Краткое содержание лекции 2 Структура и деление атомного ядра 2 Утечка нейтронов из реактора 5 Критический радиус 6

Скачать 77.93 Kb.

Дата	22.10.2014
Размер	77.93 Kb.
Тип	Краткое содержание

Лекция 1.
Физические принципы атомной энергетики.
Основные этапы Ядерного топливного цикла
К. Некрасов

Содержание

Содержание 1

Введение 1

Краткое содержание лекции 2

Структура и деление атомного ядра 2

Утечка нейтронов из реактора 5

Критический радиус 6

Делящиеся вещества 6

Стационарная работа реактора 7

Осколки деления 7

Радиоактивность ядерного горючего 8

Добыча и обработка урановой руды 8

Процессы извлечения урана из руды 8

Методы повышения содержания урана в руде 9

Гексафторид урана UF6 9

Обогащение урана изотопом 235U 9

Топливо ядерных реакторов 10

Переработка облучённого ядерного топлива (технология PUREX) 10

Ядерный топливный цикл и вероятности хищения ядерных материалов 11

Ториевый ядерный цикл и нераспространение 11

Возможность использования природного урана 11

Наработка плутония без оружейного качества 11

Безопасность хранения облучённого топлива 12

Значение примеси U-232 12

Введение

Для того, чтобы освоить практическое использование ядерной энергетики, разработать и построить эффективные, надёжные и безопасные ядерные реакторы, людям потребовалось глубоко изучить теорию атомно-го ядра, на-учиться создавать и поддерживать условия, при которых протекает управляемая цепная реак-ция деления ядер, исследовать физические и химические свойства ядерного горючего, найти и создать необходимые конструкционные материалы, реализовать очень сложные технологии обогащения урана и обращения с радиоактивным облучённым топливом. Длинным оказывается даже простой список важнейших задач, возникающих и решаемых в ядерной энергетике. Несколько лекций могут быть только введением в круг этих вопросов. В рамках настоящей лекции мы обсудим самые основные физические принципы ядерной энергетики, а также увидим, как эти принципы можно объединить в одну систему между собой и с основными этапами ядерного топливного цикла.

Краткое содержание лекции

 Структура атомного ядра. Ядерные реакции и цепная реакция деления ядер;

 Состав горючего атомных реакторов. Возмож-ность воспроизводства делящихся изотопов;

 Облучённое топливо, отработавшее в реакторе. Состав и возможности переработки;

 Краткие характеристики основных этапов ядерного топливного цикла;

Структура и деление атомного ядра

Ядра атомов представляют собой системы из протонов и нейтронов, связанных очень большими силами притяжения, действующими только на очень маленьких расстояниях. Характерный размер ядра – 10^-5 нм.

Как и большинство других физических систем, ядра стремятся к конфигурациям, минимизирующим суммарную энергию протонов и нейтронов. Самым оптимальным для этого размером является размер ядра железа.

Если же размер ядра примерно в два раза больше, то такое ядро (например, ядро урана-235 или плутония-239) при распаде на два осколка выделяет большую энергию, примерно в миллион раз большую, чем энергии химических реакций.

Рис. 1. Деление атомного ядра

Рис. 2. Процесс столкновения нейтрона с ядром

Рис. 3. Цепная реакция деления ядер

Утечка нейтронов из реактора

Рис. 4. Утечка нейтронов из реактора при недостаточных количестве или плотности вещества. Препятствует протеканию цепной реакции

Критический радиус

Рис. 5. Критический радиус реактора соответствует ситуации, когда утечка нейтронов достаточно мала для поддержания цепной реакции

Делящиеся вещества

Таблица 1

Делящиеся вещества

Изотоп	Критическая масса, кг	Критический диаметр,см
²³²Th	²³²Th + n  (²³³Th)* ²³³U
²³³U	14.4	11.3
²³⁵U	45.6	16.6
²³⁸U	²³⁸U + n  (²³⁹U)* ²³⁹Pu
²³⁸Pu	8.2	9.29
²³⁹Pu	10.3	10.0
²⁴¹Pu	12.4	10.7
²⁴²Am	12.8	12.2
²⁴³Cm	9.9	11.2

Стационарная работа реактора

Рис. 6. Стационарная цепная реакция

Осколки деления

Рис. 7. Распределение осколков деления по массам

Радиоактивность ядерного горючего

Таблица 2

Радиологическая опасность ядерного горючего

	3.5 % ²³⁵U	Реакт. Pu	Оруж. Pu
Выделение тепла, Вт/кг	0.012	340	52
Индекс радиолог. опасности, м³/г	6.5	2810⁶	4.210⁶

Реакторный плутоний: 1.3% Pu-238, 60.3% Pu-239, 24.3% Pu-240, 5.6% Pu-241, 5.0% Pu-242, 3.5% Am-241

Оружейный плутоний: 0.01% Pu-238, 93.8% Pu-239, 5.8% Pu-240, 0.13% Pu-241, 0.02% Pu-242, 0.22% Am-241

Добыча и обработка урановой руды

	 В состав горных пород уран входит преимущественно как оксид U₃O₈; Содержание урана в породе – от 0.05 до ~1 %;
	Состав природного урана: ²³⁸U – 99.28%, ²³⁵U – 0.71%, ²³⁴U – 0.005%

Общие запасы урана – около 10¹⁴ тонн

Процессы извлечения урана из руды

 Дробление и удаление пустой породы;

 Выщелачивание урана кислотами или щелочами;

 Выделение урана из растворов методами сорбции, экстракции, химического осаждения;

 Получение уранового концентрата, чистых соединений природного урана

Методы повышения содержания урана в руде

 Радиометрическое обогащение. Выбираются куски породы, имеющие более высокую гамма-активность;

 Гравитационное обогащение. В водном потоке тяжёлые частицы с ураном быстрее опускаются на дно;

 Флотационное обогащение. Частицы различных минералов по-разному прилипают к пузырькам воздуха, пропускаемым через водную взвесь

Гексафторид урана UF₆

 Фтор содержит только один стабильный изотоп ¹⁹F;

 UF₆ может находиться и в газообразном, и в твёрдом, и в жидком состояниях при умеренных температурах и давлениях; Тройная точка – T = 64С, P = 1.5 атм;

 В реакции с газообразным фтором получают уранил-фторид UO₂F₂. Затем при пониженной температуре (~270С) в реакции с фтором из UO₂F₂ образуется UF₆.

Обогащение урана изотопом ²³⁵U

 Более лёгкий ²³⁵UF₆ стремится к центру центрифуги.

Рис. 8. Схема простейшего каскада из разделительных элементов для обогащения урана

Топливо ядерных реакторов

UO₂

Достоинства диоксида урана:  Высокая температура плавления (2780С);

 Химическая устойчивость к теплоносителям;

 Совместимость с материалами оболочек;

 Высокая плотность таблеток (до 95 %);

 Приемлемая радиационная стойкость (до 3-х лет);

 Изотропность кристаллической решётки.

Переработка облучённого ядерного топлива (технология PUREX)

 Извлечение ОЯТ из тепловыделяющих элементов;

 Предварительное окисление ОЯТ (волоксидация);

 Растворение ОЯТ;

 Экстракция и регенерация экстрагента;

 Отделение плутония от урана.

Ядерный топливный цикл и вероятности хищения ядерных материалов

Рис. 8. Схема ядерного топливного цикла. Количество чёрных «шаров» характеризует привлекательность каждого из этапов для хищения ядерных материалов с целью изготовления ядерного оружия.

Ториевый ядерный цикл и нераспространение

Факт превращения сырьевых изотопов U²³⁸ и Th²³² в делящиеся изотопы при нейтронных реакциях означает теоретическую возможность полного “сжигания” урана и тория в ядерных реакторах. В идеале, это позволило бы повысить эффективность использования топлива в 80 раз.

Возможность использования природного урана

Первый этап индийской ядерной программы состоял в постройке реакторов на тяжелой воде, которые работают на природном, необогащённом уране. При этом, вообще нет производства, хранения либо использования урана, обогащенного изотопом U²³⁵, из которого проще всего изготавливать ядерные взрывные устройства.

Наработка плутония без оружейного качества

Плутоний, нарабатываемый в центральной области ториевого реактора, не будет иметь оружейного качества, поскольку окажется загрязнённым примесью Pu²³⁸. Изотоп Pu²³⁸ имеет период полураспада 88 лет. Он является сильным -излучателем с выделением тепла, которое будет достаточным даже для расплавления некоторых деталей конструкции взрывного устройства. Кроме того, Pu²³⁸ характеризуется неприемлемо сильным спонтанным испусканием нейтронов, 2600 n/(гс). Оружейный плутоний должен был бы содержать не более 0.1 % Pu²³⁸.

Безопасность хранения облучённого топлива

Ториевое облучённое топливо более безопасно при длительном хранении, в силу сравнительно быстрого снижения радиоактивности. В первые месяцы после извлечения из реактора, радиоактивность топлива определяется в основном распадом короткоживущих осколков деления, таких, как Sr-90 и Cs-137. После распада этих осколков основной вклад в радиоактивность топлива вносят нестабильные актиниды (трансурановые элементы, такие, как Am-241) с периодами полураспада свыше 30 лет. В ториевом топливе радиоактивных трансурановых элементов образуется существенно меньше, чем в урановом, поскольку ядро тория содержит на 2 нейтрона меньше. Расчеты показывают, что через 100 лет хранения активность отработанного ториевого топлива будет в 100 раз ниже, чем уранового, а через 500 лет – в 10 тыс. раз ниже.

Значение примеси U-232

Уран-233, извлеченный из отработанного ториевого топлива, окажется очень гамма-активным из-за неизбежной примеси изотопа U²³². Этот изотоп подвержен -распаду с периодом полураспада 69 лет. Некоторые из дочерних изотопов, образующиеся в цепочке распада U²³², являются сильными гамма-излучателями. В частности, таллий-208 излучает гамма-кванты с энергией 2.7 МэВ. Такое излучение, к тому же, имеет высокую проникающую способность.

Из-за накопления таких продуктов распада, радиоактивность смеси U²³³+U²³² возрастает со временем в течение примерно 10 лет. При содержании 0.1 % U²³², характерном для ториевых реакторов, смесь становится смертельно опасной через месяц после извлечения из реактора. 20 кг такой смеси, необходимые для изготовления ядерного заряда, через год будут иметь активность 0.5 мЗв/час на расстоянии 0.5 м, а через 10 лет – 1.6 мЗв/час. Для сравнения, максимально допустимая доза облучения в США составляет 50 мЗв/год.