Атомная энергетика


Рис. 1. Доля различных типов топлива для производства электроэнергии (2012 г.)

   В 2012 году в мире на атомных (ядерных) электростанциях за исключением атомных электростанций, установленных на морских судах, производилось 11% всей электроэнергии. Это несколько меньше, чем на гидроэлектростанциях (16%). Всего на электроэнергию приходится около 25% энергопотребления человечества. Остальное мы получаем от ископаемого топлива в таких секторах, как транспорт, производство, отопление домов. Вклад ядерной энергетики в суммарное потребление энергии составляет около 2.5%, что немного больше, чем от "новых возобновляемых источников энергии"  (ветер, солнечная энергия, биотопливо, геотермальная энергия, которые совместно давали 2% мирового конечного потребления энергии в 2014 году.
    Доли электричества, производимой на атомных станциях в различных странах, заметно различаются.  Так в США таким способом производится 20% всей электроэнергии. Большое количествo электроэнергии с помощью ядерных технологий производится также в Европейском Союзе. Здесь лидером является Франция, которая получает 70% свой электроэнергии за счет деления. Некоторые страны ЕС отказались от этой технологии. Так Италия в 1990 году прекратила производство ядерной электроэнергии.
    По сведениям МАГАТЕ в 2013 году в 31 стране работало 437 гражданских ядерных реакторов. Впрочем, не все они были предназначены для выработки электроэнергии. Кроме того, на 140 кораблях использовалось 180 ядерных двигательных установок. По свидетельству МАГАТЕ в 2015 году в 15 странах строилось 67 атомных электростанций. Более половины − в Азии, в частности, 28 в КНР.

Урановый цикл

      Сегодня большинство реакторов в мире – урановые реакторы на медленных нейтронах. Уран довольно распространенный элемент в земной коре. Уран почти также распространен как олово или германий. Его в сорок раз больше, чем серебра. Уран содержится в скальных породах, почве и океанской воде. Природный уран однако состоит в основном из урана-238 и только 0.7% приходится на уран-235, который делится под действием тепловых нейтронов.
     Реакторы на медленных нейтронов работают на слабо обогащенном уране-235 (4-5%). В качестве теплоносителя обычно используется обычная вода. Вода служит также замедлителем (вещества, которое уменьшает энергию нейтронов). При уменьшении энергии нейтронов увеличивается захват их ураном-235, вызывая его деление. Такие реакторы называются реакторами на легкой воде. Существуют также реакторы на тяжелой воде, которые способны работать на естественном уране. В этих водных реакторах нейтроны теряют свою энергию в столкновениях с водородом или дейтерием.

Рис. 2. Зависимости сечений деления от энергии нейтронов. 239Pu, 233U, 235U – изотопы, которые делятся под действием нейтронов любых энергий (fissile); 238U, 232Th – изотопы, которые не делятся под действием тепловых нейтронов

    238U не делится под действием медленных нейтронов. В результате захвата нейтронов 238U образуются более тяжелые изотопы. Так, после нейтронного захвата 238U и двух последовательных бета-распадов образуется 239Pu, из которого в результате последовательных нейтронных захватов образуются 240Pu,  241Pu,  242Pu

239Pu + n 240Pu, 240Pu + n 241Pu,
241Pu + n 242Pu,

 и последующих бета-распадов образуются  актиниды.

239Pu и 241Pu также делятся как и 235U. В небольших количествах образуются также 236U,  237Np и  238Pu. Обычно, если топливо в реакторе заменяется приблизительно каждые три года бόльшая часть 239Pu в нем сгорает. Он ведет себя как 235U с несколько бόльшим сечением деления. Обычно около одного процента в  использованном топливе − плутоний, причем около двух третей, это 239Pu.

Ториевый цикл

    Торий в 3-4 раза более распространен на Земле, чем уран. Торий содержится в разнообразных рудах, но наиболее удобными для добычи являются монацитовые пески. 100% у природного тория приходится на 232Th. Период его полураспада 1.40·1010 лет.  Однако 232Th является лишь сырьем для топливного цикла деления. Ядерным топливом в ториевом цикле служит 233U, который получается при поглощении торием нейтронов и последовательных бета-распадов

.

    Очевидно, что для того, чтобы запустить ториевый топливный цикл необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов, например, 233U, 235U, 239Pu или ускоритель
     В ториевом  реакторе 232Th поглощает нейтроны, в итоге производя 233U. Это аналогично процессу в урановых реакторах, где 238U поглощает нейтроны производя делящийся 239Pu. В зависимости от конструкции реактора, образованный 233U либо делится на месте, либо химически сепарируется от использованного ядерного горючего и  из него производят новое ядерное топливо.
    Ториевый цикл имеет определенные преимущества перед урановым циклом. У тория хорошие физические и ядерные свойства. С ним легче контролировать распространение ядерного оружия. В ториевом цикле меньше производится плутония и актинидов.
        В 50 годы прошлого века до середины 70-х к ториевым технологиям в мире существовал большой интерес. Однако он спал, в частности  в связи с открытием новых урановых месторождений. Однако интерес к торию возобновился, в частности в связи с проблемой нераспространения ядерного оружия, лучшим выгоранием топлива и лучшими характеристиками ядерных отходов.
    Наибольший интерес к торию на протяжении многих лет проявляла Индия. В частности это по видимому можно объяснить большими запасами монацитовых песков.
    Надо сказать, что извлечение тория из монацитовых песков не очень сложная процедура. Она гораздо проще, чем извлечение урана из урановой руды. Более того, радиоактивные отходы при добыче тория приблизительно на два порядка меньше, чем при добыче урана.

Преимущества ториевого цикла

  • В ториевом цикле образуется меньше радиотоксичных отходов. Кроме того, переход к торию может помочь сжиганию плутония.
  • Сечение поглощения тепловых нейтронов 232Th (7.4 барн) приблизительно в три раза выше, чем у 238U (2.7 барн). Соответственно с 232Th происходит более интенсивная конверсия в  233U, чем у 238U в 239Pu. Таким образом, торий "ведет себя лучше", чем 238U в тепловых реакторах, но уступает обедненному урану в реакторах на быстрых нейтронах.
  • Отношение вероятности деления 233U тепловыми нейтронами к вероятности захвата с образованием 234U около 1:12, что лучше, чем для 235U (около 1:6) или для 239Pu и 241Pu (около 1:3). В результате у ториевого цикла меньше трансурановых отходов, чем в урановом цикле.
  • По сравнению с 233U у 239Pu и 235U коэффициент размножения нейтронов в широкой области спектра тепловых нейтронов больше 2. Таким образом, по сравнению с циклом 238U-239Pu, в котором бридинг может осуществляться только с быстрыми нейтронами, цикл 232Th-233U возможен с быстрыми, эпитепловыми и тепловыми нейтронами.
  • Диоксид тория более стабильный и радиационно стойкий, чем диоксид урана, у него лучшая термопроводимость и меньший коэффициент теплового расширения.
  • ThO2 довольно инертен и не окисляется легко как UO2 в U3O8 и UO3. Таким образом, длительное хранение использованного топлива на основе ThO2 проще, т.к. не возникает проблемы окисления.
  • Ториевый цикл более безопасный в плане использования его в военных целях. Период полураспада 232U только 73.6 года, а у его дочерних продуктов они очень малы, а некоторые их них как 212Bi и208Tl являются источниками жесткого гамма-излучения.
  • По сравнению с циклом 238U-239Pu, в цикле 232Th-233U возникает гораздо меньше плутония и долгоживущих актинидов (Np, Am и Cm). Таким образом миниминизируется радиоактивность в отработанном топливе. Однако, в конце цикла  232Th-233U образуются такие радионуклиды как 231Pa 229Th и 230U с долгосрочным радиологическим воздействием.
  • Ториевые циклы возможны во всех существующих тепловых и быстрых реакторах. Ториевый топливный цикл может быть использован в существующих реакторах без существенных модификаций в конструкции компонентов реактора. Однако, для оптимизации ториевых циклов необходимы дополнительные исследования..

Недостатки ториевого цикла

  • Температура плавления ThO2 (33500C) существенно выше, чем у of UO2 (28000C). Соответственно необходима , заметно большая температура спекания (>20000C) для производства топлива из ThO2 и смесей с ThO2. Для получения необходимой плотности топливных таблеток при меньших температурах помогает внесение примесей (CaO, MgO, ND2O5, и т.д.)
  • ThO2 и смеси на его основе по сравнению с UO2 и (U,Pu)O2 химически инертны и плохо растворяются в концентрированной азотной кислоте. Это приводит к определенным трудностям при их извлечении для повторного использовании в качестве ядерного топлива.
  • Облученное топливо на основе тория содержит существенное количество 232U, у которого период полураспада всего 73.6 года , а его дочерние продукты 212Bi и 208Tl имеют малые периоды полураспада и являются сильными гамма-источниками. В результате у облученного ториевого топлива или сепарированного 232U высокая радиоактивность, что требует для их обработки автоматизированных горячих камер.

homenext

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru