Дисциплина “ОБРАЩЕНИЕ С ТЕХНОГЕННЫМИ ОБРАЗОВАНИЯМИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ВСЕХ ЭТАПАХ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА” Лекция 9 Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Н.Д. БЕТЕНЕКОВ ГОУ ВПО УГТУ-УПИ Зав. кафедрой радиохимии ФтФ Содержание лекции • • • • • • Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Уран-плутониевый топливный цикл. Рециркуляция плутония или смешанный уранплутониевый ЯТЦ. Уран-ториевый ЯТЦ. Ядерный топливный цикл как энергетическая технология. Источники образования радиоактивных отходов предприятий ЯТЦ Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Добыча, концентрирование и получение урана из руд, его конверсия в 235U, гексафторид, обогащение по изготовление твэлов и их работа в ядерном реакторе, переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и извлечение неиспользованных делящихся и воспроизводящих материалов, отделение вновь образованного ядерного горючего (плутония), переработка и захоронение радиоактивных отходов представляют собой основные стадии ядерного топливного цикла. Уран-плутониевый топливный цикл. Рис. 1. Блок-схема типичного уран-плутониевого ЯТЦ Уран-плутониевый топливный цикл. Рассмотренные выше процессы, начиная с добычи урановой руды, ее измельчения, концентрирования, очистки и получения уранового товарного продукта; получения UF6; обогащения топлива по 235U; изготовления твэлов и их эксплуатации в ядерном реакторе; выдержки отработавшего топлива в бассейне охладителя, переработки, превращения извлеченного урана в UF6 для повторного обогащения и извлечения плутония из отработавшего топлива и заканчивая хранением и захоронением радиоактивных отходов, составляют полный уранплутониевый ЯТЦ, показанный на рис. 1 Уран-плутониевый топливный цикл. • Запишем ядерные реакции, приводящие к уран-плутониевому циклу (238U воспроизводящий нуклид): 238• 239 U n,γ U 92 92 - 23 мин. 239 Np 93 - 2,3 дн. 239 Pu 94 (1.1) 2410 3 лет • Эти реакции осуществляются за счет нейтронного облучения 238U в активной зоне теплового энергетического реактора, работающего на 235U. Рециркуляция плутония или смешанный уранплутониевый ЯТЦ. Различие между циклами уран-плутониевым и с рециркуляцией плутония заключается в следующем: 1) в первом работают в основном тепловые реакторы, использующие 235U в качестве делящегося и 238U - сырьевого материалов; 2) в ЯТЦ с рециркуляцией плутония наиболее эффективно работают быстрые реакторы-размножители соответственно с 239Ри и 238U; 3) быстрый реактор-размножитель, работающий на плутонии, вырабатывает больше топлива, чем расходует. Другими словами, уравнения (1.1) справедливы и для ЯТЦ с рециркуляцией плутония, однако ядерным горючим в этом случае служит не только 235U, но и 239Pu, значительно более эффективный делящийся материал для быстрых реакторовразмножителей. Уран-ториевый ЯТЦ. Рис. 2. Блок-схема торий-уранового ЯТЦ Уран-ториевый ЯТЦ. 232 233 Th n,γ 90 90Th - 22,3 мин. 233 91 Pa - 233 92 U 27 дн. 1.610 5 лет (1.2) Ядерные реакции, приводящие к уран-ториевому топливному циклу (с участием 232Th как сырьевого нуклида) протекают за счет нейтронного облучения сырьевого нуклида 232Th в активной зоне ядерного реактора с делящимися нуклидами 235U или 239Ри. Образуется делящийся нуклид 233U, который также может быть ядерным горючим. Уран-ториевый ЯТЦ. Благодаря распространенности природного тория, достаточности его механических и металлургических характеристик, устойчивости к действию облучения и термической стабильности уран-ториевый ЯТЦ может найти применение в ближайшем будущем. Однако высокая интенсивность наведенной активности и радиоактивности продуктов деления, требующие дистанционного управления и тщательной защиты при изготовлении твэлов, переработке и хранении отработавшего топлива, снижают его преимущества, как с экономической, так и с технологической точки зрения. Ядерный топливный цикл как энергетическая технология. Среди трех основных ядерных топливных циклов наиболее развитой технологией обладает и наибольшее применение получил уранплутониевый ЯТЦ, в котором сегодня работает большинство энергетических реакторов. ЯТЦ может быть организован таким образом, что на радиохимическом заводе из облученного ядерного топлива извлекают остатки невыгоревшего урана и накопившийся плутоний, которые направляют затем для изготовления новых твэлов. Такой цикл называют замкнутым ядерным топливным циклом. Таким образом, радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива является основой и заключительным этапом замкнутого ЯТЦ. Если отработавшее ядерное топливо не перерабатывается и делящиеся материалы не возвращаются в топливный цикл, то ЯТЦ оказывается разомкнутым. Его называют открытым. Источники образования радиоактивных отходов предприятий ЯТЦ Выводы • • • • • • Рассмотрены: Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Уран-плутониевый топливный цикл. Cмешанный уран-плутониевый ЯТЦ. Уран-ториевый ЯТЦ. Ядерный топливный цикл как энергетическая технология. • Источники образования радиоактивных отходов предприятий ЯТЦ • Дан список рекомендуемой литературы . Рекомендуемая литература. • Василенко В.А., Ефимов А.А., Епимахов В.Н. и др. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой. //Под ред. Василенко В.А. СПб.: Моринтех. 2005. - 303 с. • Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива: Учеб. Пособие для вузов.- М.: ЗАО “Издательство Атомэнергоиздат”, 2006. 576 с. • Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Под ред. В.Ю. Баранова. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005.-1328 с. • Очкин А.В., Бабаев Н.С., Магомедбеков Э.П. Введение в радиоэкологию. Учебное пособие для вузов. М., ИздАТ, 2003 -200 с. • Дмитриев С.А., Стефановский С.В. Обращение с радиоактивными отходами: Учебное пособие/РХТУ им. Д.И. Менделеева. М.: 2000. 125 с.