Ядерная энергетика (С.Н. Калмыков - Лекции)

Ядерная энергетикаКАЛМЫКОВ СТЕПАН НИКОЛАЕВИЧЧасть 1Замена генерирующей мощности в 1 ГВт на базе угля такой жемощностью ядерной энергетики позволяет избежать выбросовCO2 в объеме 5,6 млн тонн в год (МАГАТЭ).Средние дозовые нагрузки у населения, живущего вблизи ТЭС,работающей на угле на 40 % выше, чем у населения, живущегооколо АЭС.Сырье: уран 5 % от себестоимости электроэнергии,углеводороды – 75 % (более волатильные рынки).Себестоимость: природный газ – 3,7 – 6,0 цента / кВт∙чАЭС – 2,1 – 3,1 цента / кВт∙ч(OECD)ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ235U + n236U]*тепл.

→ [[236U]* → 2 осколка + 2 n[236U]* → 236U + γЧисло нейтронов при делении:229Th- 2,08235U – 2,407239Pu – 2,884Вероятность деления зависит от энергиикомпаунд ядра, которая пропорциональнаэнергии налетающей частицыПороговый характер:238U – четно-четное ядро, порог превышаетна 1 МэВ энергию связи нейтрона в ядре,235U,239Pu– четно-нечетное ядро, порогблизок к энергии связи нейтрона в ядреНейтронный спектр атомного реактораКритические массы (кг) для различных нуклидовНуклидМкритНуклидМкрит233U235U239Pu0,570,790,51231Pa237Np238Pu550434,5Нечетное N241Pu242Am0,232 0,017Четное N240Pu241Am9671243Cm245Cm247Cm249Cf0,1080,0361,1700,047243Am244Cm50014Энергия деления ядер нейтронами, МэВКинетическая энергия осколков деленияКинетическая энергия нейтроновГамма-кванты, испускаемые в момент деленияБета распад продуктов деленияИспускание гамма-квантов продуктами деленияНейтриноИТОГО174587610210Тепло от 1 г 235U (полное выгорание)5∙1023МэВ = 1,94∙1010 кал = 8,1∙1010 Дж = 22,5 МВт∙ч ≈ 1 МВт∙сутРаспределение по массе осколков деления 235U тепловыми нейтронамиСтатистикаЯдерный топливный цикл включает все операции от добычиурановых руд и их переработки до захоронения отработавшегоядерного топлива (ОЯТ) или радиоактивных отходов (РАО),образовавшихся в результате переработки ОЯТ.Способ обращения с отработавшим ядерным топливом:Открытый ЯТЦ – Германия, Швеция, Швейцария, США, …Замкнутый ЯТЦ – Великобритания, Франция, Россия, …ядерный топливный циклзамкнутыйоткрытыйhttp://www.krugosvet.ru/enc/nauka_i_tehnika/tehnologiya_i_promyshlennost/URANOVAYA_PROMISHLENNOST.htmlОсновная масса урана находится в кислых породах с высоким содержанием кремния.Значительная масса урана сконцентрирована в осадочных породах, особеннообогащённых органикой.

В больших количествах как примесь уран присутствует вториевых и редкоземельных минералах (ортит, сфен CaTiO3[SiO4], монацит (La,Ce)PO4,циркон ZrSiO4, ксенотим YPO4 и др.). Важнейшими урановыми рудами являютсянастуран (урановая смолка), уранинит и карнотит. Основными минералами —спутниками урана являются молибденит MoS2, галенит PbS, кварц SiO2, кальцитCaCO3, гидромусковит и др.Содержание урана –4∙10-4 %Россия – 16месторожденийХвостохранилищаРяд урана-238Производство ядерных топливUO2(SO4)32- / UO2(CO3)34Скорость движения молекул в газе:(NH4)2U2O7U3O8Постоянная БольцманаТемператураUO2+xUF4UF6Молек.

масса газаИзотопные эффектыТ возг = 56,4 оСИзотопное обогащение 235UПриродный: 0,72 %Обедненный: < 0,72 %Низкообогащенный: до 20 % (топлива 2- 5 %)Высокообгащенный уран: более 20 %Промышленные методы:Газодиффузионный методРазличия в диффузии 235UF6 и 238UF6через мембрану с диаметром пор10-100 нмГазовые центрифугиРазличия в скоростях движения235UF и 238UF в центробежном66полеЯдерное топливоВиды топлива:Реакторы:ОксидноеМеталлическоеКарбидноеНитридноеНа тепловых нейтронахНа быстрых нейтронахЖидкоеЯдерный реактор включает активную зону, в которойсодержится ядерное топливо и замедлитель нейтронов,отражатель нейтронов, теплоноситель для отвода тепла,системы управления цепной реакцией, защита реактора и егоуправление.МАГАТЭ:реактор с водой под давлением (PWR – pressurized water reactor),ВВЭР-440корпусный кипящий реактор (BWR – boiling water reactor),тяжеловодный ядерный реактор (PHWR - pressurized heavy water reactor),газоохлаждаемый реактор (HTGR – high temperature gas cooled reactor),уран-графитовый водный реактор (LWGR – light water graphite reactor)реактор на быстрых нейтронах (FBR – fast breeder reactor)PWR – теплоноситель 300 оС, 160 атм, многоконтурный,BWR – саморегулирующийся (вода-пар),Тяжеловодный реактор –D2O,РБМКОтработавшее ядерное топливоПродукты деления:- Газы и легколетучие элементы:Br, Kr, Rb, I, Xe, Cs, Te;- ПД, образующие металлические частицы:Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Se, Te- ПД, образующие оксиды:Rb, Sr, Zr, Nb, Mo, Se, Te, Cs, Baпослевыгрузки1E7выдержка1 годАктивность (Ки)100000010000010000100010010выдержка10 лет- ПД, растворенные в форме оксидов втопливной матрице:Rb, Sr, Y, Zr, Nb, La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu.выдержка100 летвыдержка1000 летвыдержка 1000 летбез U и Puвыдержка 1000 летбез всех актинидовОбразование трансурановых нуклидов в реакторе (показаныпроцессы захвата нейтронов и бета-распада)Rodney EwingИсходное топливо (UO2)Топливо с высоким выгоранием (75 ГВт/т)From: Rodney EwingХранение и захоронение ОЯТВлияние влаги – постепенное окисление UO2Структурная модель UO2+x• Нейтронная дифракция: окислениеUO2 до UO2+x происходит путемобразования упорядоченныханионных ваканский• Атомы U сохраняют fcc позиции вU4O9 и U3O7• Избыточные атомы O находятся вкубооктаэдрических кластерах ввакансиях флюоритовой структурыWillis, J.

Chem. Soc., Faraday Trans. 1987, 83, 1079.Willis, B. T. M. Acta Crystallogr., A. 1978, 34, 88.Allen, G. C J. Chem. Soc., Dalton Trans. 1983, 2673Allen, G. C J. Solid State Chem. 1990, 84, 52U LIII EXAFS• Расщепление первой О сферызависит от х• Образование коротких U=Oсвязей 1,74 Å, по аналогии сPuO2+x• .Несогласованность с данныминейтронной дифракции (U-O =2.20, 2.29 Å)• Сохраняется дальний порядокдля атомах уранаConradson, et al. Inorganic Chemistry, 2004, 43, 6922Neutron PDF comparison of UO2+x?LANL Lujan Scattering CenterNeutron and X-ray PDF comparison of U4O9Identical U metal sublatticeЗависимость изменения параметра решетки UO2, PuO2 и (U,Th)O2 от дозы(числа замещений на атом)238PuO2после 10 лет храненияПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ОЯТ)Редокс реакции!!!Висмут фосфатный метод (США)An(VI) фосфаты растворимы, An(III/IV)- нерастворимы,1)2)3)4)Окисление до Pu(VI) с Na3BiO3Осаждение фосфата вимутаВосстановление до Pu(IV)Осаждение его с фосфатом висмутаREDOX процесс (США)1) Экстракция плутония МИБК (метил изобутил кетоном)2) Реэкстракция в разб.

HNO3 после восстановления до Pu(III)ПУРЭКС процессЭкстрагент: 30 % раствор ТБФ в керосинеДоступность,Относительно высокая радиационная стойкость,Не воспламеняется,Не летучий,Относительно высокие коэффициенты экстракции• ЭкстрагируютсяPu(NO3)4(TBP)2 иUO2(NO3)2(TBP)2,• Np(V), Am(III) и Cm(III)не экстрагируются,• Реэкстракция Pu3+ (Fe2+- восстановитель),• UO22+ реэкстрагируетсяразб.

HNO3 и Na2CO3From: Ken NashПроблемы - модификацииNpNp – в среднем 500 г на тонну ОЯТ,«размазывается» по технологическойсхеме,Np(V) – диспропорционирование,Np(V) окисление HNO3 катализ HNO2TcTc(IV)Tc(V)Tc(VII)O4-Осадки, содержащие TcДругие процессыTRUEX:CMPOTODGA:From JAEAN,N,N′,N′‐тетраоктил дигликоль амидFrom: Ken NashМножество других процессов – область интенсивных исследованийFrom Ken Nash (WSU)From Ken Nash (WSU)МГУPyridinedicarboxylic acid diamidesIMF – inert matrix fuels“Дожиг” МА и Pu(Pu,Np,Am)O2, MgO-ZrO2YSZОБРАЩЕНИЕ С ОТРАБОТАВШИМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ (ОЯТ)ПЕРЕРАБОТКА VS. ЗАХОРОНЕНИЕ?Проблема нераспространенияУран-плутониевый цикл – наработка Pu-239, который возможно использовать дляпроизводства ядерного оружия.Май 1974г.

– «Будда засмеялся»реактор CIRUSInw Ingestion Hazard (man-years/kg IHM)Radiotoxicity as Ingestion Hazard107Total90Sr137Cs106241AmPu240Pu239510243Am410229237ThNp103226Ra102101231Pa129I99Tc100100101102103104105106107Time (Yr)Inw = A/ALI (man-years/kg spent fuel)ЯТЦ и захоронение РАОwhere A is activity in Bq and ALI is the Annual Limit for Ingestion)42From Ken Nash (WSU)Inw Ingestion Hazard (man-years/kg IHM)Radiotoxicity as Ingestion Hazard107TotalPu isotopes removed90Sr137Cs106241Am510243Am410229237ThNp103226Ra102101231Pa129I99Tc100100101102103104105106107Time (Yr)Inw = A/ALI (man-years/kg spent fuel)ЯТЦ и захоронение РАОwhere A is activity in Bq and ALI is the Annual Limit for Ingestion)43Inw Ingestion Hazard (man-years/kg IHM)Radiotoxicity as Ingestion Hazard107TotalPu isotopes removedAm isotopes removed90Sr106137Cs105104229237ThNp103226Ra102101231Pa129I99Tc100100101102103104105106107Time (Yr)Inw = A/ALI (man-years/kg spent fuel)ЯТЦ и захоронение РАОwhere A is activity in Bq and ALI is the Annual Limit for Ingestion)44Inw Ingestion Hazard (man-years/kg IHM)Radiotoxicity as Ingestion Hazard107Total90Sr106Pu isotopes removedAm isotopes removedNp isotopes removed137Cs105104103102101129I99Tc100100101102103104105106107Time (Yr)Inw = A/ALI (man-years/kg spent fuel)ЯТЦ и захоронение РАОwhere A is activity in Bq and ALI is the Annual Limit for Ingestion)45Радиоактивные отходы (РАО)ИСТОЧНИКОБЪЕМ (м3)АКТИВНОСТЬ (Ки)1081,81051,6  1064  104Атомныеэлектростанции3  1052,5 103Радиохимическиепредприятия5  1089  1082,9  1042,1  104Строительство иутилизация подлодок4  1032  102Изотопные источники2,0  1056,0  102Добыча ипереработка рудОбогащение урана,производство ТВЭЛовЭксплуатация атомныхПодлодок, ледоколовВ результате в России накоплено более600 миллионов м3 радиоактивных отходовактивностью 2,5 миллиарда КиНовая стратегия в России«Быстрые реакторы»Энергия нейтронов > 105 эВСмешаннооксидное (МОКС) топливо, нитридное топливо, карбидное топливо Коэффициент размножения нейтронов больше, чем в реакторах натепловых нейтронах, Использование 238U: обедненный уран, природный уран «Дожиг» минорных актинидовМОКС топливоЗачем дожигать минорные (малые) актиниды?Изотопы Am, Cm, 237NpПрограмма «Прорыв» (Россия)Смешанное нитридное топливоМеталлическоеUPuZrОксидное(UРu)O2Нитридное(UРu)NКарбидное(UPu)CПлотность, г/см3(по делящимся)15,6(14)11,0(9,7)14,3(13,5)13,6(12,9)Темп.плавления, К1160277527802480Теплопроводность, Вт/(м∙К) при1000 0С352,919,819,6Температурноерасширение20-1000 оС, 1/оС16,5∙10-612,6∙10-610∙10-612,4∙10-6Теплофизические свойства топливМононитриды – только кубическая структуравне зависимости от температурыМогут образовываться Th2N3 и U2N3 при высокихдавлениях N2Недостатки:- Сложность производства посравнению с оксидами,сложность спекания до высокихплотностей,- Образование 14C при облучении,- Окисление воздухом ивзаимодействие с водой(влагой).Получение:Традиционный способ:(карботермическое нитридирование)стартовый материал: диоксиды U/Puвзаимодействие с угольной крошкой и N2Температура выше 1700 оСНедостатки:Высокая температура,Загрязнениекислородом иуглеродомЗамена на металл в качестве исходного материала:Температура 400-1200 оСВозможный вариант:Получение нитридов через гидридZrH2Горячее прессованиеZrNПереработка топлива«Прорыв»: пирохимическая переработка отработавшего нитридного топливаВыделение Np и Pu на катоде при электролизе NpN и PuN из расплава солейLiCl-KCl при 773 КPuNpЯдерная энергетикаКАЛМЫКОВ СТЕПАН НИКОЛАЕВИЧЧасть 2Радиоактивные отходыЗахоронение РАО и/или ОЯТГеологическое захоронение РАО и/или ОЯТРазличные геологические / геохимические условияГранитыокислительные условияТуфывосстановительные условияГлиныСолевые формацииГлиныSwitzerland,Mont Terri (Opalinus Clays)France,Bure, MudstoneГранитыSwitzerland,Grimsel Test SiteРоссия,Granite samples from Niznekansk Rock Massif near KarasnoyarskВулканические туфыYucca Mountain, USA,project stopped in 2010Солевые формацииGermany,Gorleben, (moratorium)Многобарьерная система при захоронении РАО/ОЯТИнженерные барьеры:- матрица, в которую включены РАО (стекла, керамики)- упаковка / контейнер- буфер (глины, цементы, …)Геохимические барьеры: - горная породаМалонаселенное место, вне доступа подземных водХранилище ОЯТ (США) Yucca Mountain, проект закрыт в 2010Прямое захоронение ОЯТ – открытый ЯТЦШведский подход:Канистры из меди 50 ммИсточник: SKBПроцессы в ближней зоне хранилища РАО / ОЯТGreen rustНаночастицы UO2Образование коллоидных частиц при гидротермальномвыщелачивании UO2КомпонентСодержание, мг/лКомпонентСодержание, мг/лNaHCO3167CaCl21,5KHCO312,0CaSO426,0MgCl27,9Ca(NO3)211,6KCl0,6CaF23,8HF0,4РН7,0Eh350 мВ70 оС150 оС70 оС(400)(222)(111)(420)(331)(220)(311)(200)6065707580U LIII EXAFS2theta(222)(400)(331)(420)40502theta607080U-U1 неделя1,5 месяца6 месяцев0,6230исходный UO20,8R, k )20U-O1,06 месяцев4 месяца1.5 месяца1 месяц1 неделяисходный UO20,40,270оС0,00123R-456150 оС(Ca,Na,K)U2O7x2H2O/Na2[(UO2)3O2(OH)3]2(H2O)7(Ca,Na,K)U2O7x2H2O/Na2[(UO2)3O2(OH)3]2(H2O)7(Na,K)2U2O7(200)(220)(200)(Na,K)2U2O7(311)(220)(111)UO2(OH)2/(Ca,Na,K)U2O7x2H2O(111)(331)(420)(222)(400)202530356 месяцев4 месяца2.5 месяца1.5 месяца1 месяц1 неделяисходный UO2405060705055802thetaU-O1,0исходный UO2U-U0,81 неделя1,5 месяца6 месяцев0,623045U LIII EXAFSR, k )20402theta0,40,20,00123R-45670 оС150 оСВ242400002151152РастворUO2Окислительноерастворениеповерхностного слоя UO2Быстрый процесс(минуты-часы)U(VI) в раствореОбразование коллоидныхчастиц оксидов U(VI)(происходит по мере насыщенияраствора)КоллоидыоксидовU(VI) покрываютповерхностьтвердой фазыUO2U(VI) в растворе ив виде коллоидовUO2Объемное окисление UO2U(VI) в раствореUO2+ xОбъемное окисление UO2Начинается через 3-4 месяцаU(VI) в растворе ив виде коллоидовUO2+ x150 0 С70 0 СFrom: Rod EwingЗахоронение радиоактивных отходовМатрицыСтекла для иммобилизации РАОИсточник: Horst Geckeis (KIT)Матрицы для захоронения РАОДиоксид цирконияПирохлорМуратаитЦирконолитЦирконТоритГранатБритолитМонацитАпатитКсенотимПростые оксидыZrO2Сложные оксиды(Na,Ca,U)2(Nb,Ti,Ta)2O6(Na,Y)4(Zn,Fe)3(Ti,Nb)6O18(F,OH)4CaZrTi2O7СиликатыZrSiO4ThSiO4(Ca,Mg,Fe2+)3(Al,Fe3+,Cr3+)2(SiO4)(Ca,Ce)5(SiO4)3(OH,F)ФосфатыLnPO4Ca4-xLn6+x(PO4)y(O,F)2YPO4Weber, Ewing, Catlow, Diaz deRubia, Hobbs,.