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 МОКС-топлива и связанное с этим расширение ядерной переработки скорее увеличит, чем снизит, риск ядерного распространения , поощряя более активное отделение плутония от отработанное топливо в гражданском ядерном топливном цикле . [3] [4] [5]
В активной зоне каждого ядерного реактора на основе урана 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. Аналогично из урана-235 образуются небольшие количества урана-236 , нептуния-237 и плутония-238 .
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 к использованию 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 только один раз в качестве МОХ-топлива; отработанное МОХ-топливо с высокой долей минорных актинидов и изотопов плутония хранится как отходы.
Существующие ядерные реакторы должны быть повторно лицензированы, 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, необходимо больше стержней управления . Часто только от трети до половины загрузки топлива переводится на МОХ, но для загрузки МОКС более 50% необходимы значительные изменения, и реактор необходимо проектировать соответствующим образом. Конструкция реактора System 80 , развернутого, в частности, 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.
Реакторы на быстрых нейтронах БН-600 и 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), в реакторах CANDU можно 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 цитата ]
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 затрудняет любую попытку извлечения делящихся изотопов, 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 отработанное 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]
Переработка коммерческого ядерного топлива в МОХ-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 они не были реализованы, вместо этого она полагалась на французские возможности ядерной переработки, пока в 2005 году не была объявлена вне закона перевозка немецкого отработавшего топлива для переработки. [12]
Соединенные Штаты строили завод по производству МОКС-топлива на территории Саванна-Ривер в Южной Каролине. Хотя Управление долины Теннесси (TVA) и компания 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 смог 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]
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 МОКС [16] , и еще 20 получили лицензию на это. 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 одну треть своих реакторов на МОХ-топливо и одобрила строительство нового реактора с полной загрузкой МОКС-топлива. По состоянию на 2011 год от общего количества использованного ядерного топлива МОХ-топливо составляло около 2%. [6]
Вопросы лицензирования и безопасности использования МОКС-топлива включают: [16]
Около 30% плутония, первоначально загруженного в МОХ-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 МОКС-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
94Пу
, 24%240
94Пу
, 15%241
94Пу
, 6%242
94Пу
и 2%238
94Пу
при первом удалении топлива из реактора. [16]
Потому что отношение деления к захвату высокоэнергетических или быстрых нейтронов изменяется в пользу деления почти всех актинидов , включая238
92ты
, быстрые реакторы могли бы использовать их все в качестве топлива. Все актиниды могут подвергаться делению, индуцированному нейтронами, с незамедлительными или быстрыми нейтронами. Таким образом, быстрый реактор более 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. Подкритический реактор с 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.
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 .
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.
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 гранулы можно спекать в смесь оксидов урана и плутония.
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-излучения , его присутствие представляет потенциальную опасность для здоровья . 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 цитата ]
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 «сжигать» 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.
Также проходят испытания МОХ-топливо, содержащее оксиды тория и плутония. [17] Согласно норвежскому исследованию, « пустотная реактивность теплоносителя торий-плутониевого топлива отрицательна при содержании плутония до 21%, тогда как для МОКС-топлива переход находится на уровне 16%.» [18] Авторы пришли к выводу: «Торий-плутониевое топливо, по-видимому, имеет некоторые преимущества перед МОХ-топливом в отношении качества регулирующего стержня и бора , CVR и потребления плутония». [18]
{{cite journal}}
: Требуется цитировать журнал |journal=
( помощь )