Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

2002–2004 гг. цены на обогащение урана центрифужным методом стабилизировались на уровне около 110 дол./кг ЕРР.

3.3.4. Изготовление твэлов и ТВС

Двуокись урана. Обогащенный гексафторид урана поступает на производство топливной композиции – порошка двуокиси урана UO2. Основные достоинства двуокиси урана, обеспечившие широкое применение ее в ядерной энергетике:

•высокая температура плавления (около 2800 °С);

•химическая устойчивость в широком диапазоне температур по отношению ко многим теплоносителям и замедлителям (вода, водяной пар, натрий, углекислый газ);

•совместимость с различными материалами оболочек твэлов (нержавеющая сталь, цирконий и его сплавы, графит, алюминий, никель, молибден, ниобий и др.);

•возможность получения высокой плотности таблеток для удержания продуктов деления урана;

•приемлемая радиационная стойкость при больших потоках нейтронов.

Основные недостатки двуокиси урана:

•низкая (около 3 Вт/м град.) теплопроводность, приводящая к

большим градиентам температуры в таблетках (около 500 °С по радиусу таблетки);

• гигроскопичность порошка (поглощение влаги) и окисляемость на воздухе при комнатной температуре, что требует высокой степени сушки таблеток перед укладкой в твэлы.

Порошок двуокиси урана подвергается специальному процессу прессования и высокотемпературного спекания в керамические топливные таблетки (рис. 3.10). Обычно диаметр таблеток двуокиси урана для различных твэлов составляет около 10 мм, высота – 12 мм и плотность – 10 г/см3.

Твэлы и ТВС. Таблетки двуокиси урана собираются в трубчатые конструкции, называемые тепловыделяющими элементами – твэлами. Тонкостенные оболочки твэлов из циркония или нержавеющей стали заполняются гелием для улучшения теплопередачи от топливных таблеток к оболочке и герметизируются.

101

Пучки твэлов собирают в специальные конструкции – тепловыделяющие сборки (ТВС), которые и представляют собой законченную форму реакторного ядерного топлива. Тепловыделяющие сборки, загруженные в ядерный реактор, образуют активную зону реактора. В активной зоне реактора ВВЭР-1000 содержится 163 ТВС.

3.3.5. Обращение с отработанным ядерным топливом

Активность ОЯТ. Среди важнейших и наименее исследованных проблем ядерного топливного цикла – проблема обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ). Это связано с его высокой радиоактивностью, достигающей 106 Ки/т, значительным тепловыделением, доходящим до десятков кВт на 1 т топлива, значительным количеством делящегося вещества. Активность продуктов деления и тепловыделение в ОЯТ спадают с течением времени

(табл. 3.2).

Примерно 90 % продуктов деления не требуют длительного хранения, так как имеют небольшое время жизни (менее 4 лет) или, наоборот, настолько большое время жизни (более 1010 лет), что их активностью можно пренебречь. Первые несколько сотен лет в радиоактивность ОЯТ основной вклад вносят изотопы стронций 90Sr (период полураспада 29 лет) и цезий 137Cs (30 лет) и их дочерние продукты – барий 137mВa и иттрий 90Y. После 500 лет основной вклад в тепловыделение ОЯТ вносят изотопы плутония и амери-

ция, а после 100 тыс. лет – дочерние продукты этих изотопов, такие как полоний 213Ро и торий 229Th.

В типичном энергетическом реакторе тепловой мощностью около 3 ГВт за год сгорает приблизительно 1 т ядерного топлива.

Если перед началом облучения в 1 т топлива ВВЭР-1000 содержится 44 кг 235U и 956 кг 238U, то в конце трехлетней кампании в

реакторе уран частично выгорает. Вместо него накапливается 40 кг продуктов деления и 11 кг актиноидов, среди которых около 10 кг плутония, 0,6 кг нептуния, 0,2 кг америция, 60 г кюрия. В реакторах на быстрых нейтронах глубина выгорания топлива в два раза больше, чем в тепловых реакторах, поэтому и концентрация продуктов деления в выгружаемом топливе РБН выше. Плутония в ОЯТ РБН в 10 раз больше, чем в ОЯТ тепловых реакторов.

102

			Таблица 3.2
	Некоторые характеристики отработанного топлива
	энергетических реакторов
	Наименование	Тип реактора
		ВВЭР-1000	РБМК-1000
	Загрузка топлива UO2, т	70	192
	Длительность кампании облучения	3	3
	топлива в реакторе, лет
	Глубина выгорания топлива, ГВт·сут/т	40	20
	Среднее удельное тепловыделение	46	17
	в топливе, МВт/т
	Удельная активность ОЯТ:
	на момент выгрузки, 1018 Бк/т	9,6	4,2
	через 3 года, 1016 Бк/т	4,1	2,0
	Остаточное тепловыделение в ТВС,
	кВт, через годы:	9,1	0,59
	0,5
	1,0	5,2	0,34
	3,0	1,7	0,10
	10,0	0,6	0,03

После выгрузки из реактора и до отправления на регенерацию ОЯТ хранится в бассейнах выдержки при АЭС в течение не менее трех лет для спада остаточного тепловыделения, обусловленного активностью продуктов деления, до приемлемого уровня, при котором транспортировка ОЯТ к месту назначения станет экономически целесообразной. В настоящее время основная часть отработанного топлива АЭС хранится под водой в бассейнах выдержки при АЭС, так как отсутствуют производственные мощности для переработки ОЯТ в достаточном количестве.

Транспортировка ОЯТ на завод регенерации или в отдельное хранилище ОЯТ – одна из наиболее важных операций в топливном цикле. Перевозка ОЯТ осуществляется в специальных транспортных контейнерах по железной дороге. Контейнер с топливом должен оставаться подкритичным во всех аварийных случаях. Коэффициент размножения нейтронов k в нем не должен превышать 0,95. Поэтому в состав материалов контейнера вводят поглотители нейтронов на основе бора и кадмия. Для предотвращения выхода γ- излучения и повышения прочности контейнера его стенки делают

103

толщиной до 350 мм. Снаружи корпус контейнера оснащен ребрами для отвода тепла воздухом. Масса контейнера достигает 110 т.

Радиохимическая переработка ОЯТ позволяет разделить его на фракции:

•топливо, пригодное для повторного использования в реакто-

рах (U, Pu);

•младшие актиниды (Np, Am, Cm);

•продукты деления с отделением долгоживущих фракций;

•элементы (изотопы), имеющие промышленное или медицинское применение.

Поступившее на радиохимический завод топливо (твэлы) сначала освобождается от оболочки, затем топливные таблетки (или твэлы целиком) растворяются в азотной кислоте. Образовавшийся водный раствор вводится в противоточную экстрактивную систему, где и происходит экстракция различных фракций ОЯТ. Такая водная технология переработки широко применяется в промышленном масштабе и имеет наименование PUREX-процесса. В последние годы большое внимание уделяется «сухой» пирохимической технологии переработки ОЯТ. Переработка включает раство-

рение топлива, электролитическое выделение UO2, объемную кристаллизацию PuO2, осаждение продуктов деления и др.

В замкнутом уран-плутониевом топливном цикле энергетический плутоний, извлекаемый из ОЯТ, смешивается с природным или отвальным (обедненным) ураном, образуя так называемое МОХ-топливо. Цикл с таким топливом реализован в ряде зарубежных стран, в частности во Франции, Бельгии и др.

В России топливный цикл реакторов ВВЭР-1000 – открытый. Вопрос о дальнейшей судьбе ОЯТ пока не решен, поэтому в перспективе возможны варианты, включающие как захоронение, так и переработку. Отработанное топливо реакторов ВВЭР-440 после выдержки в бассейнах АЭС направляется на радиохимическую переработку, где из него извлекаются уран и плутоний. Энергетический плутоний направляется на долговременное хранение, а регенерированный уран дообогащается методом смешения и используется в качестве топлива реакторов РБМК-1000. В отработанном топливе РБМК-1000 содержание урана-235 значительно ниже природного, поэтому его извлечение и рециклирование в настоящее время экономически неэффективны. Переработка ОЯТ этих реак-

104

торов возможна в целях извлечения плутония лишь при развитии реакторов на быстрых нейтронах.

Затраты на весь топливный цикл в цене электроэнергии АЭС составляют менее 20 %.

Контрольные вопросы и задания

1. Используя таблицу, найдите правильное определение изотопов:

№ п/п

Ответ

1Радиоактивные атомы

2Разновидности одного и того же химического элемента, отличающиеся числом нейтронов в ядре

3Разные ядра с одинаковым числом нуклонов

2. При делении одного ядра урана-235 выделяется 200 МэВ энергии. При сгорании 1 кг углерода в кислороде выделяется

33 МДж энергии. Во сколько раз уран «калорийнее» углерода? (1 эВ = 1,6·10–19 Дж, 1 а.е.м. = 1,66·10–27 кг.)

3. Докажите, что в реакторе ВВЭР-1000 за сутки сгорает около 3 кг топлива. Принять КПД реактора 33 %, калорийность топлива 200 МэВ на акт деления.

4. Реактор на естественном уране работает с тепловой мощностью Q = 1800 МВт. Определите массу плутония-239, наработанного за год (в начале кампании), если коэффициент конверсии (воспроизводства) С = 0,8. Выгоранием топлива за счет захвата нейтронов без деления и выгоранием плутония пренебречь.

5. Докажите, что благодаря конверсии (воспроизводству) топлива в реакторах на тепловых нейтронах с коэффициентом конверсии С = 0,8 расход топлива может быть уменьшен в 1/(1 – С) = 5 раз.

6. Определите среднюю энергию (в эВ) и скорость движения нейтронов в тепловом реакторе при температуре 300 0С и при комнатной температуре 20 °С.

7. АЭС с реактором БН-600 имеет электрическую мощность W = 600 МВт и термический КПД η = 41 %.Натрий, проходя актив-

ную зону, нагревается от ТВХ = 377 °С до ТВЫХ = 550 °С. Определите расход натрия G, кг/с, через реактор.

105

Список литературы

1.Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы: Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат, 2002. – 464 с.

2.Справочник по ядерной энерготехнологии / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун.: Пер. с англ. / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. – 752 с.

3.Камерон И. Ядерные реакторы: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987. – 320 с.

4.Экономика ядерной энергетики (конспект лекций): Учебное пособие

/Под ред. проф. В.В. Харитонова. М.: МИФИ, 2004. – 280 с. (Сер. «Учебная книга Экономико-аналитического института МИФИ») (лекция 3).

5.Харитонов В.В. Энергетика. Технико-экономические основы. Учебное пособие. М.: МИФИ, 2007. – 344 с.

6.Шевелев Я.В., Клименко А.В. Эффективная экономика ядерного то- пливно-энергетического комплекса. М.: РГГУ, 1996. – 736 с.

7.Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. М.: ИКЦ «Ака-

демкнига», 2004. – 333 с.

106

Глава 4. ЭКОЛОГИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Экология ядерной энергетики неразрывно связана с предприятиями ядерного топливного цикла (ЯТЦ). ЯТЦ обычно называют последовательность производственных процессов, начиная с добычи урановой руды, приготовления ядерного топлива, включая производство энергии на АЭС, и заканчивая переработкой и захоронением отходов. ЯТЦ можно представить в виде трех стадий: начальной (добыча и переработка руды, очистка и обогащение концентрата, изготовление тепловыделяющих элементов), основной (получение электроэнергии на АЭС) и заключительной (хранение отработанного ядерного топлива, переработку топлива на радиохимическом заводе и захоронение радиоактивных отходов).

Поскольку функционирование предприятий ЯТЦ, как любых крупных промышленных объектов, связано с разнообразными видами воздействия на окружающую среду, в том числе химическим и тепловым загрязнением, отчуждением земель, использованием природных водоемов, в рассмотрение включены все виды воздействия на окружающую среду, в том числе и радиационное. Для ЯТЦ радиационное воздействие безусловно является определяющим, особенно в случаях возможных радиационных аварий. Поэтому радиационному воздействию в данном разделе уделено наибольшее внимание.

4.1.Величины, характеризующие радиационное воздействие

Искусственные источники ионизирующего излучения, возникающие в связи с использованием ядерной энергии, неизбежно вызывают облучение живых организмов. В биологическом и экологическом аспекте действие радиации на организмы и их сообщества изучено полнее, чем действие какого-либо иного токсического фактора антропогенного происхождения. Тем не менее однозначного подхода на последствия воздействия радиации в малых дозах (на уровне естественного фона) до сих пор не получено.

Важными моментами при решении задач радиационной безопасности человека и окружающей среды являются разработка ме-

107

тодологии нормирования радиационного фактора воздействия и выработка соответствующих нормативных актов.

Под радиационным воздействием понимают воздействие ионизирующего излучения, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков (видимый свет и ультрафиолетовое излучение не входят в это понятие). Ионизирующее излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации при столкновении, называет-

ся непосредственно ионизирующим излучением, а ионизирующее излучение, состоящее из незаряженных частиц (нейтронов) или фотонов, – косвенно ионизирующим.

Кфотонному излучению относятся гамма-излучение, тормозное

ихарактеристическое излучения. Основные виды корпускулярного излучения – альфа-излучение, бета-излучение (электронное), нейтронное, протонное.

Нуклид – вид атомов с данными числами протонов и нейтронов в ядре, радионуклид – обладает радиоактивностью (способностью самопроизвольно превращаться в другой нуклид с испусканием ионизирующего излучения).

В настоящее время в нашей стране действует Международная система единиц СИ, однако для характеристик радиационного воздействия существует ряд внесистемных единиц, допущенных к применению без ограничения срока.

Основной характеристикой любого радионуклида является его активность. Активность A радионуклида в источнике есть отношение числа спонтанных ядерных превращений dN, происходящих за малый интервал времени dt к этому интервалу:

A = dN/dt.

(4.1)

Спонтанное ядерное превращение называют радиоактивным распадом. Единицей измерения активности радионуклида является беккерель (Бк), равный 1 распаду в секунду. Внесистемная единица активности – кюри (Ки), 1 Ки = 3,7 1010 Бк. Отношение активности радионуклида к массе, объему, площади поверхности источника называется удельной (Am), объемной (Av), поверхностной (As) активностью соответственно.

Активность радионуклида уменьшается во времени по закону:

108

A(t) = A0 exp(–λt),

(4.2)

где A0 – активность в начальный момент времени, а λ – постоянная радиоактивного распада. Часто радиоактивный распад характеризуют с помощью периода полураспада T1/2. Время, в течение которого распадается половина ядер радионуклида T1/2, связано с постоянной распада следующим образом: λ = ln2/T1/2.

Мерой воздействия излучения на вещество является средняя энергия dW, поглощенная единицей массы облучаемого вещества dm. Величиной, характеризующей воздействие любого вида ионизирующего излучения (фотоны, электроны, нейтроны и др.) на любое вещество является поглощенная доза D, определяемая так:

D = dW/dm.

(4.3)

Единица измерения поглощенной дозы – грей (Гр), равный средней поглощенной энергии 1 Дж в 1 кг вещества (1 Гр = 1 Дж/кг).

Поглощенная доза в ткани или органе DT – это средняя поглощенная доза для ткани или органа. Таким образом, предполагается равномерное распределение поглощенной энергии по всему объему ткани или органа.

Установлено, что при одной и той же поглощенной дозе в биологической ткани, создаваемой различными видами излучения (и даже частицами разной энергии одного и того же вида излучения), наблюдаемые биологические последствия будут различны. Поэтому введено понятие эквивалентной дозы.

Эквивалентная доза H равна сумме поглощенных доз в органе или ткани DT, R , создаваемых излучениями вида R, умноженных на

радиационные взвешивающие коэффициенты ωR :

H = ∑ωR DT, R .	(4.4)
R

Безразмерный радиационный взвешивающий коэффициент ωR

определяет зависимость неблагоприятных биологических последствий облучения тканей человека в малых дозах от линейной потери энергии в ткани или органе для различных ионизирующих излучений. Значения радиационных взвешивающих коэффициентов варьируются от 1 (фотоны, бета-частицы) до 20 (альфа-частицы, осколки деления).

109

В случае неоднородного облучения различных органов, например, при внутреннем облучении органов, для оценки воздействия радиации на человека вводится понятие эффективной дозы E:

E = ∑HT ωT ,	(4.5)
T
где HT – эквивалентная доза в T-м органе; ωT	– тканевый взвеши-

вающий коэффициент, характеризующий отношение вероятности стохастических эффектов от облучения органа T к вероятности стохастических эффектов при равномерном облучении всего тела при одинаковых эквивалентных дозах. Единицей измерения эквивалентной и эффективной доз является зиверт (Зв), 1 Зв = 1 Гр/ ωR .

Поскольку ωT определяет весовой вклад органа в риск неблагоприятных последствий для организма при равномерном облучении,

то ∑ωT =1. Очевидно, что при равномерном облучении орга-

T

низма E = H. В табл. 4.1 приведены тканевые взвешивающие коэффициенты для различных органов человека.

Чтобы оценить радиационные последствия, связанные с поступлением радионуклида в организм, используется понятие ожидаемой дозы. Это объясняется тем, что при попадании радионуклида внутрь организма из окружающей среды облучение продолжается длительное время, определяемое периодами полураспада и биологического выведения.

Тканевые взвешивающие коэффициенты ωT			Таблица 4.1
Орган	ωT	Орган	ωT
Гонады	0,2	Грудная железа	0,05
Толстая кишка	0,12	Печень, пищевод	0,05
Красный костный	0,12	Щитовидная железа	0,05
мозг
Легкие	0,12	Костная поверхность	0,01
Желудок	0,12	Кожа	0,01
Мочевой пузырь	0,05	Остальное	0,05

Ожидаемая эквивалентная доза определяется как

τ
HT (τ)= ∫HT (t)dt,	(4.6)
0

110