Атомная энергетика. Принципы работы и проблемы развития

     Общее количество топлива, вовлеченного в топливный цикл, включает топливыные элементы загруженные в реактор М_р ,топливо, находящееся в стадии изготовления и регенерации отработавшего топлива.

Отметим, что М_р = Р/р_s и М_с = (Р/р_s )(1+ t_с/t_р), где р_s - удельная мощность реактора, МВт/кг; t_с и t_р - время внешнего топливного цикла и время работы топлива в реакторе соответственно.

     Можно связать темп наработки топлива m как функцию параметра g_B, называемого избыточным коэффициентом воспроизводства ядерного горючего, и темп сжигания ядерного топлива нетто m_d следующим образом: m=(1+ g_B )m_d.

     При проектировании реактора БН, как и легководных реакторов, одной из основных проблем является зависимость реактивности от температуры. Очевидно, что для безопасной эксплуатации dp/dT должно быть отрицательным. Эта проблема была интенсивно изучена только для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя. В реакторах этого типа главная проблема состоит в возникновении пузырей, образующихся в натрии из-за его кипения, или даже общей потере натрия вследствие аварии. Из-за образования пузырей в натрии ужесточается спектр нейтронов, в результате снижения эффекта замедления внутри пузырей и увеличиваются утечки из активной зоны реактора из-за снижения эффекта рассеяния в пузырях.

     Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах  с жидкометаллическим теплоносителем небольших размеров, где утечка является доминирующим фактором, возникновение пузырей в натри приводит к получению dp/dT < 0. Но в энергетических реакторах, пригодных для промышленных целей, чаще возникает увеличение реактивности в результате ужесточения спектра нейтронов и dp/dT>0. Когда это было открыто, проектировщики реакторов были обескуражены. Это длилось до тех пор, пока не было установлено, что другой важный температурный эффект, открытый ранее для реакторов на тепловых нейтронах (эффект Доплера), играет большую роль в реакторах на быстрых нейтронах.

     Увеличен6ие резонасного поглощения в большом энергетическом диапазоне является основным фактором, влияющим на значение нейтронного потока в реакторе БН. Так как это захват в воспроизводящем материале, то истинным результатом доплеровского уширения являются существенное снижение количества нейтронов и соответствующая потеря реактивности. Эта потеря реактивности может быть больше, чем добавочное увеличение реактивности, из-з0а ужесточения спектра, если воспроизводящая составляющая зоны достаточно большая по сравнению с составляющей деления. И, как следствие, обогащение топлива для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем будет ограничено в пределах 12-25%. Даже с этим ограничением температурные отрицательные значения коэффициентов реакторов на быстрых нейтронах достаточно малы = около 2х10^-5. 

1.5.Ядерный топливный цикл.

     Без сомнения ядерное топливо при производстве электроэнергии дешевле органического (исключение составляет только природный газ). Однако рассмотрение только стоимости его производства не является достаточным. Должен быть рассмотрен замкнутый топливный цикл: руда – топливо – отходы переработка.

     Цикл начинается с добычи. Достаточно широкое распределение урана в земных недрах является следствием большого ионного радиуса четырехкратно ионизированного урана. Вследствие этого уран встречается от мантии – в частично расплавленном виде, до поверхности земной коры, - в виде минералов. Разнообразие структур земной коры позволяет урану образовывать широкий набор комплексов, многие из которых растворяются в воде. Для того чтобы уран сконцентрировался в руде, необходимо наличие одновременно источника элемента, воды для его переноса, подходящего подземного канала, комплексообразующих факторов и осаждающих элементов.

     Для получения сухого уранового химического концентрата измельченная руда сначала обрабатывается выщелачивающим раствором (в зависимости от руды кислотным или основным). Затем из щелочного раствора уран извлекается либо селективной экстракцией, либо ионным обменом. Конечный продукт содержит от 70 до 80% U₃O₈.

     Далее в цикле идет обогащение урана. Процесс обогащения характеризуется коэффициентом разделения (или обогащения), который определяется процентным отношением количества изотопов после процесса обогащения к их первоначальному числу. Когда коэффициент разделения мал, как это имеет место при газодиффузионном и центрифужном методах, для получения нужного изотопного состава необходимо провести несколько циклов. При газодиффузионном процессе используется набор пористых перегородок. Эти перегородки содержат сотни миллионов пор на 1 см²,  средний диаметр которых равен 5х10^-6см.

     Скорость диффузии газа обратно пропорциональна его молекулярной массе , таким образом теоретически коэффициент разделения для газов с двумя различными молекулярными массами можно представить следующим образом: α=(М_h/М_l)^1/2, где М_h и  М_l  - молекулярные массы более тяжелого и более легкого газа соответственно.

     При разделении изотопов используется газ UF₆. При нормальной температуре и давлении UF₆ представляет собой твердое вещество, , но оно переходит в газообразное состояние при температуре 56,4°С. При газодиффузионном процессе это соединение имеет два преимущества: фтор обладает относительно низкой молекулярной массой и в природе существует только один его изотоп. Однако UF₆  вызывает коррозию многих металлов и реагирует с водой, образуя твердое соединение. Для UF₆  α=1,0043 .

     Центрифужный метод обогащения урана был изучен еще во времена Манхэттенского проекта(кодовое название программы создания атомной бомбы во время второй войны), но был забракован из-за ненадежности высокоскоростной роторной технологии. При центрифужном методе разделение пропорционально разности масс, а не отношению, вследствие чего может быть достигнут более высокий коэффициент разделения. Но несмотря на это, производительность установки мала. Это связано с трудностью изготовления большого ротора с требуемой скоростью (400 м/с).

     К тому же газ внутри центрифуги должен иметь довольно низкое давление, чтобы избежать перехода UF₆ в твердое состояние. На заводе мощностью 9х10^-6 ЕРР/год при коэффициенте разделения, равном 2, необходимо иметь 500 тыс. центрифуг. Отсюда ясно, что такой процесс обогащения не экономичен, хотя эксплуатационные расходы по сравнению с газодиффузионным заводом сравнимой мощности меньше.

     Изотопного разделения можно также достичь путем ионизации атома ²³⁵U; для этого необходимо иметь источник энергии, который испустит строго необходимое ее количество. Затем ионизированные атомы или молекулы можно будет отделить от оставшихся с помощью электрического или магнитного поля.

     Рассмотрим устройство для лазерного разделения изотопов урана. Атомы урана испаряются в ней и поднимаются вверх. Примерно 45% атомов будет находиться в стабильном состоянии и 27% - в метастабильном, энергия которого на 0,077 эВ выше энергии стабильного состояния.

     Ксеноновый лазер, настроенный на 378,1 нм, возбуждает только атомы ²³⁵U, находящиеся в метастабильном состоянии, до очень высокого уровня, обладающего коротким уровнем жизни(235 нс). Мощный криптоновый лазер, работающий одновременно на 350,7 и 356,4 нм, используется для дальнейшего возбуждения атомов ²³⁵U.

Ионизированные атомы ²³⁵U отрицательного электрического потенциала собираются на коллективной пластине.

     Существуют и другие методы обогащения, применяющие такие соединения, как UF₆. Но из-за сложной природы систем уровней возбуждения соединений урана реализация этих методов еще более затруднена.

     И, наконец, рассмотрим завершение топливного цикла. Предполагается, что ядерный топливный цикл должен быть замкнутым. В действительности это не совсем так – отсутствует завершающая стадия топливного цикла  - процесс переработки, при котором не использованный ²³⁵U и полученный в реакторе ²³⁹Pu  разделяются, превращаются в форму, пригодную для изготовления топлива и возврата в топливный цикл. Существует множество причин, из-за которых отсутствует это звено в ядерном топливном цикле. Для того, чтобы до конца представить сложившуюся ситуацию, вспомним, что реактор мощностью 1 ГВт(эл.0, работая с полной нагрузкой, ежедневно потребляет 3 кг ²³⁵U. Это значит, что производится также около 3 кг побочных радиоактивных продуктов, а также значительное количество трансурановых элементов.

     Технология извлечения урана и плутония из отработавшего топлива (применяемая в военных целях) получила название пьюрекс-процесс. При нем, топливные элементы при помощи механических ножниц разрубаются на мелкие части. При этом высвобождаются газообразные и летучие продукты деления. Раньше газообразные и летучие продукты деления просто выбрасывались в атмосферу, сейчас же они собираются в специальные резервуары. Мелко изрубленные куски топливных стержней погружаются в баки-растворители с азотной кислотой. Топливо – уран, плутоний и продукты деления – в отличие от топливной оболочки растворяется в азотной кислоте.

     Топливные оболочки, которые являются радиоактивными, извлекаются и помещаются в специальные контейнеры для последующего захоронения. Уран в виде UO₂(NO₃)₂ и плутоний в виде Pu(NO₃)₄ извлекают из раствора азотной кислоты органическим экстрактором-растворителем трибутилфосфатом (ТБФ), разбавленным очищенным керосином.

     Селективная экстракция производится в вертикальной противоточной колонне, поток раствора кислоты направлен вниз, а растворителя – вверх. На дне колонны кислота нейтрализуется, и жидкие отходы собираются для следующей переработки. В свою очередь растворитель пропускается через вторую колонну, где посредством восстановителя растворимый четырехвалентный нитрат плутония превращается в трехвалентный нитрат, нерастворимый в органическом растворителе, но растворимый в азотной кислоте. Нитрат урана остается в растворе органического растворителя. Затем как уран, так и плутоний подвергаются дальнейшей очистке и превращаются в форму, пригодную для изготовления топлива.

     Завершение топливного цикла также связано с рядом факторов, влияющих на окружающую среду, а именно транспортировкой и обращением с отработавшим ядерным топливом.

     Транспортировка производится на всех стадиях топливного цикла: при добыче руды, очистке окиси и т.д. Но проблема становится особенно серьезной при перевозке отработавшего топлива от АЭС до завода по его переработке. Транспортировка осуществляется в больших, тяжелых контейнерах, радиоактивность каждого составляет примерно 8х10¹⁶ Бк. Контейнеры, спроектированные для перевозок автомобильным транспортом, должны быть несколько меньших размеров, поскольку в большинстве стран существует ограничение по перевозке тяжеловесных грузов. Контейнеры, спроектированные для перевозок железнодорожным транспортом, могут быть больше по размерам и лучше по конструкции, например можно предусмотреть их охлаждение. Эти контейнеры должны быть сделаны таким образом,  чтобы они смогли выдержать самые жесткие испытания. Но сколько бы не испытывались контейнеры, нельзя обеспечить их полную безопасность.

     Существует также возможность значительного выброса радиоактивности на заводах по переработке, в связи с чем комиссией по ядерному регулированию наложены определенные ограничения. Эти ограничения выражены в форме предельно допустимой концентрации (ПДК) различных радиоактивных изотопов. Опубликованная ПДК не учитывает возможность биологической реконцентрации радиоизотопов, однако тот, кто производит эти материалы, должен показать, что такого рода реконцентрации нет, в противном случае он должен соответственно сократить свое производство.

     Проблему обращения с радиоактивными отходами я бы хотела рассмотреть в следующем разделе своей курсовой работы. 

     1.6.Преимущества атомных электростанций.

    Главным преимуществом АЭС перед любыми другими электростанциями является их практическая независимость от источников топлива, т.е. удаленности от месторождений урана и радиохимических заводов. Энергетический эквивалент ядерного топлива в миллионы раз больше, чем органического топлива, и поэтому, в отличие, скажем, от угля, расходы на его перевозку ничтожны. Это особенно важно для европейской части России, где доставка угля из Кузбасса и Сибири слишком дорога. Кроме того, замена выработки электроэнергии на газомазутных (фактически — газовых) ТЭС производством электроэнергии на АЭС — важный способ поддержания экспортных поставок газа в Европу.

    Это преимущество трансформируется в другое: для большинства стран, в том числе и России, производство электроэнергии на АЭС не дороже, чем на газомазутных и тем более пылеугольных ТЭС. Достаточно сказать, что сейчас тарифы на закупку электроэнергии АЭС электрическими сетями на 40—50 % ниже, чем для ГРЭС различного типа. Особенно заметно преимущество АЭС в части стоимости производимой электроэнергии стало заметно в начале 70-х годов, когда разразился энергетический кризис и цены на нефть на мировом рынке возросли в несколько раз. Падение цен на нефть, конечно, автоматически снижает конкурентоспособность АЭС.

    Затраты на строительство АЭС находятся  примерно на таком же уровне, как  и на строительство пылеугольных ТЭС или несколько выше.

    Наконец, огромным преимуществом АЭС является ее относительная экологическая  чистота. Мы знаем, сколь огромны выбросы вредных веществ ТЭС, работающих на различных органических топливах. Подобные выбросы на АЭС просто отсутствуют. Если ТЭС мощностью 1000 МВт потребляет в год 8 млн т кислорода для окисления топлива, то АЭС не потребляет кислорода вообще.