proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[19/10/2005]     Решение радиационных проблем ядерной энергетики в стратегии уран-ториевого цикла


Э.Л.Петров, ФГУП ЦНИИ
им. акад. А.Н.Крылова

М.Н.Тихонов, ФГУП НИИ промышленной и морской медицины Федерального медико-биологического агентства России

Я убежден,что ядерная энергетика необходима человечеству и должна развиваться,
но только в условиях практически полной безопасности.
Академик А.Д.Сахаров

Среди многих критериев (экономических, технических, социальных и др.),
определяющих перспективы развития ядерной энергетики,
главным является ее безопасность.
Декларация "О культуре безопасности"



В связи с возросшими эколого-экономическими требованиями к ядерной энергетике рассматривается концепция создания уран-ториевой энергетики, исключающей накопление долгоживущих радиоактивных отходов. Центральной проблемой, определяющей перспективы развития ядерной энергетики, является обеспечение экологически безопасного развития отрасли. Противники ядерной энергетики в качестве одной из основных нерешенных проблем объявляют тупиковую ситуацию в обращении с долгоживущими радиоактивными отходами (ДРАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) [1]. Определяющее значение приобретает захоронение долгоживущих высокоактивных РАО. Предлагаемые и существующие способы обращения с РАО (фракционирование, остекловывание, цементирование, трансмутация, захоронение в глубинных геологических средах, в космосе), на их взгляд, представляют экологическую угрозу планете. Это происходит в силу особо чувствительного восприятия общественностью любых вопросов, связанных прямо или косвенно с ядерной энергетикой. При реализации проблемы глубинного захоронения ДРАО необходима оценка долговременной безопасности, включающая прогноз долговременного поведения искусственных и естественных природных барьеров на пути возможного распространения ДРАО и ОЯТ в окружающую среду (табл. 1), а также влияние некоторых вероятных внешних воздействий природного происхождения (глобальные изменения климата, геологические процессы, падение гигантского метеорита, оледенения и др.) непосредственно на участок хранилища высокоактивных РАО. Вопрос безусловно актуальный для нынешних и будущих поколений живущих на Земле.



Таблица 1. Степень опасности миграции долгоживущих осколочных радионуклидов при захоронении ОЯТ и ДРАО [2]

*кг на тонну тяжелых металлов (ТМ).


Воспроизводство делящихся материалов – ресурсная база ядерной энергетики. В современной практике доминирует уран-плутониевый топливный цикл, в котором исходным делящимся материалом является 235U, а воспроизводящим – 238U. Наиболее сложной радиационной проблемой такого цикла является накопление высокофонового плутония (239,240,241,242Pu), нептуния, трансплутониевых элементов (241,247Am, 242,244Cm), а также изотопов урана (232,234,236U). При использовании исходного топлива на основе урана-235 и урана-238, кроме перечисленных выше изотопов, образуются в существенно меньших количествах и некоторые другие актиниды.

Это, во-первых, плутоний-238 в результате цепочки:

hspace=4 и, во-вторых, более тяжелые актиниды, образующиеся при выгорании 242Pu [3].

Любое существенное нарушение в обращении с этими материалами может привести к экологической катастрофе [3, 4]. Например, в результате работы атомного реактора мощностью 1000 МВт (эл.), охлаждаемого водой под давлением, при коэффициенте использования мощности 75% ежегодно образуется 21 тонна ОЯТ. Это ОЯТ включает в себя 20 тонн урана (95%), имеющего повышенное (0,9%) содержание изотопа U-235 по сравнению с природным (0,7%). Кроме того, в ОЯТ содержатся 230 кг плутония, представляющего собою смесь изотопов Pu-239 и Pu-241, которые делятся тепловыми нейтронами и поэтому могут быть использованы в качестве ядерного горючего, а также изотопы Pu-238, Pu-240, Pu-242, поглощающие нейтроны без деления.

Среди "малых" актинидов (23 кг или 0,1% ОЯТ) – нептуний (главным образом Np-237), а также америций (Am-241, Am-243) и кюрий (Cm-242, Cm-244). Продукты деления (750-900 кг или около 4% ОЯТ) представляют собой сложную смесь радионуклидов (криптон, стронций, цирконий, ниобий, молибден, технеций и пр.). Объем отработавших твэлов (21 тонна), выгружаемых из реактора, около 11 кубометров. Это количество составляет 1/3 общей загрузки топлива. Время пребывания топлива в реакторе (кампания) около трех лет [5]. Уменьшить наработку долгоживущих РАО можно лишь в том случае, если в качестве топлива реакторов используется высокообогащенный 92235U, что, в частности, реализовано в реакторах корабельного назначения.

К сожалению, недостатком чисто уранового топливного цикла является относительно малое наличие природного 92235U. С этих позиций несомненный интерес представляет уран-ториевый цикл.

Воспроизводство делящегося 233U происходит по цепочке:

hspace=4

Деление 92233U, как и 92235U, сопровождается осколочной активностью и нейтронами, необходимыми для конверсии природного 90232Th.

Природные ресурсы 90232Th более чем втрое превышают запасы 92238U. Однако, в процессе наработки 92233U образуются продукты (232U, 212Pb, 212Bi, 208Te) с жестким гамма-излучением, что служит технологическим препятствием для изготовления тепловыделяющих элементов в открытых условиях и обращения с таким топливом на эксплуатируемых реакторных установках.

Именно это обстоятельство послужило основанием для разработки безтвэльных активных зон, в которых топливо может находиться в жидком виде. Использование ядерного топлива в жидкой фазе и теоретически и экспериментально апробировано при отработке концепции жидкосолевых реакторов в США, Японии, Франции, Швейцарии и СССР [6]. В качестве топлива изучались смеси солей LiF, BeF2 плюс ThF4 и UF4.

Отсутствие двух привычных барьеров безопасности в виде матрицы и герметичной оболочки тепловыделяющего элемента потребовало принятия компенсационных решений в виде дополнительной защитной герметичной выгородки и специально сформированного герметичного подземного пространства [7].

В последние годы во многих странах мира (США, Франция, Финляндия, Россия, Швеция) с целью гарантированной защиты природной среды от распространения радионуклидов на весь период изоляции РАО активно обсуждаются проблемы глубинного геологического захоронения [8]. В этом плане чистый урановый или уран ториевый циклы имеют очевидные веские преимущества перед уран плутониевым, поскольку речь может идти лишь о захоронении осколочной активности. В контексте этой технологии делаются попытки решить проблему улавливания расплава активной зоны (кориума), оставшейся без средств расхолаживания. Уникальность этой задачи заключается как в неопределенности материала состава кориума, его фракционировании при сливе, так и весьма высоком исходном температурном уровне жидкости. Главная задача состоит в гарантированном обеспечении надлежащего замораживания жидкой массы, полностью исключающим любую вероятность достижения в последующем критичности. С этой точки зрения, жидкосолевая активная зона (вдобавок содержащая материалы замедлителя) представляется более проблематичной по сравнению с гомогенной на быстрых нейтронах.

Идея быстрого гомогенного реактора хранилища со свинцовым теплоносителем принадлежит России [9]. В проекте АЭС с таким реактором решаются ключевые проблемы радиационной безопасности, а именно – полностью упраздняются процедуры обращения с отработавшим ядерным топливом. В реактор, по мере необходимости, догружается (диспергируется) исходное ториевое сырье (наночастицы), способное во взвешенном состоянии циркулировать в жидком свинцовом теплоносителе.

Критичность реактора достигается с помощью электроядерной установки, что должно исключить из класса аварий разгоны, связанные с ошибками в работе органов систем управления защитой (СУЗ) [10,11]. По мере конвертации 232Th в 233U, последний участвует в производстве энергии и пропорциональной ей наработке осколочной активности. В табл. 2 приведены соответствующие оценки.



Таблица 2. Наработка осколочной активности реактором

Поскольку осколки имеют меньшую удельную плотность по сравнению с расплавленным свинцом, они концентрируются естественным образом у поверхности раздела, где газовые частицы выделяются в объем газовой подушки контура, а твердые частицы остаются в шлаковой пленке. Учитывая незначительную массу осколков, их извлечение признано нецелесообразным. Однако, с помощью ловушек и геттеров часть осколков может быть выведена непосредственно из контура циркуляции топлива в том же объеме первого контура.

Упразднение перегрузок активной зоны в течение всего жизненного цикла установки существенно уменьшает радиационные риски персонала и населения. Исследования, выполненные к настоящему времени со свинцовым теплоносителем, подтверждают техническую пригодность ряда конструкционных материалов для длительной эксплуатации в контакте со свинцом.

Во-первых, точка кипения свинца (1700°С) обеспечивает возможность эксплуатации первого контура при давлении близком к атмосферному, что снимает проблему потенциальной взрывоопасности контуров, свойственную водоохлаждаемым и газоохлаждаемым системам. Во-вторых, хорошая теплоемкость свинца и предполагаемые перепады температур способствуют реализации принципов естественной циркуляции как в первом, так и во втором контурах с чисто свинцовым теплоносителем.

При максимальном уровне температуры свинца на выходе из реактора около 650°С в качестве рабочего тела третьего контура может рассматриваться схема с турбомашиной на закритических параметрах воды. Такая машина обеспечит более высокую эффективность и более длительный ресурс по сравнению с современными турбинами на влажном или слабоперегретом паре.

При температуре свинца в первом контуре около 900°С может в перспективе рассматриваться система с производством водорода за счет пиролиза воды, однако на этом пути предстоят глубокие исследования по обоснованию конструкционных материалов.

Наконец, в-третьих, необходимо отметить, что переход свинца в твердое состояние при температуре ниже 327,4°С позволяет заморозить в нем остаточную диспергированную радиоактивность после прекращения эксплуатации реактора. В случае если технологически возможно омоноличивание пространства между защитным ограждением и отделкой подземного пространства, можно завершить жизненный цикл реактора его захоронением без риска радиационного загрязнения природной среды.

Литература
1.Смоляр И.Н., Ермашкевич В.Н. Атомная энергетика: аргументы за и против // Приложение к журналу "Право и экономика". – Минск, серия "Ноосфера", 2000. –84 с.
2. Никипелов Б., Иванов В., Величкин В. и др. Естественная безопасность при обращении с РАО // Бюлл.ЦОИ. 2000, вып. 12, с.10-17, 2001, вып.1, с.28-36.
3. Герасимов А.С., Зарецкая Т.С., Киселев Г.В., Рудик А.П. Атомная энергетика без плутониевых отходов: Препринт ИТЭФ 90-74. – М.: ИТЭФ, 1990. – 8 с.
4. Карелин А.И. Проблемы и перспективы развития ядерной энергетики // Радиохимия, т. 38, вып. 4, 1996, с. 289-299
5. Попов В.К. Атомная энергетика и ее отходы. Энергия: экономика, техника, 1995, вып. 4, с. 2-8
6. Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И. Жидкосолевые ЯЭУ. Перспективы и проблемы. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 157 с.
7. Петров Э.Л., Хазов Б.С. Подземное пространство для атомных станций. Проблемы радиационной безопасности // Труды ГНЦ РФ ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова, 1993. – 31 c.
8. Рыбальченко И.Л. Шведская система обращения с РАО и ОЯТ: Аналитический обзор. – СПб.: ФГУП "ГИ ВНИПИЭТ", 2004. – 37 c.
9. Ломидзе В.Л., Филиппов Е.А. Гомогенный быстрый реактор – хранилище. Решение по заявке 2004/08230/06(009180) с приоритетом 23.03.2004 г.
10. Герасимов Л.Н., Кудинович И.В., Свистунов Ю.А., Струев В.П. Малогабаритная энергетическая электроядерная установка: возможные технические решения // Известия РАН, 2005, №2, с.3-15.
11. Шведов О.В., Волков Е.Б., Игумнов М.М. и др. Электроядерные системы – ядерные энергетические установки нового поколения // Атомная энергия, 2004, т.97, вып.2, с.145-152.

По материалам конференции «Безопасность ядерных технологий: экономика безопасности и обращение с ИИИ»  

 
Связанные ссылки
· Больше про Материаловедение
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Материаловедение:
Уран – главный металл атомной энергетики

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.66
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

Извините, комментарии не разрешены для этой статьи.





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.06 секунды
Рейтинг@Mail.ru