Воспроизводство ядерного топлива

	Министерство образования и науки Российской Федерации Федеральное агентство по образованию Федеральное государственное бюджетное учреждение высшего профессионального образования Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Институт международных отношений
Факультет:	«Управления и экономики высоких технологий»
Кафедра:	№	55		Институт международных отношений
Специальность:	350200	«Международные отношения»
реферат на тему:
«Воспроизводство ядерного топлива» У4-03

Введение. 2

Терминология. 3

Классификация ядерного топлива. 3

Получение ядерного топлива. 4

Урановое топливо. 4

Ториевое топливо. 5

Плутониевое топливо. 6

Процесс воспроизводства ядерного топлива. 6

Принцип работы реактора-размножителя. 8

Топливный цикл. 13

Хранение отработавшего топлива. 14

Три категории отходов, их переработка и хранение. 16

Теоретические аспекты применения. 19

Практическое применение. 22

Риск и проблемы.. 25

Заключение. 27

Список литературы.. 29

Введение

Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, который требует дополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты. С ростом населения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая, производство удобрений и т. д.

В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине или на морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы, ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однако использование ядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого, так как результаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяют отвести угрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемой при некоторых реакциях атомных ядер.

Одним из важнейших вопросов в этой области –воспроизводство ядерного топлива.

Терминология.

Ядерное топливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления.

Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

ВОСПРОИЗВОДСТВО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА - образование в ядерных реакторах вторичного ядерного топлива - 239Pu (или 233U). Происходит в результате того, что ядра т. н. сырьевого материала 238U (или 232Th) захватывают нейтроны, выделяющиеся при "горении" первичного ядерного топлива 235U. Осуществляется вреакторах-размножителях (бридерах).

Реактор-размножитель — ядерный реактор, позволяющий нарабатывать ядерное топливо в количестве, превышающем потребности самого реактора.

Классификация ядерного топлива

Ядерное топливо делится на два вида:

•Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;

•Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

По химическому составу, ядерное топливо может быть:

•Металлическим, включая сплавы;

•Оксидным (например, UO2);

•Карбидным (например, PuC1-x)

•Нитридным

•Смешанным (PuO2 + UO2)

Получение ядерного топлива

Урановое топливо

Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:

Для бедных месторождений: В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские и австралийские месторождения типа несогласия[8], в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через закачные трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит, которые облегчают окисление. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.

Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды.

Гидрометаллургическая переработка — дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U3O8), диураната натрия (Na2U2O7) или диураната аммония ((NH4)2U2O7).

Перевод урана из оксида в тетрафторид UF4, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF6, который используется для обогащения урана по изотопу 235.

Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием.

UF6, обогащенный по 235 изотопу переводят в двуокись UO2, из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Урановая руда, природное состояние

Концентрат закиси-окиси урана (U3O8)[9]

Гексафторид урана (UF6)

Оксид урана (UO2) в виде топливной таблетки

Ториевое топливо

Торий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин:

1. Запасы урана достаточно велики;

2. Извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений;

3. Образование 232U, который, в свою очередь, образует γ-активные ядра 212Bi, 208Tl, затрудняющие производство ТВЭЛов;

4. Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

Плутониевое топливо

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором.

Процесс воспроизводства ядерного топлива

Ядерное топливо - делящиеся нуклиды, используемые в ядерных реакторах для осуществления ядерной цепной реакции деления. К ядерному горючему относятся такие нуклиды, которые при взаимодействии с нейтронами делятся с испусканием не менее двух нейтронов и, кроме того, обладают ядерно-физическими свойствами, обеспечивающими создание критической массы в реальных геометрическими размерах активной зоны реактора. Требованиям удовлетворяют четно-нечётные ядра актиноидов (с чётным числом протонов и нечётным числом нейтронов), в т. ч. природный изотоп 235U, искусственные изотопы 233U, 239Pu, 241Pu, 243Рu, которые делятся во всём спектре энергий нейтронов, начиная с тепловых, и способны создавать цепные реакции деления. Четно-чётные ядра актиноидов (природные изотопы 238U, 232 Th, искусственные изотопы 232U, 234U, 236U, 240Pu, 242Pu и др.) могут делиться только на нейтронах с энергией 1 МэВ и более. Используя эти изотопы, невозможно создать цепную реакцию вследствие низких вероятности деления и среднего выхода нейтронов. Однако в процессе нейтронного захвата эти ядра способны превращаться в делящиеся изотопы. Таким образом, открывается реальная возможность воспроизводства Я. Г. и возвращения его в топливный цикл (замкнутый топливный цикл).

Наибольшее значение для воспроизводства Я. г. имеют природные изотопы 238U и 232Th, которые при поглощении нейтронов образуют несуществующие в природе изотопы 239Рu и 233U (оборотное Я. Г.). Природный уран в основном состоит из 238U и лишь на 0,714 % по массе из изотопа 235 U. Природный торий состоит практически полностью из 232Th. Как исходный материал для воспроизводства Я. г. изотопы 238U и 232Th получили назв. "топливного сырья".

При делении ядер актиноидов выделяется энергия 200 МэВ на один акт деления. Эта энергия распределяется между разлетающимися осколками ядра и возникающими частицами. Ок. 90% энергии (кинетическая энергия осколков и частиц) превращается в тепловую. В результате деления 1 г235U выделяется 1 МВт энергии. Энергетический эквивалент 1 г плутония соответствует 1 т нефти.

Принцип работы реактора-размножителя

Основная характеристика — коэффициент воспроизводства (КВ). Различают реактор на тепловых нейтронах и на быстрых нейтрона.

Реактор на тепловых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах и возможна на медленных (тепловых).

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне. Всего два вещества-замедлителя позволяют достичь самоподдерживающейся реакции на необогащённом уране: графит и тяжёлая вода D2O. При этом графит не должен содержать примеси бора более 4 миллионных долей, а тяжёлая вода - не более 1% лёгкой, обычной воды.

Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %.

В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ.

В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (карбид урана UC, двуокись плутония PuO2 и пр.) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, так как на каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Следовательно, для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно бо́льшую долю нейтронов. Это главная причина, из-за которой проводят широкие исследования в области применения реакторов на быстрых нейтронах.

Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Мощность реактора регулируется подвижными тепловыделяющими сборками, ТВЭЛами со стержнями из природного урана или тория. В небольших реакторах более эффективен как регулятор подвижный отражатель: ходом цепной реакции управляют, изменяя утечку нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса, и наоборот. Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Выбор конструкционных материалов для реакторов на быстрых нейтронах практически не ограничивается сечением поглощения, так как эти сечения в области быстрых энергий у всех веществ очень малы по сравнению с сечением деления. По этой же причине захват нейтронов продуктами деления мало влияет на загрузку ядерного топлива в реактор.

В коммерческих проектах реакторов на быстрых нейтронах как правило используется жидкометаллический теплоноситель. Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было признано бесперспективным.

Циклы воспроизводства основаны на двух группах ядерных реакций. В ураново-плутониевом цикле неделящееся медленными нейтронами ядро 238U превращается в делящееся ядро 239Pu:

Р.-р. характеризуется коэффициентом воспроизводства Кв — отношением скорости образования делящихся ядер к скорости уничтожения. Для получения Kв>1 необходимо, чтобы на одно поглощение нейтрона ядром 239Pu приходилось больше двух рождающихся нейтронов (n>2). Из-за поглощения нейтронов в конструкционных материалах и продуктах деления необходимо n>2,2—2,3. Когда ядро 239Pu поглощает медленный нейтрон, возникает n=2,0 нейтрона; если оно поглощает быстрый нейтрон (500 кэВ), n=2,7 нейтрона. Ядра 238U делятся нейтронами с энергией?>1,5 МэВ; возникшие при этом нейтроны (n=2,5) вносят дополнит. вклад в Кв. Наиболее перспективными оказались Р.-р. на быстрых нейтронах с уран-плутониевым циклом: Кв=1,2—1,6. Пока в реакторах на быстрых нейтронах используют в качестве горючего 239U, но в будущем в них будет сжигаться смесь 238U и 239Pu.

В ториевом цикле ядро неделящегося 232Th, захватывая нейтрон, превращается в итоге в делящееся ядро 233U:

-р. на тепловых нейтронах и ториево-урановом цикле Kв=1,0 —1,1. Для получения необходимого кол-ва 233U реактор должен начать работу на 235U или 239Pu.

В Р.-р. активная зона окружена слоем из воспроизводящего вещества, наз. зоной воспроизводства. Через реактор прокачивается жидкий Na, который практически не замедляет быстрых нейтронов, но хорошо отводит тепло. -р. с гелиевым теплоносителем будут обладать наивысшими Кв. -р. может регулироваться перемещением стержней с 238U.

Если ядерные реакторы на тепловых нейтронах могут «сжечь» 0,5—1% урана, то использование Р.-р. увеличивает это число в десятки раз. Тем самым создаётся более надёжная сырьевая база для развития ядерной энергетики.

-р. является трёхконтурная схема: Na первичного контура передаёт тепло из реактора в теплообменнике натрию второго контура. Последний же в парогенераторе нагревает воду третьего контура, которая превращается в пар и поступает на турбину. При этом исключается опасность попадания воды в активную зону, что может вызвать нежелат. изменение реактивности. Исключается также возможность взаимодействия воды с радиоактивным Na (первичного контура) с последующим выходом радиоактивности наружу.

Существуют 2 варианта компоновки АЭС: петлевой и интегральный. В петлевом варианте все натриевые контуры размещаются в изолир. боксах, заполненных воздухом или инертным газом. В интегральном варианте все элементы первичного контура (насосы, теплообменники, трубопроводы и сам реактор) помещаются в бак, заполненный Na, который также участвует в циркуляции по первичному контуру.

Топливный цикл

Глубина выгорания топлива (отношение кол-ва выгоревшего топлива к нач. кол-ву Рu и U в ТВЭЛах) и соответственно длительность работы ТВС (тепловыделяющей системы) на номинальной мощности ограничены неск. факторами: опасностью выхода из строя ТВЭЛов в результате корроз. воздействия на оболочку накапливающихся продуктов деления; угрозой недопустимой деформации ТВС при длит. воздействии интенсивных потоков быстрых нейтронов (т. н. ва-кансионное распухание стали); повышением давления внутри ТВЭЛа из-за накопления газообразных осколков.

Достигнутая средняя глубина выгорания в БН-600 порядка 4%. Это соответствует длительности (кампании) ~ 1,5 лет. Отработавшие ТВС извлекаются для регенерации и последующего возвращения топлива в реактор. Схема круговорота топлива (топливного цик-ла) представлена на рис. 2. Выдержка отработавшего топлива (в спец. хранилищах) требуется для спада радиоактивности (и соответственно тепловыделения) до уровня, при к-ром не возникает особых затруднений при регенерации. Время выдержки 3 лет.

Регенерация состоит из хим. переработки, при к-рой происходит очистка от осколков, и изготовления ТВС. Несмотря на предварит. выдержку, радиоактивность топлива остаётся высокой, что требует дистанц. производства в хорошо защищённых (тяжёлых) боксах или каньонах. Изготовление ТВС также дистанционно из-за токсичности Рu, заметной g-активности 241 Рu и др. высших изотопов и частично из-за нейтронной активности. Образующийся излишек горючего направляется в новые Р. - р.

Хранение отработавшего топлива

Выгоревшие тепловыделяющие элементы - твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. Поэтому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки - (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они проводит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят стронций - 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон -,8 года), технеций -тыс. лет) и цезий - ,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и трансурановые элементы - актиноиды: нептуний, плутоний, америций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет).

И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержимого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлечения оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими.

Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионуклидов эти жидкости постоянно нагреваются.

Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада она уменьшится в 1024 раза, а через 20 Т - еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений - ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкнутости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.

Три категории отходов, их переработка и хранение.

Отходы делятся на три категории:

Материалы типа А с коротким периодом полураспада (менее 30 лет) и слабой радиоактивностью.

“ Мусор” типа В, который тоже имеет малый период полураспада и обладает малой радиоактивностью.

Отходы категории С наиболее опасные - в них таится 95% общей радиоактивности.

Вопрос о хранении РАО первого типа практически решен. Ведь, собственно говоря, речь идет о таких компонентах, как фильтры, детали систем охлаждения и т. п., которые не имеют собственной радиоактивности - только наведенную. Излучение таких блоков сравняется с естественным фоном “всего лишь” через три столетия, в течение которых, требуется серьезное наблюдение.

Отходы типов В и С образуются непосредственно при выработке электроэнергии на АЭС. Когда заложенный в реактор оксид урана через три - четыре года извлекают как отработанное топливо, в нем содержится еще 95,5% урана и только 3,5% продуктов распада; кроме того, уран - 238, поглощая нейтроны, превращается в плутоний (1%) или другой элемент семейства актиноидов с большей, чем у урана атомной массой.

Что же с ними делать?

Можно оставить все как есть, - заключенное в упаковку отработанное топливо хранится в траншеях, ожидая окончательного складирования. Сортируют топливо на специальных заводах, который после сложных химических и механических операций выдает уран, плутоний и… бетонные и стеклянные блоки.

Они начинены отходами класса С, размолотыми в порошек, утрамбованными и смешанными с компонентами стекла на молекулярном уровне. Блоки хранятся на заводе в вентилируемых колодцах.

Отходы класса В - топливо и отбросы повторной переработки - помещают в металлические футляры, а потом замуровывают в бетон. Если применить прессование под давлением, то объем отходов можно уменьшить в 4 раза.

Хранение отходов типа В и С из - за долгого периода полураспада нельзя оставить на поверхности земли, придется ждать не три сотни, а сотни тысяч лет, до их безопасного состояния.

После продолжительных дебатов ученых (в некоторых Европейских странах) было решено хранить отходы в толще геологических слоев, дабы надежно укрыть их на тысячелетия от внешних повреждений (эрозия, землетрясения, климатические изменения), и антропогенных.

Несколько слов о транспортировке ОЯТ. Сам этот термин вызывает только отрицательные эмоции у экологов, «зеленых», многих политиков. Выгруженное из реакторов ОЯТ транспортируется на переработку или постоянное хранение только после определенной выдержки. В России этот срок равняется 3 годам и определяется минимальным временем, необходимым для охлаждения ТВС и значительного уменьшения уровня радиоактивности. Транспортировка ОЯТ необходима для его доставки из временного хранилища непосредственно на перерабатывающий завод или в долговременное хранилище. Эта операция во всем мире проводится тремя видами транспорта -- автомобильным, железнодорожным и водным. Вне зависимости от вида транспортировки ОЯТ главным условием этого процесса является безопасность, то есть изоляция ОЯТ от окружающей среды (биосферы), в том числе и в случае какого-либо транспортного происшествия.

Надежная изоляция ОЯТ от окружающей среды осуществляется путем его размещения в специально созданных конструкциях -- упаковочных комплектах в виде контейнеров. Конструкция контейнеров обеспечивает сохранность ОЯТ не только при нормальных условиях, но и в экстремальных случаях. Прежде чем запустить контейнеры в производство, они проходят всесторонние и при том чрезвычайно жесткие испытания. В результате применяемые для транспортировки ОЯТ контейнеры выдерживают падение с высоты трехэтажного дома, а также температуру в 600°С, не нарушая при этом герметичности и не создавая угрозы безопасности людям и окружающей среде. Многочисленные испытания контейнеров, а также проводившиеся в последнее время учения подтвердили абсолютную надежность и безопасность транспортировки отработавшего ядерного топлива. Сегодня перевозка ОЯТ с АЭС, например, на завод РТ-2 проводится железнодорожным транспортом в специальных вагонах с горизонтальным расположением в них контейнеров, в которые в зависимости от модели входит до нескольких десятков тепловьщеляющих сборок. Способ транспортирования и конструкция существующих контейнеров отвечают всем требованиям: «Основных правил безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов». Эти правила составлены в соответствии с рекомендациями МАГАТЭ, а в некоторых отношениях они даже более строги.

Теоретические аспекты применения

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).

К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства.

Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза[1].

Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер.

Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива.

Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны.

К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO2. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м•К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4×103 кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться.

Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами.

Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием.

Практическое применение

Интересное свойство ядерного топлива, уже вступавшего в цепную реакцию — черенковское свечение.

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ[3] — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

Риск и проблемы

Любое производство - будь то текстильная фабрика с её машинами и шумами, металлургический комбинат с повышенной загазованностью воздуха, трактор на пашне приносит человеку определённую пользу и определённый вред. Если теплоэлектростанция вынуждает нас вдыхать двуокись серы, оксиды азота, углекислый газ, аэрозоли и так далее, то на атомной станции вред может приносить облучение, которым сопровождается процесс деления ядер, и некоторые продукты деления, образование которых связано с работой установки.

В каждой отрасли промышленности защите человека от вредного воздействия шумов, газов и т. д. уделяется серьёзное внимание. Отводится огромная роль профилактике по предупреждению возможных тяжёлых заболеваний и травм. В атомной энергетике защите от вредных воздействий по сравнению с другими производствами уделяется просто громадное внимание. Тем не менее, к атомной энергетике у многих людей особенно настороженное отношение.

Вот примерный перечень тех опасений и тревог, которые связывают с топливным циклом работающих атомных станций:

1 - тепловое загрязнение окружающей среды;

2 - разработка месторождений урана, повышенная радиоактивность в этих районах;

3 - обычная утечка радиоактивности в одной из цепочек цикла;

4 - переработка и ликвидация радиоактивных отходов;

5 - транспортировка отходов от станции к месту захоронения;

6 - изготовление террористами атомной бомбы;

7 - аварии реакторов;

8 - распространение ядерных технологий.

Наиболее важной проблемой в настоящее время является консервация блоков, которые отработали свой срок. Тот факт, что увеличивают срок эксплуатации реакторов, говорит о том, что стране экономически не выгодно выводить из строя энергетические мощности.

Крупные аварии на ядерных реакторах, происходившие в Англии, Америке и России, трудности с утилизацией накапливающихся отходов при работе АЭС и радиохимических производств во всем мире сделали атомную энергетику, по мнению общественности во всем мире, экологически небезопасной. В сознание человечества внедряется утверждение о безысходности с обезвреживанием облученного ядерного топлива и радиоактивных отходов, о неизбежности загрязнения радиоактивными изотопами поверхности Земного шара с неизбежностью миграции радионуклидов по биологическим цепочкам, включающим организм человека.

Ясно одно, что каждый человек, занятый в производстве атомной энергии, должен понимать свою ответственность за качество и безопасность работ на доверенном ему участке.

Заключение

Будущее человечества неотделимо от ядерной энергии. Можно совершенно серьезно сказать, что уровень жизни страны прямо зависит от количества потребляемой ею энергии. Любой источник энергии, ядерный или обычный, создает опасность для человека и угрожает окружающей среде. Практически все направления деятельности человека, даже в обществе с высокоразвитой технологий производства, всегда связаны с каким-нибудь риском. Этот процесс объясняется увеличением потребности в энергии для обеспечения повышающегося уровня жизни. Общество должно определить тот уровень жизни, который оно хотело бы иметь, и решать, будет ли он совместим с сохранением качества окружающей среды. Практическое применение должны получить новые, разнообразные источники энергии и методы её преобразования. Для удовлетворения растущих энергетических потребностей требуется дальновидный подход к использованию ядерной энергии, учитывающий как связанные с ней опасности, так и большие потенциальные возможности.

Пять прошедших десятилетий атомной энергетики не оказались такими, как предсказывалось. Атомная энергетика была долгое время связана с ощущением тревоги и беспокойства относительно безопасности производства энергии и хранения ядерных отходов. Это заметно по влиянию, которое оказывает восприятие общественности, включая восприятие риска, на выбор энергетической стратегии страны. Открытым остается вопрос по продолжению строительства завода по переработке отработавшего топлива. Но запасы ОЯТ продолжают расти повсеместно. Уже более 50 стран сейчас имеют отработавшее ядерное топливо, включая топливо исследовательских реакторов, которое хранится во временных хранилищах в ожидании захоронения или переработки. Всего в мире хранится около 180 тыс. тонн и около 88 тыс. тонн перерабатывается. Объем нового ОЯТ, ежегодно накапливающегося в результате производства электроэнергии и прочей деятельности, составляет примерно 11 тыс. тонн. Российские поставщики ядерного топлива должны на рынке вторичных ресурсов упрочить свои позиции.

Список литературы

1.  Левин физика и ядерные реакторы 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

2.  www. academic.

3.  www. *****

4.  Большая Советская Энциклопедия

5.  Большой Энциклопедический словарь. 2000.