Делящихся материалов

Однако при очевидных достоинствах развития энергетики с помощью ядерных реакций нельзя пройти мимо одного отрицательного момента, связанного с получением электроэнергии на современных атомных установках. Это то обстоятельство, что цепная реакция в них осуществляется в урановых стержнях или смеси графита и урана, но не во всей массе, а только в изотопе 235U, содержащемся в количестве 0,7% в основном элементе — 238U. Поэтому уже в самом начале «атомной эры» возникла проблема поисков путей более экономного использования урана. Уже в 1949—1950 гг. наметилась в перспективе возможность создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Опытные реакторы этого типа были построены в Обнинске, и к концу 50-х годов в них было достигнуто воспроизводство ядерного горючего. В настоящее время в СССР, США, Англии и Франции разрабатываются новые типы реакторов на быстрых нейтронах, позволяющие использовать значительно большую (примерно в 20 раз) часть делящегося материала, чем в обычных котлах, работающих па тепловых нейтронах. Таких реакторов-размножителей мощностью в 250—350 МВт во всем мире имеется три. Один из них работает с 1972 г. в г. Шевченко, а два других находятся во Франции и Англии.

Повышение КПД ЯЭГ может быть достигнуто: 1) применением вместо U-235 элементов U-233 или Pu-239, что позволит при меньшей критической массе создать более тонкие слои с большим полезным выходом, 2) более совершенной конструкцией анода и экранирующих устройств, 3) применением вместо пластинчатых электродов цилиндрических, 4) использованием делящихся материалов в виде пылинок или капель, циркулирующих в системе, что позволит улавливать коллектором все частицы, разлетающиеся в разные стороны, 5) применением двухстороннего катода, при котором плазма из делящегося материала, заключается в определенную область, действующую как двухсторонний катод. Эти и ряд

Схематически действие реактора-размножителя на быстрых нейтронах показано на 2.22. В результате реакции деления в ядерном горючем 239Ри образуются быстрые нейтроны, а продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала 23SU быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществляется химическим путем. Поскольку в данном случае меньшее число нейтронов делящегося материала идет непосредственно на поддержание цепной реакции, его концентрация в ядерном топливе реактора-размножителя на быстрых нейтронах выше, чем в обычном реакторе на тепловых нейтронах, — около 30 % по сравнению с 3 % в последнем. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать воду, поскольку замедление нейтронов в данном случае нежелательно. Вместо нее в современных конструкциях в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. При таком теплоносителе внезапная потеря теплоносите-

В тепловых реакторах энергия высвобождается в результате процесса деления или расщепления урана, вызываемого бомбардировкой медленными «тепловыми» нейтронами. Некоторые из высвобождаемых таким образом нейтронов поглощаются изотопами U238, преобразующими их в Ри23э, который, в свою очередь, может быть расщеплен и добавлен к общему количеству высвобождаемой энергии. Но количество получаемого таким образом плутония меньше, чем количество использованного или «выгоревшего» урана. Для того чтобы увеличить количество получаемого делящегося материала, можно использовать быстрые нейтроны, которые производят в среднем больше быстрых нейтронов в результате деления, которое они вызывают, чем то количество,

На 2.1 указан также и состав выгружаемого из реактора топлива. Видно, что из каждых 100 кг урана, загружаемых в реактор и находящихся в нем в течение определенного промежутка времени (в ВВЭР примерно 3 года), выгружаются те же 100 кг, но с другим нуклидным составом, в том числе 2 кг неиспользованного делящегося материала (1,26 кг 235U, а также 0,74 кг 239Ри и 241Ри). Из 4,4 кг загруженного 235U «выгорает» 4,4—1,26=3,14 кг. Следовательно, в реакторе образуется 0,5 *ХЗ, 14 =1,57 кг плутония, из которых «выгорает» 1,57—0,74=0,83 кг Ри. Таким образом, в ядерном реакторе типа ВВЭР-1000 используется 3,97% обогащенного урана или 0,397% природного урана.

Известно, что в 1 т природного урана содержится только 7,1 кг делящегося материала (235U). Из остальной массы (~993 кг) в условиях реактора может образоваться (с малым выходом) в результате захшата нейтронов ядрами 238U новый делящийся материал— плутоний. При делении 1 г ядерного топлива (урана или плутония) выделяется ~0,95 МВт-сут, или 22800 кВт-ч, или 19,6 млн. ккал (82 ГДж) тепловой энергии *, что эквивалентно 2,8 т у. т.

шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования).

Известно, что в 1 т природного урана содержится только 7,1 кг делящегося материала (235U). Из остальной массы (~993 кг) в условиях реактора может образоваться (с малым выходом) в результате захшата нейтронов ядрами 238U новый делящийся материал— плутоний. При делении 1 г ядерного топлива (урана или плутония) выделяется ~0,95 МВт-сут, или 22800 кВт-ч, или 19,6 млн. ккал (82 ГДж) тепловой энергии *, что эквивалентно 2,8 т у. т.

шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования).

Воспроизводство делящихся ядер важно для ядерной энергетики и является ее существенным отличием от традиционной энергетики, так как, сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают KB, кг, нового, сжигая новое топливо, получают (KB) , кг, и т.д. В результате, имея

Воспроизводство делящихся ядер важно для ядерной энергетики и является ее существенным отличием от традиционной энергетики, так как, сжигая 1 кг загруженного в реактор делящегося материала, получают KB, кг, нового, сжигая новое топливо, получают (KB) , кг, и т.д. В результате, имея

Повышение КПД ЯЭГ может быть достигнуто: 1) применением вместо U-235 элементов U-233 или Pu-239, что позволит при меньшей критической массе создать более тонкие слои с большим полезным выходом, 2) более совершенной конструкцией анода и экранирующих устройств, 3) применением вместо пластинчатых электродов цилиндрических, 4) использованием делящихся материалов в виде пылинок или капель, циркулирующих в системе, что позволит улавливать коллектором все частицы, разлетающиеся в разные стороны, 5) применением двухстороннего катода, при котором плазма из делящегося материала, заключается в определенную область, действующую как двухсторонний катод. Эти и ряд

на 80-е годы, включая восьмилетний запас, должны были составить 5,9-108 т руды со стандартным содержанием урана (5,9-105 т очищенной окиси U3O8 или «черной окиси»)'. Столь крупные масштабы потребностей в уране вызвали необходимость в проведении тщательной оценки запасов делящихся материалов, чтобы определить, могут ли эти запасы обеспечить развитие ядерной энергетики в предполагаемых размерах.

Одновременно будут вестить работы по развитию всех необходимых предприятий топливного цикла реакторов-размножителей по извлечению из отработавших в реакторах тепловыделяющих элементов, содержащихся в них делящихся материалов и изготовлению новых топливных сборок из этих материалов.

нологической точки зрения все реакции превращения можно разделить на три группы: реакции, приводящие к потере или к созданию делящихся материалов (за исключением реакции деления); реакции, протекающие в материалах с большим сечением поглощения (используемых в органах регулирования реакторов), и реакции, протекающие в конструкционных материалах и в теплоносителе реактора. Последняя группа реакций является основным источником радиоактивного загрязнения теплоносителя и оборудования реактора при отсутствии в теплоносителе продуктов деления.

Для выдержки и временного хранения отработавшего топлива предусматриваются специальные бассейны выдержки с биологической защитой и циркуляцией охлаждающей среды. Должен осуществляться строгий учет количества, движения и места нахождения делящихся материалов, включая свежее и отработавшее топливо.

Топливные и поглощающие материалы газоохлаждае-мых быстрых реакторов на N2O4. Коррозионная стойкость делящихся материалов на основе соединений урана в большинстве теплоносителей низка. В АЭС к топливным композициям, находящимся в герметичной оболочке, предъявляются повышенные требования по обеспечению коррозионной стойкости на случай аварийной разгерметизации оболочки твэлов и по сохранению высокой размерной и структурной стабильности при рабочих параметрах и выгораниях до 10%, т. е. большинство топливных композиций на основе соединений урана малосовместимо с N2C>4, особенно при повышенных температурах, и при взаимодействии превращаются в высший окисел с увеличением объема (до 15 — 20%) [1.32].

Другим важным фактором, определяющим степень загрязненности контура и теплоносителя АЭС радиоактивными веществами, являются осколки деления, попавшие в контур из тепловыделяющих элементов, потерявших герметичность. Сравнительные оценки полных выходов осколков деления различных делящихся материалов (U235, U238, Pu239) как для тепловых нейтронов, так и для нейтронов спектра деления показывают, что для большинства осколочных элементов нет существенной разни-

6) поскольку отсутствуют другие практические способы превращения 238U и 232Th в ядерное топливо, кроме расширенного воспроизводства в реакторах на быстрых нейтронах, использующих уран-плутониевый или уран-ториевый цикл (в этом цикле эффективны и промежуточные нейтроны), то нецелесообразно задерживать или тормозить процесс промышленного освоения этого стратегического направления ядерной энергетики, умножающего в десятки раз ресурсы ядерного топлива и обеспечивающего в перспективе независимость стран от импорта урана. Предпочтение, отдаваемое уран-ториевому циклу перед уран-плутониевым, в принципе не решает задачу по предотвращению опасности военного использования делящихся материалов (в данном случае

Отвалы обедненного урана или торий? Правомерно сравнивать два вида воспроизводящего материала, которым мы располагаем для получения делящихся материалов: 238U и 232Th. Положим, что, в общем, они одинаково эффективны для применения в зонах воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах. Но 238U в компактном виде как отвал сильнообедненного .урана лежит на складе всегда готовый к применению по хорошо отработанной технологии, ториевые же руды нужно добывать из недр, извлекать из них металл и осуществлять весь сложный цикл получения из тория чистого воспроизводящего материала. Промышленная технология тория находится в начальной стадии разработки и освоения. По-видимому, цена 1 т отвала обедненного урана, даже с учетом затрат на его длительное хранение, будет существенно ниже цены 1 т тория. В этом состоит главная причина, объясняющая тот факт, что торий до сих пор не нашел практического применения в ядерной энергетике, несмотря на ряд несомненных достоинств. Можно сказать, что время для использования тория еще не наступило.

3. Конструкция и технология изготовления твэлов должны исключать возможность появления локальных перегревов оболочки. Отсюда вытекают требования равномерного распределения делящихся материалов по длине и сечению твэла, обеспечения необходимых расходов и скоростей теплоносителя, выбора соответствующих зазоров и сечений в межтвэльном пространстве с учетом возможных их изменений в процессе эксплуатации.

Таким образом, переработку отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах АЭС в будущем следует рассматривать не как возможный источник дохода и прибыли (за счет извлечения и продажи делящихся материалов), а, скорее, как необходимый производственный процесс, обеспечивающий обезвреживание и удаление радиоактивных отходов, а также сохранение и увеличение сырьевых ресурсов за счет использования невыгоревшего урана и образующегося при облучении топлива плутония.