Ядерным топливом называется материал, содержащий нуклиды, ко-торые делятся при взаимодействии с нейтронами. Источником ядерного топлива является природный торий и уран, состоящий из трех изотопов: . Из них только изотоп U является природным материалом, ядра атомов которых могут делиться под воздействием нейтронов любых энергий (начиная с тепловых) с выделением нейтронов деления, т.е. «из-быточных» нейтронов, необходимых для осуществления в реакторе управляемой цепной реакции. Однако его очень мало в природном уране: на одну тонну приходится 7,1 кг делящегося материала . Поэтому для промышленных целей применяют обогащение по , при котором со-держание этого материала повышается. В зависимости от массового со-держания различают: уран слабообогащенный - до 5 % среднеобогащенный - 5-20 % высокообогащенный - 21-90 % сверхобогащенный - 90-96 %. Основная часть природного урана изотоп (992,8 кг на 1 т ура-на) не делится под воздействием тепловых нейтронов. Но его ядро может захватывать эти нейтроны без последующего деления. При этом пре-вращается в атом нового делящегося элемента – плутония, не встречаю-щегося в природе. Также ведет себя и торий - единственный изотоп этого элемен-та, встречающийся в природе. Под воздействием нейтронов торий не де-лится, но способен захватывать нейтроны и через промежуточную ста-дию превращаться в искусственно делящийся нуклид . Чтобы осуществить в реакторах эти реакции, необходимо получать избыточные нейтроны за счет цепной реакции деления , который яв-ляется первоисточником нейтронов, необходимых для преобразования и в делящееся вещество. Таким образом, является «стартовым» топливом во всех про-цессах деления. Поэтому обеспечение полного превращения всего при-родного урана и тория в делящиеся материалы – одна из важнейших про-блем ядерной энергетики, напрямую связанной с экономикой ядерной энергетики. Отметим следующие особенности ядерного топлива: 1.Феноменально высокая теплотворная способность, т.е. тепловыде-ление, отнесенное к единице массы разделившихся нуклидов. При сгорании органического топлива имеют место химические окислительные процессы, сопровождаемые относительно малым энерго-выделением. При сгорании (окислении) атома углерода в соответствии с реакцией С + О2 ® СО2
выделяется около 4 эв (электрон-вольт) энергии на каждый акт взаимо-действия. При делении ядра атома урана + n ® X1 + X2 выделяется около 200 Мэв энергии на каждый акт деления. Энерговыде-ление в этих двух процессах различается в 50 млн раз на один акт взаимодействия, а исходя из соотношения атомных масс урана и угле-рода (235:12) энерговыделения на единицу массы различается в при-мерно 2,5 млн раз. Часть изотопов плутония 239Рu и 241Pu также подвергаются делению под воздействием тепловых нейтронов, при котором также выделяется энергия около 200 Мэв на 1 акт деления. Таким образом, вклад плуто-ния в энерговыработку реакторов на тепловых нейтронах, работающих на слабообогащенном топливе довольно значителен и составляет около 33,8 %. Рассчитано, что при делении одного грамма ядерного топлива выде-ляется 0,95 мВт/сутки тепловой энергии или 22800 кВт.час, что эквива-лентно 2,8 тоннам условного топлива. Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, сопровождаемое мощным радиа-ционным воздействием на топливо и конструкционные материалы предъявляет особые повышенные требования к применяемым материа-лам, что отражается на стоимости реакторного оборудования. Высокая калорийность ЯТ обусловливает резкое сокращение физи-ческих объемов ядерного топлива по сравнению с органическим при выработке заданного количества энергии. А это требует меньших за-трат на транспортирование как исходного сырья, так и готового ядер-ного топлива. АЭС независима от районов добычи и изготовления ЯТ. Высокая калорийность ЯТ обусловливает относительно малую численность рабочих, занятых добычей, изготовлением и доставкой его потребителю в расчете на единицу производимой энергии по срав-нению с добычей и транспортированием органического топлива, что в конечном счете обеспечивает высокую производительность труда в системе атомной энергии и ее топливоснабжения, а также наряду с другими факторами обеспечивает более низкую стоимость электро-энергии АЭС. 2. Невозможность полного «сжигания» (деления) всех делящихся нуклидов за одноразовое пребывание топлива в реакторе, т.к. в актив-ной зоне реактора необходимо всегда иметь критическую массу топ-лива и выгорает только та его часть, которая превышает критическую массу и создает надкритичность. В выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет содержаться значительное количество делящихся и воспроизводящих-ся нуклидов. Это топливо после химической отчистки от продуктов деления может быть снова возвращено в топливный цикл для повтор-ного использования. Например, в 1 т выгруженного из реактора ВВЭР – 440 обработавшего расчетную компанию топлива содержится около 950 кг , до 12 кг , около 6,5 кг делящихся изотопов плутония ( и ). Из этого следует, что ядерное топливо может много-кратно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атом-ной промышленности, уменьшая тем самым потребность в природном уране. 3. Возможность иметь частичное, а при определенных условиях полное и даже расширенное производство (конверсию) делящихся нуклидов, т.е. получение вторичного ядерного топлива из воспроиз-водящих ядерных материалов ( , ). Воспроизводство вторичного ядерного топлива имеет место прак-тически в любом реакторе, т.к. источником его служит воспроизводя-щий материал , а результатом воспроизведения является плутоний, обладающий такой же высокой калорийностью, как и . Плутоний в дальнейшем может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использован в смеси с ура-ном как вторичное топливо. При создании ядерной энергетики очень перспективным направ-лением считалось создание в промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах размножителях, коэф-фициент воспроизводства которых существенно превышает единицу (отношение количества образующихся делящихся изотопов урана и плутония к убыли первоначально загруженных). Сегодня проблема создания и использования вторичного топлива в промышленных мас-штабах не решена во всем мире. Работы по созданию вторичного топ-лива в виде смеси окислов плутония и урана, т.н. МОКС-топливо для действующих реакторов, проводятся в России на уровне эксперимен-тов и пока не дают положительных результатов, т.к. для реакторов ВВЭР это приводит к снижению уровня безопасности. Все дело в свойствах плутония и особой радиотоксичности его изотопа 241Рu, ко-торый и нарабатывается в ядерных реакторах. Ничтожное его количе-ство способно влиять на наследственность живых организмов, вызы-вать онкологические заболевания. В организме это постоянный источ-ник a-частиц. Нормой допускается аварийный выброс в окружающую среду не более 1 мг плутония, тогда как урана – 2 кг. В Чернобыле уш-ло – 20 кг. Теперь он рассеян в окружающей среде и последствия предсказать трудно. Поэтому сегодня стоит проблема предотвращения распространения плутония и обезвреживания радиоактивных накоп-лений. В мире накоплено 650 т энергетического плутония, в т.ч. в бывшем СССР – 80 т и 250 оружейного, в т.ч. в России 140 т. Большая часть его находится в отработавшем ядерном топливе, но какая-то уже вы-делена на перерабатывающих заводах и складирована в хранилищах. Хранение 1 г плутония (оружейного) обходится в год в 2-4 дол. Хра-нилище имеет емкость 50 т. Стоимость хранения нетрудно подсчитать, она составит около 200млн.дол. 4.«Сжигание» ядерного топлива в реакторе не требует окислителя и не сопровождается непрерывным сбросом в окружающую среду продуктов сгорания. При сжигании органического топлива потребля-ется почти трехкратное по массе количество кислорода, забираемого из атмосферного воздуха, и процесс сопровождается непрерывным выбросом в атмосферу продуктов сгорания дымовых газов и твердых негорючих примесей в виде золы. При работе АЭС кислород воздуха не потребляется, а радиоак-тивные продукты деления сохраняются в отработанном ядерном топ-ливе и в дальнейшем удаляются при химической переработке. Жидкие и твердые радиоактивные отходы хранятся в специальных хранили-щах, газообразные выбрасываются в атмосферу через высокую венти-ляционную трубу после выдержки в газгольдерах и разбавления воз-духом до установленной нормы. Т.о. экономическая проблема заключается в тех дополнительных расходах на создание и содержание надежных хранилищ радиоактив-ных отходов на всех стадиях топливного цикла. 5. Процесс деления одновременно сопровождается накоплением радиоактивных продуктов деления, а также продуктов их распада, дли-тельное время сохраняющих высокий уровень радиоактивности. С этим связано весьма долговременное остаточное тепловыделение в ак-тивной зоне реактора после его останова и высокая наведенная радио-активность материалов и теплоносителя. Из этого вытекают особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС по сравнению с теплоэнергетикой. АЭС требуются специфические уст-ройства и сооружения, которых нет в обычной теплоэнергетике: сис-тема аварийной защиты реактора, мощная биологическая защита от ионизирующего облучения; системы аварийного и планового расхо-лаживания реактора, бассейны для охлаждения и выдержки ОЯТ, пе-регрузочные машины, системы специальной вентиляции и удаления радиоактивных газов, устройства дезактивации оборудования при ре-монтах, служба дозиметрии, хранилища РАО и др. Поэтому строительство АЭС обходится примерно в 1,5-2 раза дороже строительства тепловой электростанции той же мощности. Не-сравнимы особенно после Чернобыля требования к надежности инже-нерного обеспечения ядерной и радиационной безопасности при экс-плуатации АЭС, что предъявляет высокие требования к квалификации эксплуатационного персонала и увеличивает затраты на его подготов-ку.
Ви переглядаєте статтю (реферат): «ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО И ЕГО ОСОБЕННОСТИ» з дисципліни «Економіка ядерної енергетики»
