, оставаясь при этом подкритическим.

Актиниды в инертной матрице

Актиниды будут смешаны с металлом, который не будет образовывать больше актинидов; например, сплав актинидов в твердом веществе, таком как диоксид циркония можно использовать .

Смысл существования Инициативы по инертному матричному топливу (IMF) заключается в содействии исследованиям и разработкам инертного матричного топлива, которое можно было бы использовать для использования, сокращения и утилизации излишков плутония как оружейного, так и легководного реакторного качества. Помимо плутония, увеличивается количество минорных актинидов. Следовательно, эти актиниды необходимо утилизировать безопасным, экологическим и экономичным способом. Многообещающая стратегия, заключающаяся в использовании плутония и младших актинидов с использованием подхода с проточным топливом в существующих коммерческих ядерных энергетических реакторах, например, в легководных реакторах США, Европы, России или Японии (LWR), канадских тяжеловодных реакторах под давлением или в будущих установках трансмутации. , подчеркивалось с самого начала инициативы. Подход, использующий инертное матричное топливо, сейчас изучается несколькими группами в мире. Преимущество этого варианта заключается в уменьшении количества плутония и потенциально незначительного содержания актинидов перед геологическим захоронением. Второй вариант основан на использовании безуранового выщелачиваемого топлива для переработки и следовании стратегии многократной переработки. В обоих случаях усовершенствованный топливный материал производит энергию, потребляя плутоний или второстепенные актиниды. Однако этот материал должен быть прочным. Выбранный материал должен быть результатом тщательного изучения системы, включающей инертную матрицу – выгорающий поглотитель – делящийся материал в качестве минимальных компонентов и с добавлением стабилизатора. В результате получается однофазный твердый раствор или, проще говоря, если этот вариант не выбран, композитная инертная матрица-делящийся компонент. В скрининговых исследованиях предварительно отобранные элементы были признаны подходящими. В 90-е годы была принята однократная стратегия МВФ, учитывающая следующие свойства:

• нейтронные свойства, т.е. низкое сечение поглощения, оптимальная постоянная реактивность, подходящий коэффициент Доплера,
• фазовая стабильность, химическая инертность и совместимость,
• приемлемые теплофизические свойства, т.е. теплоемкость, теплопроводность,
• хорошее поведение при облучении, т.е. фазовая стабильность, минимальное набухание,
• удержание продуктов деления или остаточных актинидов, и
• оптимальные свойства после облучения с нерастворимостью для однократного применения.

Эта стратегия «один проход – затем выход» может быть адаптирована в качестве последнего цикла после многократной переработки, если выход деления недостаточно велик, и в этом случае требуются следующие свойства: хорошие свойства выщелачивания для переработки и многократной переработки.

Актиниды в ториевой матрице

При нейтронной бомбардировке торий можно превратить в уран-233 . ²³³ U делится и имеет большее сечение деления, чем оба ²³⁵ У и ²³⁸ U, и поэтому вероятность образования высших актинидов за счет захвата нейтронов гораздо ниже.

Актиниды в урановой матрице

Если актиниды включены в матрицу металлического урана или оксида урана, то захват нейтронов ²³⁸ U, вероятно, приведет к образованию нового плутония-239. Преимущество смешивания актинидов с ураном и плутонием состоит в том, что большие сечения деления ²³⁵ У и ²³⁹ Pu для менее энергичных запаздывающих нейтронов может сделать реакцию достаточно стабильной, чтобы ее можно было проводить в критически важном быстром реакторе , который, вероятно, будет дешевле и проще, чем система с приводом от ускорителя.

Смешанная матрица

Также возможно создание матрицы из смеси вышеупомянутых материалов. Чаще всего это делается в быстрых реакторах, где можно сохранить коэффициент воспроизводства нового топлива достаточно высоким, чтобы продолжать питать реактор, но при этом достаточно низким, чтобы образующиеся актиниды можно было безопасно уничтожить, не транспортируя их на другое место. Один из способов сделать это — использовать топливо, в котором актиниды и уран смешиваются с инертным цирконием, получая топливные элементы с желаемыми свойствами.

Урановый цикл в возобновляемом режиме

Как сообщили Degueldre et ал. (2019 ). Извлечение урана из разбавленной жидкой руды, такой как морская вода, изучалось в различных странах мира. Эту экстракцию следует проводить экономно, как предлагает Дегельдре (2017). Скорость добычи килотонн урана в год на протяжении столетий не приведет к существенному изменению равновесной концентрации урана в океанах (3,3 частей на миллиард). Это равновесие является результатом поступления 10 килотонн урана в год с речными водами и его поглощения на морском дне из 1,37 экзатонн воды в океанах. Для добычи урана из возобновляемых источников предлагается использовать специальный материал биомассы для адсорбции урана, а затем и других переходных металлов. Загрузка урана в биомассу составит около 100 мг на кг. По истечении времени контакта загруженный материал будет высушен и сожжен (нейтрально CO ₂ ) с преобразованием тепла в электричество. «Сжигание» урана в быстросолевом реакторе помогает оптимизировать преобразование энергии за счет сжигания всех изотопов актинидов с отличным выходом для производства максимального количества тепловой энергии в результате деления и преобразования ее в электричество. Эта оптимизация может быть достигнута за счет снижения замедления и концентрации продуктов деления в жидком топливе/хладагенте. Эти эффекты могут быть достигнуты за счет использования максимального количества актинидов и минимального количества щелочных/щелочноземельных элементов, что приводит к более жесткому спектру нейтронов. При этих оптимальных условиях потребление природного урана составит 7 тонн в год на гигаватт (ГВт) произведенной электроэнергии. Сочетание добычи урана из моря и его оптимального использования в быстросолевом реакторе должно позволить ядерной энергетике получить статус возобновляемой. Кроме того, количество морской воды, используемой атомной электростанцией для охлаждения последнего теплоносителя и турбины, составит ~ 2,1 гигатонны в год для реактора на быстрых нейтронах, что соответствует 7 тоннам природного урана, извлекаемого в год. Эта практика оправдывает ярлык «возобновляемый».

Ториевый цикл

Основная статья: Ториевый топливный цикл

В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон либо в быстром, либо в тепловом реакторе. Бета -торий-233 распадается на протактиний -233, а затем на уран-233 , который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является воспроизводящим материалом .

${\ce {{\overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233}_{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}$

После запуска реактора с существующим U-233 или каким-либо другим делящимся материалом , таким как U-235 или Pu-239 , цикл воспроизводства аналогичен, но более эффективен. чем можно создать с помощью U-238 и плутония. Th-232 поглощает нейтрон, превращаясь в Th-233, который быстро распадается до протактиния -233. Протактиний-233, в свою очередь, распадается с периодом полураспада 27 дней до U-233. В некоторых конструкциях реакторов на расплавах солей Ра-233 извлекается и защищается от нейтронов (которые могут превратить его в Ра-234, а затем в U-234 ), пока он не распадется до U-233. Это делается для того, чтобы улучшить коэффициент воспроизводства , который низок по сравнению с быстрыми реакторами .

Тория в природе как минимум в 4-5 раз больше, чем всех изотопов урана вместе взятых; торий довольно равномерно распространен по Земле во многих странах. наличие огромных его запасов; приготовление ториевого топлива не требует сложных и дорогостоящие процессы обогащения; ториевый топливный цикл создает в основном уран-233, загрязненный ураном-232 , что затрудняет его использование в обычном, предварительно собранном ядерном оружии, которое стабильно в течение длительных периодов времени (к сожалению, недостатки гораздо меньше для оружия немедленного использования или для окончательного использования). сборка происходит непосредственно перед использованием); устранение, по крайней мере, трансурановой части проблемы ядерных отходов возможно в MSR и других конструкциях реакторов-размножителей.

Одна из первых попыток использовать ториевый топливный цикл была предпринята в Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах. был построен экспериментальный реактор на основе технологии реактора на расплавах солей Для изучения возможности такого подхода фторида тория, с использованием соли которая поддерживается достаточно горячей, чтобы оставаться жидкой, что устраняет необходимость в изготовлении топливных элементов. Кульминацией этих усилий стал эксперимент с реактором на расплавленной соли , в котором использовался ²³² Это как плодородный материал и ²³³ U в качестве расщепляющегося топлива. Из-за отсутствия финансирования программа MSR была прекращена в 1976 году.

Торий впервые был использован в коммерческих целях в реакторе энергоблока № 1 Индиан-Пойнт , который начал работу в 1962 году. Стоимость извлечения U-233 из отработавшего топлива была сочтена неэкономичной, поскольку менее 1% тория было преобразовано в U-233. Владелец завода перешел на урановое топливо, которое использовалось до полной остановки реактора в 1974 году.

Текущая производственная деятельность

В настоящее время единственными изотопами, используемыми в качестве ядерного топлива, являются уран-235 (U-235), уран-238 (U-238) и плутоний-239 , хотя предлагаемый ториевый топливный цикл имеет преимущества. Некоторые современные реакторы с небольшими модификациями могут использовать торий . Тория примерно в три раза больше в земной коре , чем урана (и в 550 раз больше, чем урана-235). Разведка ресурсов тория ведется мало, поэтому доказанные запасы сравнительно невелики. , тория больше, чем урана В некоторых странах, особенно в Индии . Основной торийсодержащий минерал, монацит, в настоящее время представляет наибольший интерес из-за содержания в нем редкоземельных элементов , а большая часть тория просто сбрасывается на отвалы, похожие на хвосты урановых рудников . Поскольку добыча редкоземельных элементов ведется в основном в Китае и не связана в общественном сознании с ядерным топливным циклом, торийсодержащие хвосты шахт - несмотря на их радиоактивность - обычно не рассматриваются как проблема ядерных отходов и не рассматриваются как проблема, связанная с ядерными отходами. такие регулирующие органы.

Практически все когда-либо развернутые тяжеловодные реакторы и некоторые реакторы с графитовым замедлителем могут использовать природный уран , но подавляющее большинство мировых реакторов требует обогащенного урана , в котором соотношение U-235 и U-238 увеличено. В гражданских реакторах обогащение увеличено до 3-5% U-235 и 95% U-238, а вот в морских реакторах - целых 93% U-235. Содержание делящегося топлива в отработавшем топливе большинства легководных реакторов достаточно велико, чтобы его можно было использовать в качестве топлива для реакторов, способных использовать топливо на основе природного урана. Однако для этого потребуется, по крайней мере, механическая и/или термическая переработка (преобразование отработавшего топлива в новую тепловыделяющую сборку), и поэтому в настоящее время она широко не осуществляется.

Термин «ядерное топливо» не используется в отношении термоядерной энергии , при которой изотопы водорода гелий плавятся в обычно для высвобождения энергии .

См. также

• Горизонтальная скважина
• Глубокое геологическое хранилище
• Глубокая скважина

Внешние ссылки

• Всемирный институт ядерного транспорта