ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)
В.А. Апсэ А.Н. Шмелев
для студентов высших учебных заведений
Москва 2008
УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 А77
Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. М.:
МИФИ, 2008. – 128 с.
Представлено краткое описание основных технологий современного ядерного топливного цикла: от добычи урановой руды и до захоронения радиоактивных отходов. Главное внимание уделено базовым принципам, заложенным в каждую технологию, описанию используемого оборудования и условиям осуществления технологического процесса. Дан анализ значимости каждой технологии для поддержания режима нераспространения ядерных материалов.
Пособие предназначено для студентов, специализирующихся в области учета, контроля ядерных материалов и физической защиты ядерноопасных объектов, для методического обеспечения магистерской образовательной программы «ФЗУ и К ЯМ» направления «Техническая физика», подготовки инженеров-физиков по специальности 651000 направления «Ядерные физика и технологии» и будущих специалистов ядерного топливного цикла.
Пособие подготовлено в рамках Инновационной образовательной программы.
Рецензент д-р физ.-мат. наук Ю.Е. Титаренко
ISBN 978-5-7262-1031-5 © Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2008
Введение................................................................................................. |
||
Глава 1. Концепция ядерного топлива................................................. |
||
Глава 2. Концепция ядерного топливного цикла................................ |
||
Глава 3. Добыча и первичная обработка природных ЯМ............... |
||
Глава 4. Изотопное обогащение урана.............................................. |
||
Глава 5. Технологии изготовления твэлов и ТВС............................ |
||
Технология использования топлива в |
||
ядерных реакторах............................................................... |
||
Транспортировка облученного топлива............................. |
||
Технологии переработки облученного ядерного |
||
топлива................................................................................. |
||
Технологии переработки радиоактивных отходов.......... |
||
Список литературы............................................................................... |
||
ВВЕДЕНИЕ
Предметом курса являются ядерные технологии, или технологии обращения с ядерными материалами (ЯМ), к которым принято относить те вещества, без которых невозможно инициирование и протекание двух самоподдерживающихся ядерных реакций, сопровождающихся выделением большого количества энергии.
1. Цепная реакция деления ядер тяжелых изотопов.
Например, при делении изотопа 235 U нейтронами образуются два продукта деления, 2–3 нейтрона, способных продолжить реакцию и выделяется примерно 200 МэВ тепловой энергии:
235 U + n → ПД1 + ПД2 + (2–3)n + 200 МэВ.
Поэтому к ЯМ относят изотопы урана и тория (из естественных элементов), изотопы искусственных трансурановых элементов (в основном, плутония, а также изотопы Np, Am, Cm, Bk Cf). Сюда же относится 233 U, искусственный изотоп урана, который может быть получен нейтронным облучением тория.
2. Реакция термоядерного синтеза ядер легких изотопов.
Например, при взаимодействии дейтерия и трития образуются ядра гелия, нейтроны и выделяется примерно 21 МэВ тепловой энергии:
D + T → 4 He + n + 21 МэВ.
Поэтому к ЯМ относят изотопы водорода: дейтерий и тритий. В природном водороде содержится 0,015% дейтерия. Трития нет в природном водороде из-за его быстрого распада (период полураспада Т1/2 = 12,3 г.). К ЯМ отнесены также тяжелая вода (D2 O) и литий, потому что изотоп лития 6 Li способен интенсивно производить тритий в реакции 6 Li(n,α )T. Сечение (n,α )-реакции 6 Li для тепловых нейтронов – 940 барн. Содержание 6 Li в природном литии –
Таким образом, ЯМ включают:
1) исходные ЯМ – урановые и ториевые руды, природный уран
и торий, обедненный уран (уран с пониженным содержанием 235 U);
2) специальные ЯМ – обогащенный уран (уран с повышенным содержанием 235 U), плутоний любого изотопного состава и 233 U;
3) трансурановые элементы (Np, Am, Cm, Bk, Cf);
4) тяжелую воду, дейтерий, тритий, литий.
Три первые категории ЯМ связаны с ядерной энергетикой, основанной на реакции деления тяжелых ядер нейтронами, а четвертая – с термоядерной реакцией легких изотопов. Поскольку создание энергетических установок, основанных на этой реакции, остается пока нерешенной проблемой, основное внимание в курсе будет уделено технологиям, основанным на ЯМ первых трех категорий.
Ядерные технологии включают технологии производства ЯМ, их хранения, использования, транспортировки, переработки, возможного повторного использования регенерированных ЯМ или их захоронения в случае невозможности дальнейшего применения.
Большое внимание в курсе будет уделяться связи ядерных технологий с вопросами безопасного обращения с ЯМ. Термин «безопасность» в отношении ЯМ может использоваться в широком смысле, включая радиационную безопасность, ядерную безопасность и безопасность относительно распространения ядерного оружия.
Под радиационной безопасностью понимается защищенность от поражающих факторов прямого облучения всеми видами ионизирующего излучения.
Под ядерной безопасностью понимается недопущение критического состояния системы, содержащей ЯМ, т.е. недопущение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления. Результатом нарушения ядерной безопасности может стать ядерный взрыв, тепловой взрыв или, как минимум, вспышка излучения и переоблучение персонала.
Под безопасностью в отношении распространения ЯМ пони-
мается защищенность от хищений ЯМ с целью создания ядерных взрывных устройств или радиологического оружия. В настоящее время в МАГАТЭ для обозначения этого типа безопасности используется термин «Ядерная физическая безопасность» («Nuclear security») в отличие от термина «Nuclear safety», означающего упомянутую выше ядерную безопасность.
Основное внимание в настоящем курсе будет уделено описанию ядерных технологий и их анализу с точки зрения обеспечения не-
распространения ЯМ, т.е. с точки зрения ядерной физической безопасности. Нераспространение ЯМ может быть гарантировано, если при работе с ними будут созданы такие условия, чтобы хищение и использование ЯМ в незаконных целях стало настолько затруднительно и опасно, а риск обнаружения подобных действий столь высок, что потенциальные нарушители были бы вынуждены отказаться от своих намерений.
Это означает, что ядерные технологии должны быть обеспечены такой системой физической защиты, учета и контроля ЯМ, чтобы:
а) добраться до ЯМ и похитить их было очень трудно; б) любое хищение малого количества ЯМ персоналом установки
быстро обнаруживалось, и дальнейшие попытки хищений пресекались;
в) санкционированное хищение ЯМ легко обнаруживалось национальными или международными инспекционными органами.
Итак, основная тема курса – ядерные технологии с точки зрения нераспространения ЯМ.
Ниже будут рассмотрены следующие основные вопросы:
1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Обзор основных стадий ЯТЦ от добычи природных ЯМ до захоронения радиоактивных отходов (РАО).
2. Технологии добычи и первичной обработки природных ЯМ.
3. Запасы в месторождениях природных ЯМ и темпы их добычи.
4. Технологии обогащения ЯМ для изготовления ядерного топлива. Обогатительные технологии с точки зрения нераспространения.
5. Методика расчета трудоемкости и энергоемкости обогатительных технологий. Разделительные работы. Энергоемкость разделительных работ в разных технологиях.
6. Технологии изготовления ядерного топлива, твэлов и ТВС.
7. Технологии использования ЯМ в ядерных реакторах. Стратегии перегрузочных работ.
8. Временное хранение облученного ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС и его транспортировка.
9. Технологии химической переработки ОЯТ. Технологии переработки с повышенной защищенностью от распространения ЯМ.
10. Технологии переработки и захоронения РАО. Проекты создания хранилищ РАО в геологических формациях.
Глава 1. КОНЦЕПЦИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Ядерным топливом называется ЯМ, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются:
1) естественные изотопы урана и тория;
2) искусственные изотопы плутония (продукты последовательного захвата нейтронов изотопами, начиная с 238 U);
3) изотопы трансурановых элементов (Np, Am, Cm, Bk, Cf);
4) искусственный изотоп 233 U (продукт захвата нейтронов тори-
Как правило, изотопы урана, плутония и тория с четным массовым числом («четные» изотопы 238 U, 240 Pu, 242 Pu, 232 Th) делятся
только нейтронами с высокой энергией (порог реакции деления для них составляет примерно 1,5 МэВ). В то же время изотопы урана и плутония с нечетным массовым числом («нечетные» изотопы 235 U, 239 Pu, 241 Pu, 233 U) делятся нейтронами любых энергий, включая тепловые нейтроны. Причем чем ниже энергия нейтронов, тем выше микросечения деления нечетных изотопов.
Спектр нейтронов, испускаемых в процессе деления, – это спектр быстрых нейтронов (средняя энергия 2,1 МэВ), быстро замедляющихся ниже порога реакции деления четных изотопов. Это означает, что цепную реакцию деления на четных изотопах трудно осуществить, так как лишь малая доля нейтронов имеет энергию выше порога деления этих изотопов. В то же время для поддержания цепной реакции на нечетных изотопах желательно замедлить нейтроны деления до тепловой энергии, что вполне реально.
Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся изотопы (235 U, 238 U, 232 Th), называется первичным. Ядерное топливо, содержащее делящиеся нуклиды, полученные искусственным путем (233 U, 239 Pu, 241 Pu), называется вторичным.
Изотопы 238 U и 232 Th представляют собой природные ЯМ, малопригодные для использования в качестве ядерного топлива, так как они делятся только быстрыми нейтронами. Но эти изотопы могут использоваться для получения искусственных делящихся нуклидов
(233 U, 239 Pu), т.е. для воспроизводства вторичного ядерного топлива. Эти нуклиды часто называют воспроизводящими изотопами.
На современном этапе ядерная энергетика базируется на природном уране, который состоит из трех изотопов:
1) 238 U; содержание – 99,2831%; период полураспада Т1/2 =
4,5 10 9 лет;
2) 235 U; содержание– 0,7115%; периодполураспадаТ1/2 = 7,1 108 лет;
3) 234 U; содержание– 0,0054%; периодполураспадаТ1/2 = 2,5 105 лет.
Кстати, возраст Земли (примерно 6 млрд. лет) сопоставим с периодом полураспада 238 U.
Интересно, что 234 U является продуктом одного α -распада 238 U и двух β -распадов промежуточных изотопов. Эту цепочку изотопных переходов можно записать в следующем виде:
238 U(α )234 Th(β ,Т1/2 =24 сут)234 Pa(β ,Т1/2 = 6,7 ч)234 U.
Все изотопы урана радиоактивны, испускают α -частицы с энергией 4,5–4,8 МэВ, а также могут спонтанно делиться с испусканием нейтронов (например, 13 н/с с 1 кг 238 U).
Изотоп 235 U является единственным природным ЯМ, который может делиться нейтронами любых энергий (включая тепловые нейтроны) с образованием избыточного количества быстрых нейтронов. Именно благодаря этим избыточным нейтронам становится возможным осуществление цепной реакции деления. Но в природном уране изотоп 235 U содержится только на уровне 0,71%. Большинство ныне действующих энергетических реакторов работает на уране, обогащенном изотопом 235 U до 2–5%. Быстрые реакторы используют уран с обогащением 15–25%. Исследовательские реакторы часто используют уран среднего и высокого обогащения (до 90%). В настоящее время МАГАТЭ рекомендует странамучастницам постепенно перевести свои исследовательские реакторы на топливо с обогащением не более 20%. Критическая масса урана, обогащенного до 20%, составляет 830 кг, а хищение такого количества урана с исследовательских реакторов практически невозможно.
Обогащенный уран – это уран, содержащий 235 U в количестве, превышающем его концентрацию в природном уране. Различают уран:
1) низкообогащенный – X 5 < 5%;
2) среднеобогащенный – X 5 от 5 до 20%;
3) высокообогащенный – X 5 от 20 до 90%;
4) сверхобогащенный (оружейный) – X 5 > 90%.
При производстве обогащенного урана в качестве побочного продукта образуется обедненный уран, т.е. уран с содержанием 235 U ниже природного уровня. Современные обогатительные технологии сопровождаются образованием обедненного урана, содержание 235 U в котором обычно находится на уровне 0,2–0,3%.
Содержание 235 U в природном уране (0,71%) не всегда было таким, если рассматривать геологические масштабы времени. Период полураспада 235 U примерно в 6 раз короче, чем 238 U (0,7 109 лет против 4,5 109 лет). Поэтому раньше обогащение природного урана было больше, чем 0,71%. На урановом руднике в Окло (Габон) в 1973 г. был обнаружен уран с аномально малым содержанием 235 U, только 0,44%. До этого никогда и нигде не наблюдалось какоголибо отклонения содержания 235 U от стандартного значения 0,71%. Расчетные исследования показали, что примерно 1,8 млрд лет назад, когда обогащение природного урана составляло около 3%, при наличии замедлителя, например легкой воды, внутри урановой руды возникла и поддерживалась примерно 600 тыс. лет цепная реакция деления, или природный ядерный реактор «Окло», в результате работы которого произошло выгорание 235 U. По расчетным оценкам, средняя тепловая мощность «Окло» составляла 25 кВт при нейтронном потоке 4 108 н/см2 с. Полная энерговыработка «Окло» за 600 тыс. лет составила 15 ГВт год, что эквивалентно энерговыработке ЛАЭС за 2,5 года.
Основной изотоп природного урана 238 U при захвате нейтронов превращается во вторичное ядерное топливо, изотоп 239 Pu, после двух последовательных β -распадов:
238 U(n,γ )239 U(β ,Т1/2 =23,5’ )239 Np(β ,Т1/2 =2,3 сут)239 Pu.
Аналогично происходит накопление изотопа 233 U при облучении природного тория нейтронами. При захвате нейтронов 232 Th переходит в 233 U после двух β -распадов:
232 Th(n,γ )233 Th(β ,Т1/2 =23,3’ )233 Pa(β ,Т1/2 =27,4 сут)233 U.
Но чтобы осуществить эти превращения в ядерном реакторе, там должно размещаться первичное ядерное топливо, т.е. изотоп 235 U, способный инициировать самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, сопровождающуюся генерацией избыточных нейтронов, которые можно использовать для наработки вторичного ядерного топлива в реакциях захвата нейтронов воспроизводящими изотопами. Наличие в топливе тепловых энергетических реакторов большого количества воспроизводящего изотопа 238 U (95–97%) позволяет осуществлять частичное воспроизводство ядерного топлива.
Применяются следующие виды ядерного топлива:
1) чистые металлы, сплавы металлов, интерметаллические соединения;
2) керамика (оксиды, карбиды, нитриды);
3) металлокерамика (керметы-частицы металлического топлива диспергированы в керамической матрице);
4) дисперсное топливо (микрочастицы топлива в защитной оболочке диспергированы в инертной, например графитовой, матрице).
Основной конструкционной формой топлива в ядерном реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл). Он состоит из активной части, в которой содержатся топливные и воспроизводящие ЯМ, и наружной герметической оболочки. Обычно оболочка изготавливается из металла (нержавеющие стали, циркониевые сплавы), а в шаровых твэлах ВТГР топливные микрочастицы покрываются слоями карбида кремния и пиролитического углерода.
ненных твэлов: 5–10 мм в диаметре, 2,5–6 м в длину, т.е. h/d 500. Типичное количество твэлов в реакторе: ВВЭР-440 содержит примерно 44 000 твэлов, ВВЭР-1000 – 48 000 твэлов, РБМК-1000 – 61 000 твэлов. Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС): от нескольких штук до нескольких сотен твэлов в одной ТВС. В ТВС твэлы жестко дистанционируются, создаются условия для надежного отвода тепла от твэлов и для компенсации температурного расширения их материалов.
Реакторы Поколения 3 называют «усовершенствованными реакторами». Три таких реактора уже функционируют в Японии, большее количество находится в стадии разработки или строительства. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения. Большинство из них являются «эволюционными» моделями, разработанными на базе реакторов второго поколения, с внесенными изменениями, сделанными на основе новаторских подходов. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими пунктами: Стандартизированный проект каждого типа реактора позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты основных средств и продолжительность строительных работ. Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации. Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет. Снижение возможности возникновения аварий с расплавлением активной зоны Минимальное воздействие на окружающую среду. Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства.
Энциклопедичный YouTube
1 / 5
✪ Ядерный Ракетный Двигатель Новейшие Технологии 2016
✪ В России собрали первый в мире ядерный космический двигатель.
✪ Горизонты атома (26.03.2016): Ядерные технологии безопасности
✪ Ядерный реактор вместо сердца?
✪ Ядерная энергетика и технологии
Субтитры
Физика
Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов - протонов и нейтронов . Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие . При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике справа. Из графика видно, что у легких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растет, а у тяжелых падает. Если добавлять нуклоны в легкие ядра или удалять нуклоны из тяжелых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде кинетической энергии частиц, высвобождающихся в результате этих действий. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.
Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией . Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом . Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра .
Деление ядра
Деление ядра может быть самопроизвольным (спонтанным) и вызванным внешним воздействием (индуцированным).
Спонтанное деление
Современная наука считает что все химические элементы тяжелее водорода были синтезированы в результате термоядерных реакций внутри звезд . В зависимости от количества протонов и нейтронов ядро может быть стабильно или проявлять склонность к самопроизвольному делению на несколько частей. После окончания жизни звезд стабильные атомы образовали известный нам мир, а нестабильные постепенно распадались до образования стабильных. На Земле до наших дней в промышленных количествах сохранилось только два таких нестабильных (радиоактивных ) химических элемента - уран и торий . Другие нестабильные элементы получают искусственно в ускорителях или реакторах.
Цепная реакция
Некоторые тяжелые ядра легко присоединяют внешний свободный нейтрон , становятся при этом нестабильными и распадаются, выбрасывая несколько новых свободных нейтронов. В свою очередь эти освободившиеся нейтроны могут попасть в соседние ядра и также вызвать их распад с выходом очередных свободных нейтронов. Такой процесс именуется цепной реакцией . Чтобы цепная реакция произошла, нужно создать специфические условия: сконцентрировать в одном месте достаточно много вещества, способного к цепной реакции. Плотность и объем этого вещества должны быть достаточны чтобы свободные нейтроны не успевали покинуть вещество, взаимодействуя с ядрами с высокой вероятностью. Эту вероятность характеризует коэффициент размножения нейтронов . Когда объем, плотность и конфигурация вещества позволят коэффициенту размножения нейтронов достичь единицы, то начнется самоподдерживающаяся цепная реакция, а массу делящегося вещества назовут критическая масса . Естественно, каждый распад в этой цепочке приводит к выделению энергии.
Люди научились осуществлять цепную реакцию в специальных конструкциях. В зависимости от требуемых темпов цепной реакции и её тепловыделения эти конструкции называются ядерным оружием или ядерными реакторами . В ядерном оружии осуществляется лавинообразная неуправляемая цепная реакция с максимально достижимым коэффициентом размножения нейтронов чтобы достичь максимального энерговыделения прежде чем наступит тепловое разрушение конструкции. В ядерных реакторах стараются достичь стабильного нейтронного потока и тепловыделения, чтобы реактор выполнял свои задачи и не разрушился от избыточных тепловых нагрузок. Такой процесс называют управляемой цепной реакцией.
Управляемая цепная реакция
В ядерных реакторах создают условия для управляемой цепной реакции . Как понятно из смысла цепной реакции, ее темпом можно управлять меняя коэффициент размножения нейтронов. Для этого можно менять разнообразные параметры конструкции: плотность делящегося вещества, энергетический спектр нейтронов, вводить вещества-поглотители нейтронов, добавлять нейтроны от внешних источников и т. п.
Однако цепная реакция очень быстрый лавинообразный процесс, надежно управлять им напрямую практически невозможно. Поэтому для управления цепной реакцией огромное значение имеют запаздывающие нейтроны - нейтроны, образующиеся при спонтанном распаде нестабильных изотопов, образовавшихся в результате первичных распадов делящегося материала. Время от первичного распада до запаздывающих нейтронов варьируется от миллисекунд до минут, а доля запаздывающих нейтронов в нейтронном балансе реактора достигает единиц процентов. Такие значения времени уже позволяют регулировать процесс механическими методами. Коэффициент размножения нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов называют эффективным коэффициентом размножения нейтронов , а вместо критической массы ввели понятие реактивность ядерного реактора .
На динамику управляемой цепной реакции также влияют другие продукты деления, некоторые из которых могут эффективно поглощать нейтроны (так называемые нейтронные яды). После начала цепной реакции они накапливаются в реакторе, уменьшая эффективный коэффициент размножения нейтронов и реактивность реактора. Через некоторое время наступает баланс накопления и распада таких изотопов и реактор входит в стабильный режим. Если заглушить реактор то нейтронные яды еще долгое время сохраняются в реакторе, усложняя его повторный запуск. Характерное время жизни нейтронных ядов в цепочке распада урана до полусуток. Нейтронные яды мешают ядерным реакторам быстро изменять мощность.
Ядерный синтез
Нейтронный спектр
Распределение энергий нейтронов в нейтронном потоке принято называть спектром нейтронов . Энергия нейтрона определяет схему взаимодействия нейтрона с ядром. Принято выделять несколько диапазонов энергий нейтронов, из которых для ядерных технологий значимыми являются:
- Тепловые нейтроны. Названы так поскольку находятся в энергетическом равновесии с тепловыми колебаниями атомов и не передают им свою энергию при упругих взаимодействиях.
- Резонансные нейтроны. Названы так поскольку сечение взаимодействия некоторых изотопов с нейтронами этих энергий имеет ярко выраженные неравномерности.
- Быстрые нейтроны. Нейтроны этих энергий обычно получаются в результате ядерных реакций.
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Цепная реакция очень быстрый процесс. Время жизни одного поколения нейтронов (то есть среднее время от возникновения свободного нейтрона до его поглощения следующим атомом и рождения следующих свободных нейтронов) много менее микросекунды. Такие нейтроны называют мгновенными . При цепной реакции с коэффициентом размножения 1,1 через 6 мкс количество мгновенных нейтронов и выделяемая энергия вырастут в 10 26 раз. Надежно управлять таким быстрым процессом невозможно. Поэтому для управляемой цепной реакции огромное значение имеют запаздывающие нейтроны . Запаздывающие нейтроны возникают при самопроизвольном распаде осколков деления, оставшихся после первичных ядерных реакций.
Материаловедение
Изотопы
В окружающей природе люди обычно сталкиваются со свойствами веществ, обусловленными структурой электронных оболочек атомов. Например, именно электронные оболочки целиком отвечают за химические свойства атома. Поэтому до ядерной эры наука не разделяла вещества по массе ядра, а только по его электрическому заряду. Однако с появлением ядерных технологий выяснилось что все хорошо известные простые химические элементы имеют множество - иной раз десятки - разновидностей с разным количеством нейтронов в ядре и, соответственно, совершенно различными ядерными свойствами. Эти разновидности стали называть изотопами химических элементов. Большинство встречающихся в природе химических элементов является смесями нескольких разных изотопов.
Подавляющее большинство известных изотопов являются нестабильными и в природе не встречаются. Их получают искусственно для изучения либо использования в ядерных технологиях. Разделение смесей изотопов одного химического элемента, искусственное получение изотопов, изучение свойств этих изотопов - одни из основных задач ядерных технологий.
Делящиеся материалы
Некоторые изотопы нестабильны и распадаются. Однако распад происходит не сразу после синтеза изотопа а спустя некоторое характерное для этого изотопа время, называемое периодом полураспада . Из названия очевидно что это время, за которое распадается половина имевшихся ядер нестабильного изотопа.
В природе нестабильные изотопы почти не встречаются, поскольку даже самые долгоживущие успели полностью распасться за те миллиарды лет что прошли после синтеза окружающих нас веществ в термоядерной топке давно угасшей звезды. Исключений только три: это два изотопа урана (уран-235 и уран-238) и один изотоп тория - торий-232 . Кроме них в природе можно найти следы других нестабильных изотопов, образовавшихся в результате природных ядерных реакций: распада этих трех исключений и воздействия космических лучей на верхние слои атмосферы.
Нестабильные изотопы являются основой практически всех ядерных технологий.
Поддерживающие цепную реакцию
Отдельно выделяют очень важную для ядерных технологий группу нестабильных изотопов, способных к поддержанию ядерной цепной реакции. Чтобы поддерживать цепную реакцию изотоп должен хорошо поглощать нейтроны с последующим распадом, в результате которого образуется несколько новых свободных нейтронов. Человечеству невероятно повезло, что среди сохранившихся в природе в промышленных количествах нестабильных изотопов оказался один, поддерживающий цепную реакцию: уран-235 .
Конструкционные материалы
История
Открытие
В начале ХХ века огромный вклад в изучение ионизирующих излучений и структуры атомов внес Резерфорд . В Эрнест Уолтон и Джон Кокрофт смогли впервые расщепить ядро атома.
Оружейные ядерные программы
В конце 30-х годов ХХ века физики осознали возможность создания мощного оружия на основе цепной ядерной реакции. Это привело к высокому интересу государства к ядерным технологиям. Первая масштабная государственная атомная программа появилась в Германии в 1939 году (см. немецкая ядерная программа). Однако война осложнила снабжение программы и после разгрома Германии в 1945 году программа была закрыта без значимых результатов. В 1943 году в США началась масштабная программа под кодовым названием Манхэттенский проект . В 1945 году в рамках этой программы была создана и испытана первая в мире ядерная бомба. Ядерные исследования в СССР велись с 20-х годов. В 1940 году прорабатывается первая советская теоретическая конструкция ядерной бомбы . Ядерные разработки в СССР становятся секретными с 1941 года. Первая советская ядерная бомба испытана в 1949 году.
Основной вклад в энерговыделение первых ядерных боеприпасов вносила реакция деления. Тем не менее реакция синтеза находила применение в качестве дополнительного источника нейтронов для увеличения количества прореагировавшего делящегося вещества. В 1952 году в США и 1953 в СССР были испытаны конструкции, в которых бо́льшая часть энерговыделения создавалась реакцией синтеза. Такое оружие назвали термоядерным. В термоядерном боеприпасе реакция деления служит для «поджига» термоядерной реакции, не внося существенного вклада в общую энергетику оружия.
Ядерная энергетика
Первые ядерные реакторы были либо экспериментальными либо оружейными, то есть предназначенными для наработки оружейного плутония из урана. Создаваемое ими тепло сбрасывали в окружающую среду. Низкие рабочие мощности и малые разницы температур затрудняли эффективное использование такого низкопотенциального тепла для работы традиционных тепловых машин. В 1951 году было первое использование этого тепла для электрогенерации: в США в контур охлаждения экспериментального реактора установили паровую турбину с электрогенератором. В 1954 году в СССР построили первую атомную электростанцию, изначально спроектированную для целей электроэнергетики.
Технологии
Ядерное оружие
Существует много способов нанести вред человеку с помощью ядерных технологий. Но на вооружение государств приняли только ядерное оружие взрывного действия на основе цепной реакции. Принцип работы такого оружия прост: нужно максимально увеличить коэффициент размножения нейтронов в цепной реакции, чтобы как можно больше ядер вступило в реакцию и выделило энергию до того как конструкция оружия будет разрушена выделяющимся теплом. Для этого надо либо увеличить массу делящегося вещества либо увеличить его плотность. Причем сделать это надо максимально быстро, иначе медленный рост энерговыделения расплавит и испарит конструкцию без взрыва. Соответственно было разработано два подхода к построению ядерного взрывного устройства:
- Схема с увеличением массы, так называемая пушечная схема. Два подкритических куска делящегося вещества устанавливались в стволе артиллерийского орудия. Один кусок закреплялся в конце ствола, другой выступал в роли снаряда. Выстрел сближал куски, начиналась цепная реакция и происходило взрывное энерговыделение. Достижимые скорости сближения в такой схеме ограничивались парой км/сек.
- Схема с увеличением плотности, так называемая имплозивная схема. Основана на особенностях металлургии искусственного изотопа плутония . Плутоний способен образовывать стабильные аллотропные модификации , различающиеся плотностью. Ударная волна, проходя по объему металла, способна перевести плутоний из неустойчивой модификации низкой плотности в высокоплотную. Эта особенность позволила переводить плутоний из низкоплотного подкритичного состояния в сверхкритичное со скоростью распространения ударной волны в металле. Для создания ударной волны применили обычную химическую взрывчатку, расположив её вокруг плутониевой сборки так, чтобы взрыв обжимал шарообразную сборку со всех сторон.
Обе схемы были созданы и испытаны практически одновременно, но имплозивная схема оказалась эффективнее и компактнее.
Нейтронные источники
Другим ограничителем энерговыделения является скорость роста количества нейтронов в цепной реакции. В подкритическом делящемся материале идет самопроизвольный распад атомов. Нейтроны этих распадов становятся первыми в лавинообразной цепной реакции. Однако для максимального энерговыделения выгодно сначала убрать все нейтроны из вещества, потом перевести его в сверхкритическое состояние и только потом ввести в вещество запальные нейтроны в максимальном количестве. Чтобы добиться этого выбирают делящееся вещество с минимальным загрязнением свободными нейтронами от самопроизвольных распадов, а в момент перевода в сверхкритическое состояние добавляют нейтронов из внешних импульсных источников нейтронов.
Источники дополнительных нейтронов строятся на разных физических принципах. Первоначально распространение получили взрывные источники, основанные на перемешивании двух веществ. Радиоактивный изотоп, обычно полоний-210 , перемешивался с изотопом бериллия . Альфа излучение полония вызывало ядерную реакцию бериллия с выходом нейтронов. Впоследствии их заменили на источники на базе миниатюрных ускорителей, на мишени которых осуществлялась реакция ядерного синтеза с нейтронным выходом.
Помимо запальных источников нейтронов оказалось выгодно вводить в схему дополнительные источники, срабатывающие от начавшейся цепной реакции. Такие источники строились на основе реакций синтеза легких элементов. Ампулы с веществами типа дейтерида лития-6 устанавливались в полость в центре плутониевой ядерной сборки. Потоки нейтронов и гамма-лучей от развивающейся цепной реакции разогревали ампулу до температур термоядерного синтеза, а плазма взрыва обжимала ампулу, помогая температуре давлением. Начиналась реакция синтеза, поставлявшая дополнительные нейтроны для цепной реакции деления.
Термоядерное оружие
Источники нейтронов на основе реакции синтеза сами были значительным источником тепла. Однако размеры полости в центре плутониевой сборки не могли вместить много вещества для синтеза, а при размещении вне плутониевого делящегося ядра не удалось бы получить требуемых для синтеза условий по температуре и давлению. Необходимо было окружить вещество для синтеза дополнительной оболочкой, которая, воспринимая энергию ядерного взрыва, обеспечило бы ударное обжатие. Сделали большую ампулу из урана-235 и установили ее рядом с ядерным зарядом. Мощные потоки нейтронов от цепной реакции вызовут лавину делений атомов урана ампулы. Несмотря на подкритичность конструкции урановой ампулы суммарное действие гамма лучей и нейтронов от цепной реакции запального ядерного взрыва и собственных делений ядер ампулы позволит создать внутри ампулы условия для синтеза. Теперь размеры ампулы с веществом для синтеза оказались практически неограничены и вклад энерговыделения от ядерного синтеза многократно превысил энерговыделение запального ядерного взрыва. Такое оружие стали называть термоядерным.
.Атомная электростанция
Сердцем атомной электростанции является ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Энергия ядерных реакций выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и превращается в тепло за счет упругих соударений этих осколков с другими атомами.
Топливный цикл
Известен лишь один природный изотоп, способный к цепной реакции - уран-235 . Его промышленные запасы невелики. Поэтому уже сегодня инженеры ищут пути наработки дешевых искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Наиболее перспективен плутоний, нарабатывающийся из распространенного изотопа уран-238 путём захвата нейтрона без деления. Его несложно нарабатывать в тех же энергетических реакторах как побочный продукт. При определенных условиях возможна ситуация, когда наработка искусственного делящегося материала полностью покрывает потребности имеющихся АЭС. В этом случае говорят о замкнутом топливном цикле , не требующем поступления делящегося материала из природного источника.
Ядерные отходы
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) и конструкционные материалы реактора с наведенной радиоактивностью являются мощными источниками опасных ионизирующих излучений. Технологии работы с ними интенсивно совершенствуются в направлении минимизации количества захораниваемых отходов и уменьшения срока их опасности. ОЯТ также является источником ценных радиоактивных изотопов для промышленности и медицины. Переработка ОЯТ необходимый этап замыкания топливного цикла.
Ядерная безопасность
Использование в медицине
В медицине обычно используются различные нестабильные элементы для проведения исследований или терапии.
Основные ядерные технологии Ядерные технологии – это технологии, базирующиеся на протекании ядерных реакций, а также технологии, направленные на изменение свойств и переработку материалов, содержащих радиоактивные элементы, либо элементы, на которых протекают ядерные реакции Ядерные энергетические технологии: -Технологии ядерных реакторов на тепловых нейтронах -Технологии ядерных реакторов на быстрых нейтронах -Технологии высоко- и сверхвысокотемпературных ядерных реакторов
Ядерные химические технологии: - Технологии ядерных сырьевых материалов и ядерного топлива -Технологии материалов ядерной техники Ядерные технологии изотопного обогащения и получения моноизотопных и особочистых веществ: - Газодиффузионные технологии - Центрифужные технологии - Лазерные технологии Ядерные медицинские технологии
Рост населения и глобального энергопотребления в мире, острая нехватка энергии, которая будет только увеличиваться по мере истощения природных ресурсов и опережающего роста потребностей в ней; ужесточающаяся конкуренция за ограниченные и неравномерно размещенные ресурсы органического топлива; обострение комплекса экологических проблем и нарастающие экологические ограничения; нарастающая зависимость от нестабильной ситуации в районах стран-экспортеров нефти и прогрессирующий рост цен на углеводороды; Положения, незыблемые для составления прогнозов в области сценариев будущего:
Нарастающее различие в уровне энергопотребления богатейших и беднейших стран, разница в уровнях энергопотребления различных стран, создающая потенциал социальной конфликтности; жесткая конкуренция между поставщиками технологий для АЭС; необходимость расширения сфер применения ядерных технологий и широкомасштабного энерготехнологического использования ядерных реакторов для производственных сфер деятельности; необходимость проведения структурных преобразований и реформ в жестких условиях рыночной экономики и др. Положения, незыблемые для составления прогнозов в области сценариев будущего:
Доли стран в мировой эмиссии СО 2 США - 24,6% Китай - 13% Россия - 6,4% Япония - 5% Индия - 4% Германия - 3,8%. АЭС с электрической мощностью в 1 ГВт экономит 7 миллионов тонн выбросов СО 2 в год по сравнению с ТЭЦ на угле, 3,2 миллиона тонн выбросов СО 2 по сравнению с ТЭЦ на газе.
Ядерная эволюция В мире работают около 440 коммерческих ядерных реакторов. Большинство из них находится в Европе и США, Японии, России, Южной Корее, Канаде, Индии, Украине и Китае. По оценке МАГАТЭ, по крайней мере, еще 60 реакторов будут введены в строй в течение 15 лет. Несмотря на многообразие типов и размеров, существует всего четыре основных категории реакторов: Поколение 1 – реакторы этого поколения разработаны в 1950-е и 1960-е годы, и представляют собой видоизмененные и укрупненные ядерные реакторы военного назначения, предназначенные для движения подводных лодок или для производства плутония. Поколение 2 – к этой классификации относится подавляющее большинство реакторов, находящихся в промышленной эксплуатации. Поколение 3 – в настоящее время реакторы данной категории вводятся в эксплуатацию в некоторых странах, преимущественно в Японии. Поколение 4 – сюда относятся реакторы, которые находятся на стадии разработки и которые планируется внедрить через лет.
Ядерная эволюция Реакторы Поколения 3 называют «усовершенствованными реакторами». Три таких реактора уже функционируют в Японии, большее количество находится в стадии разработки или строительства. В стадии разработки находится около двадцати различных типов реакторов этого поколения. Большинство из них являются «эволюционными» моделями, разработанными на базе реакторов второго поколения, с внесенными изменениями, сделанными на основе новаторских подходов. По данным Всемирной ядерной ассоциации, поколение 3 характеризуется следующими пунктами: Стандартизированный проект каждого типа реактора позволяет ускорить процедуру лицензирования, снизить затраты основных средств и продолжительность строительных работ. Упрощенная и более прочная конструкция, делающая их более простыми в обращении и менее восприимчивыми к сбоям в процессе эксплуатации. Высокий коэффициент готовности и более длительный период эксплуатации – примерно шестьдесят лет. Снижение возможности возникновения аварий с расплавлением активной зоны Минимальное воздействие на окружающую среду. Глубокое выгорание топлива для снижения его расхода и количества отходов производства. Поколение 3
Ядерные реакторы третьего поколения Европейский реактор с водой под давлением (EPR) EPR – это модель, разработанная на основе французского N4 и немецкого KONVOI - разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии. Модульный реактор с шаровой засыпкой (PBMR) PBMR является высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (HTGR). Реактор с водой под давлением Существуют следующие типы дизайнов больших ректоров: APWR (разработчики - компании Mitsubishi и Westinghouse), APWR+ (японская компания Mitsubishi), EPR (французская компания Framatome ANP), AP-1000 (американская компания Westinghouse), KSNP+ и APR-1400 (корейские компании) и CNP-1000 (Китайская национальная ядерная корпорация). В России компаниями Атомэнергопроект и Гидропресс разработан усовершенствованный ВВЭР-1200.
Концепции реакторов, выбранные для Поколения 4 GFR - Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением LFRРеактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый свинцом MSR - Реактор на расплавленных солях: Урановое топливо расплавляется в соли фторида натрия, циркулирующей по графитовым каналам активной зоны. Тепло, вырабатывающееся в расплавленной соли, отводится во второй контур Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением VHTR – Сверхвысокотемпературный реактор: Мощность реактора 600 Мвт, активная зона охлаждается гелием, графитовый замедлитель. Рассматривается в качестве самой многообещающей и перспективной системы, направленной на выработку водорода. Производство электроэнергии на VHTR должно стать высокоэффективным.
Научные исследования – основа деятельности и развития атомной отрасли Вся практическая деятельность атомной энергетики опирается на результаты фундаментальных и прикладных исследований свойств материи Фундаментальные исследования: фундаментальные свойства и структура материи, новые источники энергии на уровне фундаментальных взаимодействий Исследования и управление свойствами материалов – Радиационное материаловедение, создание конструкционных коррозионно-стойких, жаропрочных, радиационно-стойких сталей, сплавов и композиционных материалов
Научные исследования – основа деятельности и развития атомной отрасли Конструирование, проектирование, технологии. Создание приборов, оборудования, средств автоматизации, диагностики, контроля (общее, среднее и точное машиностроение, приборостроение) Моделирование процессов. Развитие математических моделей, расчетных методов и алгоритмов. Разработка методов параллельных вычислений для проведения нейтронно-физических, термодинамических, механических, химических и других расчетных исследований с применением суперкомпьютеров
АЭ в среднесрочной перспективе В мире к 2030 году ожидается удвоение мощностей АЭ Ожидаемый рост мощностей АЭ может быть обеспечен на основе дальнейшего развития технологий реакторов на тепловых нейтронах и разомкнутого ЯТЦ Основные проблемы современной АЭ связаны с накоплением ОЯТ (это не РАО!) и риском распространения в мире чувствительных технологий ЯТЦ и ядерных материалов
Задачи по созданию технологической базы крупномасштабной АЭ Освоение и внедрение в АЭ реакторов- размножителей на быстрых нейтронах Полное замыкание ядерного топливного цикла в АЭ по всем делящимся материалам Организация сети международных ядерных топливно-энергетических центров по предоставлению комплекса услуг в области ЯТЦ Освоение и внедрение в АЭ реакторов для промышленного теплоснабжения, производства водорода, опреснения воды и др.целей Реализация оптимальной схемы рецикла в АЭ высокорадиотоксичных младших актинидов
ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН 4 + Н 2 О СО + ЗН 2 – 206 кДж СН 4 + СО 2 2СО + 2Н 2 – 248 кДж CH 4 + 0,5О 2 CO + 2H кДж СО + Н 2 О СО 2 + Н кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах °С и давлениях до 3035 кгс/см 2, или 33,5 Мн/м 2 ; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H 2. CO и H 2 легко разделяются.
ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА Восстановление железа из руды: 3CO + Fe 2 O 3 2Fe + 3CO 2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры °C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe 2 O 3 + 3H 2 = 2Fe + 3H 2 O
Заключение Несмотря на все свои проблемы, Россия остается великой «ядерной» державой, как с точки зрения военной мощи, так и в рамках потенциала экономического развития (ядерные технологии в экономике России). Ядерный щит– гарант независимой экономической политики России и стабильности во всем мире. Выбор ядерной индустрии в качестве локомотива экономики позволит сначала подтянуть на достойный уровень машиностроение, приборостроение, автоматику и электронику и др., в ходе чего произойдет закономерный переход количества в качество.
Уже более 70 лет атомная отрасль работает для Родины. И сегодня настал момент осознать, что ядерные технологии — это не только оружие и не только электроэнергия, а это новые возможности для решения целого ряда проблем, которые касаются человека.
Конечно, атомная промышленность нашей страны была успешно построена поколением победителей — победителей в Великой Отечественной войне 1941-1945 годов. И сейчас «Росатом» надежно поддерживает ядерный щит России.
Известно, что Игорь Васильевич Курчатов еще на первом этапе реализации отечественного атомного проекта, работая над оружейными разработками, начал задумываться о широком использовании атомной энергии в мирных целях. На земле, под землей, на воде, под водой, в воздухе и в космосе — ядерные и радиационные технологии теперь работают повсюду. Сегодня специалисты отечественной атомной отрасли продолжают работать и приносить пользу стране, думают о том, как реализовать свои новые разработки в современных условиях импортозамещения.
И важно говорить именно об этом — мирном направлении работ отечественных атомщиков, о котором довольно мало известно.
За прошедшие десятилетия наши физики, наша промышленность и наши медики накопили необходимый потенциал для того, чтобы осуществить прорыв в области эффективного использования ядерных технологий в важнейших сферах жизни человека.
Технологии и разработки, созданные нашими атомщиками, широко применяются в различных сферах и областях. Это медицина, сельское хозяйство, пищевая промышленность. Например, для повышения урожайности существует специальная предпосевная обработка семян, для увеличения сроков хранения пшеницы используются технологии обработки зерновых. Все это создается нашими специалистами и основывается на отечественных разработках.
Или вот, например, из — за рубежа, из южных стран к нам завозят душистый перец и другие специи, продукты, которые часто бывают подвержены различным заражениям. Ядерные технологии позволяют уничтожать все подобные бактерии и заболевания пищевых продуктов. Но у нас, к сожалению, они не применяются.
Лучевая терапия считается одной из самых эффективных в лечении онкологии. Но наши ученые постоянно идут вперед и сейчас уже разработаны новейшие технологии, позволяющие повысить коэффициент излечения больных. Правда, стоит отметить, что, несмотря на наличие передовых технологий, такие центры работают лишь в нескольких городах страны.
Казалось бы, есть потенциал ученых, есть разработки, но сегодня процесс внедрения уникальных ядерных технологий пока еще идет достаточно медленно.
Раньше мы были в числе догоняющих, ориентировались в первую очередь на западные страны, покупали у них изотопы и оборудование. За последнее десятилетие ситуация кардинально изменилась. Мы уже обладаем достаточными мощностями для внедрения этих разработок в жизнь.
Но если есть достижения на бумаге, что нам сегодня мешает внедрить их в жизнь?
Здесь, наверное, можно указать на сложный бюрократический механизм реализации подобных решений. Ведь, по сути, сейчас мы готовы предоставить совершенно новый качественный формат использования ядерных технологий во многих областях. Но, к сожалению, происходит это крайне медленно.
Можно с уверенностью сказать, что законодатели, разработчики, представители региональных и федеральной властей готовы на своем уровне работать по данному направлению. А на практике выходит так, что нет консенсуса, нет общего решения и программы по внедрению и реализации ядерных технологий.
В качестве примера можно привести город Обнинск, первый наукоград, где недавно начал работу современный центр протонной терапии. Второй такой есть в Москве. А что же во всей России? Здесь важно призвать региональные власти активно подключаться к диалогу между разработчиками и федеральным центром.
Опять же, мы можем констатировать, что развитие отрасли идет, технологии востребованы, но пока не хватает консолидации усилий для внедрения этих наработок в жизнь.
Наша главная задача сейчас — собрать представителей всех уровней власти, ученых, разработчиков для единого и продуктивного диалога. Очевидно, есть потребность создавать современные центры ядерных технологий в различных отраслях, открыть широкую дискуссию и научиться организовывать межведомственное взаимодействие на благо наших граждан.
Геннадий Скляр, член комитета Государственной думы по энергетике.
