_(cropped).jpg/1280px-The_Nuclear_Fuel_Cycle_(44021369082)_(cropped).jpg){kind=spacer}
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 .
.png/1280px-Spent_Fuel_Storage_(25865854820).png)
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 управление этими побочными продуктами ядерной энергетики, включая их хранение и утилизацию, является сложной проблемой для любой страны, использующей ядерную энергетику .
Месторождение урана, такое как уранинит , обнаруженное с помощью геофизических методов, оценивается и отбирается проба 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 атомному массовому числу изотопа , 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.
Урановую руду можно добывать традиционным способом, открытым и подземным способом, аналогичным тем, которые используются для добычи других металлов. Методы выщелачивания на месте 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. Поскольку для производства фосфорной кислоты мокрым способом , используемой в высокоактивных удобрениях и других фосфатных химикатах, добывается очень большое количество фосфатсодержащей породы , на некоторых заводах по переработке фосфатов уран, хотя и присутствует в очень низких концентрациях, может быть экономически выгодно извлечен из поток процесса.
Добытые урановые руды обычно перерабатываются путем измельчения рудных материалов до однородного размера частиц, а затем обработки руды для извлечения урана путем химического выщелачивания. 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.
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 ), исходный материал 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).
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 .
Природная 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 представляет собой 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. Только у Министерства энергетики США имеется 470 000 тонн . [3] Около 95% обедненного урана хранится в виде гексафторида урана (UF 6 ).
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 печи для спекания 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. Раньше использовалась нержавеющая сталь , 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 [4] , при этом трубы расположены на определенных расстояниях друг от друга. Этим связкам затем присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и до утилизации.
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 построен ряд специализированных объектов для предоставления услуг топливного цикла, и существует потребность в транспортировке ядерных материалов на эти объекты и обратно. [5] 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, используются контейнеры, известные как контейнеры для перевозки отработавшего ядерного топлива, которые спроектированы так, чтобы сохранять целостность как в нормальных условиях транспортировки, так и во время гипотетических аварийных условий.
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 свежими (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 ее вычислительно невозможно реализовать с помощью современных комбинаторных методов из-за огромного количества перестановок и сложности каждого вычисления. Для ее решения было предложено множество численных методов и написано множество коммерческих пакетов программного обеспечения 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.
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. [6] 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 цирконат бария -стронция (Ba x Sr 1-x ZrO 3 ).
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 ), было исследовано влияние добавления альфа-излучателя ( 238 Pu) к диоксиду урана на скорость выщелачивания оксида. Для измельченного оксида добавление 238 Pu имело тенденцию к увеличению скорости выщелачивания, но разница в скорости выщелачивания между 0,1 и 10% 238 Pu была очень небольшой. [7]
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 фазы гидратированного триоксида урана . [8]
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. [9]
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 топливо на основе диоксида урана 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. [10] Ниже приведен график зависимости температуры металлического урана, нитрида урана и диоксида урана 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.
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 переносить значительное количество 137 Cs, который может передаваться человеку по пищевой цепи. Однако 137 Cs не способен быстро мигрировать через большинство почв и поэтому маловероятно, что он загрязнит 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 Халы , коэффициент распределения K d представляет собой отношение радиоактивности почвы (Бк г -1 ) к радиоактивности почвенной воды (Бк мл -1 ). Если радиоизотоп прочно связан с минералами в почве, то сельскохозяйственные культуры и трава , растущая на почве, могут поглощать меньше радиоактивности.
В молочном животноводстве одной из лучших мер борьбы с 137 Cs является перемешивание почвы путем глубокой вспашки. Это приводит к тому, что 137 Cs оказывается вне досягаемости неглубоких корней травы, следовательно, уровень радиоактивности в траве снижается. Кроме того, после ядерной войны или серьезной аварии удаление нескольких верхних сантиметров почвы и ее захоронение в неглубокой траншее уменьшит долговременную дозу гамма-излучения для людей из-за 137 Cs, поскольку гамма-фотоны будут ослабляться при их прохождении через почва.
Даже после того, как радиоактивный элемент попадает в корни растения, металл может быть отвергнут биохимией растения. Приведены подробности поступления 90 Sr и 137 Cs в подсолнечник , выращенный в гидропонных условиях. [11] Цезий был обнаружен в жилках листьев, в стебле и в верхушечных листьях . Установлено, что в установку поступило 12% цезия и 20% стронция. В этой статье также сообщаются подробности влияния ионов калия , аммония и кальция на поглощение радиоизотопов.
В животноводстве важной мерой борьбы с 137 Cs является скармливание животным небольшого количества берлинской лазури . Это соединение цианида железа и калия 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 содержанию цезия в чернобыльских выпадениях существует в [1] ( Украинский научно-исследовательский институт сельскохозяйственной радиологии ).
МАГАТЭ предполагает, что при нормальной эксплуатации теплоноситель водоохлаждаемого реактора будет содержать некоторую радиоактивность [ 12] , но во время аварии реактора уровень радиоактивности теплоносителя может повыситься. МАГАТЭ заявляет, что при ряде различных условий из топлива могут высвободиться разные количества активной зоны. Четыре условия, которые МАГАТЭ считает: нормальная работа , 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 1250 °С) или плавление активной зоны (топливо придется открывать не менее 30 минут, а температура оболочки достигнет температуры, превышающей 1650 °С). [13]
Основываясь на предположении, что водо-водяной реактор содержит 300 тонн воды и что активность топлива реактора мощностью 1 ГВт соответствует прогнозам МАГАТЭ [14] , тогда активность теплоносителя после аварии, такой как авария на Три-Майл-Айленде (когда ядро обнаружено, а затем извлечено с водой) можно предсказать. [ нужна цитата ]
Оставлять использованное топливо после облучения - это нормально, чтобы позволить короткоживущим и радиотоксичным изотопам йода распасться. В одном эксперименте в США свежее топливо, которому не было позволено разлагаться, 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 из топлива при его растворении выделяются благородные газы и тритий . 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 . [15] С помощью гамма-спектроскопии было обнаружено, что они содержат 141 Ce, 144 Ce, 103 Ru, 106 Ru, 137 Cs, 95 Zr и 95 Nb. Кроме того, был обнаружен продукт активации цинка ( 65 Zn), который, как полагают, вызван коррозией оболочек магноксового топлива в бассейнах отработавшего топлива . Вполне вероятно, что современные выбросы всех этих изотопов в результате события Виндскейл меньше.
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 постоянно решать проблему оптимальной дозаправки топлива , что приводит к более эффективному использованию топлива. Это повышение эффективности частично компенсируется дополнительной сложностью наличия сотен напорных трубок и заправочных машин для их обслуживания.
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 окружающей среды от остаточного ионизирующего излучения , хотя и после В год охлаждения их можно перемещать в сухие контейнеры .
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. В настоящее время в США этого не делается в отношении гражданского отработавшего ядерного топлива , однако в России это делается. Россия стремится максимально увеличить переработку расщепляющихся материалов из отработанного топлива. Следовательно, переработка отработанного топлива является основной практикой: переработанный уран перерабатывается, а плутоний используется в МОХ-топливе, в настоящее время только для быстрых реакторов. [16]
Смешанное оксидное топливо, или МОХ-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 . Глобальное партнерство в области ядерной энергии администрации Буша предложило США сформировать международное партнерство с целью переработки отработавшего ядерного топлива таким образом, чтобы содержащийся в нем плутоний был пригоден для использования в качестве ядерного топлива, но не для ядерного оружия .
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 было бы продемонстрировать безопасность и экономическую целесообразность разделения и трансмутации (P&T), необходимо прочное и долгосрочное международное сотрудничество, а также многие десятилетия исследований и огромные инвестиции. [17]
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. [23] 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 [ необходимы разъяснения ] 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. [24] Испытание продемонстрировало установку тестового контейнера в горизонтальную скважину и извлечение того же контейнера. В этом тесте не использовались фактически высокоактивные отходы. [25] [26]
Хотя наиболее распространенной терминологией является топливный цикл, некоторые утверждают, что термин « топливная цепь» более точен, 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. [27]
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 . [28] Некоторые страны, особенно Финляндия, Швеция и Канада, разработали хранилища, позволяющие в будущем извлекать материал в случае возникновения необходимости, в то время как другие планируют постоянную секвестрацию в геологическом хранилище, таком как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин в Соединенных Штатах.
Несколько стран, в том числе Япония, Швейцария, а ранее Испания и Германия, [ нужна ссылка ] используют или использовали услуги по переработке , предлагаемые Areva NC и ранее THORP . Продукты деления , второстепенные актиниды , продукты активации и переработанный уран отделяются от реакторного плутония , который затем можно перерабатывать в МОКС-топливо . Поскольку доля неделящихся изотопов плутония с равной массой увеличивается с каждым проходом цикла, в настоящее время нет планов по повторному использованию плутония из отработанного МОКС-топлива для третьего прохода в тепловом реакторе . Если станут доступны быстрые реакторы , они смогут сжигать эти или почти любые другие изотопы актинидов .
Утверждается, что использование на объекте установки по переработке среднего масштаба 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 «перерабатываются» 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%, чтобы получить новое комбинированное металлооксидное топливо 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 . [30] [31]
Было предложено, чтобы в дополнение к использованию плутония второстепенные актиниды можно было использовать в критическом энергетическом реакторе. Уже проводятся испытания, в которых в качестве топлива используется америций . [32]
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. [ нужна цитата ]
Так получается, что нейтронное сечение многих актинидов уменьшается с увеличением энергии нейтронов, но соотношение деления и 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 в мишень направляется пучок либо протонов (американская и европейская конструкции) [33] [34] [35] , либо электронов (японская конструкция) [36] . В случае протонов очень быстрые нейтроны отлетят от мишени, а в случае электронов будут генерироваться фотоны 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:
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.
На сегодняшний день природа топлива (мишени) для трансформации актинидов не выбрана.
Если актиниды трансмутируются 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 приводом от ускорителя 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 как хорошо (производство большего количества топлива) или как плохо (производство большего количества радиотоксичных трансурановых элементов ). Существует ряд различных матриц, которые могут контролировать производство тяжелых актинидов.
Делящиеся ядра (такие как 233 U, 235 U 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 ведущего 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 даже быть некоторым преимуществом, поскольку критичность можно приблизить к единице, оставаясь при этом подкритическим.
Актиниды будут смешаны с металлом, который не будет образовывать больше актинидов; например, можно использовать сплав актинидов в твердом веществе, таком как диоксид циркония .
Смысл существования Инициативы по инертно-матричному топливу (IMF) заключается в содействии исследованиям и разработкам инертно-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. [37] [38] 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 [39, 40, 41] предварительно выбранные элементы были признаны подходящими. В 90-е годы была принята однократная стратегия МВФ, учитывающая следующие свойства:
Эта стратегия «один проход – потом 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. [48]
При нейтронной бомбардировке торий можно превратить в уран-233 . 233 U делится и имеет большее сечение деления, чем 235 U и 238 U, и, следовательно, вероятность образования высших актинидов в результате захвата нейтронов гораздо ниже.
Если актиниды включены в матрицу металлического урана или оксида урана, то нейтронный захват 238 U, вероятно, приведет к образованию нового плутония-239. Преимущество смешивания актинидов с ураном и плутонием состоит в том, что большие сечения деления 235 U и 239 Pu для менее энергичных запаздывающих нейтронов могут сделать реакцию достаточно стабильной для ее проведения в критическом быстром реакторе , что, вероятно, будет и дешевле, и проще, чем система с приводом от акселератора.
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.
Как сообщили Degueldre et ал. (2019 [49] ). Извлечение урана из разбавленной жидкой руды, такой как морская вода, изучалось в различных странах мира. Эту экстракцию следует проводить экономно, как предлагает Дегельдре (2017). [50] 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. [ нужна цитата ] Для добычи возобновляемого урана предлагается использовать определенный 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. [ нужна цитата ] «Горение» 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. [ нужна цитата ] При этих оптимальных условиях потребление природного урана составит 7 тонн в год и 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». [ нужна цитата ]
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 .
После запуска реактора с существующим U-233 или каким-либо другим делящимся материалом , таким как U-235 или Pu-239 , может быть создан цикл воспроизводства, аналогичный, но более эффективный [51] , чем цикл с U-238 и плутонием. 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, и многие страны [52] имеют его огромные запасы; приготовление ториевого топлива не требует сложных [51] и дорогостоящих процессов обогащения; ториевый топливный цикл создает в основном уран-233, загрязненный ураном-232 , что затрудняет его использование в обычном, предварительно собранном ядерном оружии, стабильном 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. Для изучения возможности такого подхода был построен экспериментальный реактор на основе технологии реактора на расплавах солей с использованием соли фторида тория , 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 в качестве воспроизводящего материала использовался 232 Th, а в качестве делящегося топлива - 233 U. 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 отработанного 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. [53]
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. В некоторых странах, особенно в Индии , тория больше, чем урана . [54] Основной торийсодержащий минерал, монацит , в настоящее время представляет наибольший интерес из-за содержания в нем редкоземельных элементов , и 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» обычно не используется в отношении термоядерной энергии , при которой изотопы водорода плавятся в гелий для высвобождения энергии .
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233} _{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/7b4b1d2418815e7e2d2dde79a67430f7861b93c4)
