Ядерная физика и технологии
advertisement
Министр образования и науки Российской Федерации НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ УТВЕРЖДАЮ Директор-проректор ФТИ ______________ В.П. Кривобоков Введение в направление ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА И ТЕХНОЛОГИЯ конспект лекций по направлению “Ядерная физика и технологии“ для бакалавров 1 курса ФТИ Составители: Власов В.А., д.ф.-м.н., проф. зав.каф.ТФ ФТИ Мышкин В.Ф., д.ф.-м.н., проф. каф.ТФ ФТИ, Томск 2010 ГЛАВА 1. Преимущества и перспективы ядерной энергетики Ядерная энергетика начиналась с атомной бомбы. Первые атомные реакторы строились для выработки оружейного плутония. Первый атомный реактор был построен Э.Ферми в 1942г. Только осенью 1942г. СССР обратил внимание на систематически поступающие разведданные из-за рубежа о ведении на Западе работ по атомному оружию и на доклады ученых о необходимости начала подобных работ. 28 сентября 1942г. Государственным Комитетом обороны издается распоряжение об организации НИР по созданию атомного оружия. Знания и опыт международной ядерной физики, полученные по линии научно-технической разведки, явились первоосновой для проведения советскими учеными в 1943-1945гг. сначала теоретических, а затем и экспериментальных успешных исследований. В образованном в 1943г. первом «атомном НИИ» – Лаборатории № 2 (ныне – РНЦ «Курчатовский институт») ученые под руководством И.В. Курчатова пришли к выводу, что изготовление атомной бомбы в кратчайший срок возможно на основе плутониевой взрывчатки. Однако для наработки плутония необходимо построить сначала исследовательский реактор-модель, а затем промышленный уран-графитовый реактор. Пуск исследовательского реактора Ф-1 в Лаборатории №2 в декабре 1946г. и последующая наработка в нем миллиграммов видимого плутония стали первым крупным успехом советской атомной военно-технической революции. Страна вплотную приблизилась к практическому осуществлению грандиозного национального проекта – созданию атомной промышленности. В конце 1945 – начале 1946г. начато строительство на Южном Урале первого в СССР комбината промышленного производства плутония. Первая АЭС была построена в СССР в 1954г. Д.И.Блохинцевым. Характерные энергии: ядер 105-106 эВ, в атомах – 1-10 эВ, твердых телах – 10-2-10-1 эВ, а масштабы расстояний соответственно 10-13, 10-8, 10-7 см Сравним различные виды топлив P1-99-97.pdf Каменные угли. Разведанные месторождения составляют (0,476-0,59) 10 тонн. При средней калорийности 5,5 106 ккал/т (2,3 1010 Дж/т) это эквивалентно тепловой энергии (1,1-1,4)1022 Дж. Природный газ. Разведанные месторождения составляют (52-78) 1012 м3. Тепловая энергия, которую можно получить, равна (2,0-3,0) 1021 Дж. Возможные месторождения оцениваются в 330 1012 м3. Тепловая энергия, которую можно получить, составит 12,8 1021 Дж. При сжигании 50 1012 м3 природного газа в атмосферу будет выброшено 180 109 тонн СО2. В настоящее время в атмосфере Земли содержится 2400 109 тонн СО2. Нефть. Разведанные месторождения нефти в мире составляют (90100) 109 тонн. Тепловая энергия - (3,4-3,8) 1021 Дж (тепловых). При КПД 45% — (1,5-1,7) 1021 Дж (электрических). Возможные месторождения могут быть оценены в (200-350) 109 тонн, или (7,6-13,3) 1021 Дж (тепловых). Однако, 2 нефть эффективнее, прежде всего, для автомобильного и авиационного транспорта, а не для получения электроэнергии. Уран. Разведанные месторождения естественного урана составляют (1,75-2,36) 106 тонн. Тепловая энергия — (1,4-1,9) 1023 Дж. В реакторах на тепловых нейтронах можно сжечь около 1% природного урана, что даст (1,41,9) 1021 Дж тепловых. При КПД 33% - (0,46-0,63) 1021 Дж электрических. В реакторах на быстрых нейтронах в замкнутом топливном цикле можно сжечь практически 100% природного урана, при КПД = 45% можно получить (0,630,86) 1023 Дж электрических. топливо уголь газ нефть уран Запасы, т Калорийность, Дж/т Тепло, Дж 12 (0,5-0,6) 10 (5-8) 1013 м3 +3 1014 м3 (9-10) 1010 +(2-3,5) 1011 4,6 106 +6,7 106 10 Электроэнергия, Дж 22 2,3 10 (1,1-1,4)10 (2,0-3,0) 1021 (3,4-3,8) 1021 +(7,6-13,3) 1021 (1,4-1,9) 1023 (1,5-1,7) 1021 (0,6-0,9) 1023 Установленных запасов урана в мире хватит более чем на сто лет эксплуатации АЭС. Однако внедрение усовершенствованных технологий реакторов и ЯТЦ позволит продлить поставки на тысячи лет. Такой вывод содержится в опубликованном 20 июля отчете Агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ ОЭСР) и МАГАТЭ: «С учетом темпов потребления 2008 года общий объем установленных запасов [урана] достаточен для обеспечения поставок в течение более чем ста лет» (20.07.2010 19:18) Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию, сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение вместе взятые составляют так называемый топливный цикл. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает. В зависимости от базового делящегося нуклида (или нуклидов), энергетика использует разные топливные циклы. Различают урановый, торий-урановый, уран-плутониевый и торий-плутониевый циклы. В настоящее время наибольшее распространение получил урановый цикл, который точнее называть уран-плутоний-нептуниевым ядерноэнергетическим топливным циклом, поскольку именно эти элементы (равно как некоторые другие важные трансплутониевые нуклиды и продукты деления) нарабатываются в реакторах на урановом топливе. Энергетический ядерный топливно-энергетический цикл подразделяется на два вида: открытый (разомкнутый), нацеленный на захоронение отработанного топлива и радиоактивных отходов, и закрытый (замкнутый), предусматривающий переработку отработанного топлива и других отходов 3 предприятий ядерной индустрии с целью выделения ценных элементов. Этапы замкнутого ЯТЦ включают выдержку отработанного ядерного топлива на территории АЭС в течение 3–10 лет; временное контролируемое хранение ОЯТ в автономных хранилищах при радиохимическом заводе (сроком до 40 лет), переработку ОЯТ с выделением из него отдельных (или суммы) делящихся нуклидов и продуктов деления, представляющих коммерческий интерес, отверждение и захоронение отходов. Переработка ОЯТ даёт некоторые экономические выгоды, восстанавливая неиспользованный уран и вовлекая в энергетику наработанный плутоний. При этом уменьшается объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить. В ОЯТ содержится примерно 1% Pu. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки и в реакторы-размножители (коверторы и бридеры). В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивным радиоактивным отходом и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования – поступает на хранение или захоронение. Разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%). К преимуществам замкнутого ЯТЦ относят возврат в энергетику дорогостоящих делящихся материалов — U и Pu, что обеспечит атомную энергетику топливом. Кроме того, объёмы высоко радиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объёмы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) без их переработки. Основные недостатки замкнутого ЯТЦ – наличие экологически опасного радиохимического производства и возможность неконтролируемого распространения плутония- 239 и других компонентов ядерного оружия. Схема открытого варианта ЯТЦ значительно короче и проще, чем это замкнутого варианта. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами - радиохимический завод, т.е. отсутствует наиболее радиационно опасное производство. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке, не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах. Нет проблем, связанных со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ (кислот, щелочей, органических жидкостей). Исчезает необходимость закачивания под землю трития, устраняются проблемы с утилизацией йода, жидких и газообразных отходов, 4 выбросов. И, наконец, «вечное» захоронение ОТВС не означает полное и вечное исключение из оборота ядерных материалов. Ибо «могильник» для отработанного топлива — это искусственное компактное месторождение урана и плутония, к «разработке» которого можно вернуться в случае крайней необходимости или появления новых принципов подхода к использованию ядерных материалов, новых технологий по переработке ОЯТ, снизится активность осколочных радионуклидов. К недостаткам открытого цикла следует отнести большую стоимость долговременных хранилищ и полигонов для захоронения, трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует реальная опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения ТВЭлов при их длительном хранении), необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (возможность хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами также представляется реальной), а также постоянного контроля за состоянием хранимых материалов. Очевидно, что любой ядерный топливный цикл – дорогостоящее и опасное производство. Выбор оптимального варианта ЯТЦ – серьезная проблема для страны и мира в целом. Из 34 стран в настоящее время лишь Индия, Япония, Англия, Россия, Франция перерабатывают отработанное ядерное топливо на своих предприятиях. Большинство стран, включая Канаду, Финляндию, ФРГ, Италию, Нидерланды, Швецию, Швейцарию, Испанию, США и КНР, либо хранят ОЯТ, либо передают ОЯТ на переработку другим странам. В России отработанное ядерное топливо перерабатывается на радиохимическом заводе РТ-1 (комбинат «Маяк»). ГЛАВА 2. Добыча сырья и получение гексафторида урана Достигнув пика приблизительно в US$ 43/фунт U3O8 в конце 1970-х, цена урана на рынке скоро опустилась до US$ 10/фунт U3O8. В конце 2000 г., она даже опускалась до самого низкого уровня - US$ 7/фунт U3O8, но затем начала подниматься снова, достигнув US$ 33/фунт U3O8 10 октября 2005 г. При средней концентрации 3 г/т в земной коре, уран не очень редкий металл. Добыча имеет смысл только в месторождениях, содержащих концентрации по крайней мере порядка 1000 г/т (0,1%); руды с более низким содержанием в настоящее время добываются только в чрезвычайных обстоятельствах. Месторождения урана классифицируются по размеру подтверждённых запасов руды и стоимости её извлечения. Согласно авторитетной «Красной Книге» (АКК 2004), «известные ресурсы», которые можно добыть так, чтобы стоимость была ниже $130/кг (эквивалентный US$50/фунт U3O8) составляют приблизительно 4,6 миллиона тонн урана во всём мире. Кроме того, так называемые «необнаруженные запасы», которые можно добыть за те же деньги, составляют 6,7 миллиона тонн урана, плюс 3,1 миллиона тонн урана, стоимость добычи которого неизвестна. Так как «необнаруженные запасы» как следует из названия — являются лишь теоретически подтверждёнными, 5 дальнейшее обсуждение будет ограничено «известными ресурсами», включая категории ДПР (Достаточно проверенные ресурсы) и ПДР I (Предполагаемые дополнительные ресурсы I). Рис. 1 показывает мировую карту ДПР, добыча которых стоит менее US$130/кг урана (WUP 2005). Рис. 1. Месторождения урана. t - тонн, - NA - данных нет Доступна только небольшая часть информации о запасах низкообогащённого и природного урана в мире, так как информация из большинства стран недоступна. Это одна из причин неуверенности в прогнозах относительно развития уранового рынка. В дополнение к тем месторождениям, где уран добывается как основной ресурс, существует несколько типов месторождений, где U - только сопутствующий продукт, добываемый вместе с Au, Cu или фосфатами. В ЮАР весь уран добывается как побочный продукт добычи золота. Однако, учитывая неблагоприятный обменный курс местной валюты и недавние низкие цены на уран, в настоящее время остался всего один золотой рудник (Ваал Ривер), добывающий ещё и уран. Кроме того, малая доходность многих южноафриканских золотых рудников может повлечь за собой закрытие многих шахт, уменьшая перспективы развития урановой добычи. Другой потенциальный запас урана, обсуждаемый время от времени – это морская вода: она содержит 3 мг/т урана, а полный запас оценен в 4 миллиарда тонн. Продолжаются исследования относительно улучшения технологии добычи, но пока этот способ неконкурентоспособный с учётом текущих цен на уран, энергетический и экологический баланс ещё не оценён. 6 Таблица 1. Ежегодное производство урана в 2003г. (WNA 2005) № Страна Тонн урана % мировой добычи Примеч. 1. Канада 10457 29,2 % 2. Австралия 7572 21,2 % 3. Казахстан 3300 9,2 % 4. Россия 3150 8,8 % c) 5. Нигер 3143 8,8 % 6. Намибия 2036 5,7 % 7. Узбекистан 1770 4,9 % 8. США 846 2,4 % 9. Украина 800 2,2 % c) 10. Южная Африка 758 2,1 % a) 11. Китай 750 2,1 % c) 12. Чешская Республика 345 1,0 % 13. Бразилия 310 0,9 % 14. Индия 230 0,6 % c) 15. Германия 150 0,4 % b) 16. Румыния 90 0,3 % c) 17. Пакистан 45 0,1 % c) 18. Аргентина 20 0,1 % Общее мировое 35772 100,0 % количество a) уран, извлекаемый при добыче золота b) в результате вывода АЭС из эксплуатации c) оценка WNA При добыче руд с содержанием урана 0,1% для получения 1 т оксида урана U3O8 необходимо извлечь из недр примерно 1000 т руды, не считая колоссального количества пустой породы от вскрытых и проходческих выемок. Такую огромную массу руды лучше всего перерабатывать и обогащать в непосредственной близости от рудника. В настоящее время считают экономически целесообразным перерабатывать руды с содержанием оксида урана 0,05–0,07%. Все шире в практику внедряется комплексная переработка урановых руд с попутным извлечением других ценных компонентов (P, S, Mo, Fe, Cu, Au, ванадий, редкоземельные элементы). Добыча урановой руды осуществляется либо шахтным, либо карьерным способом — в зависимости от глубины залегания рудных пластов. В 2005 г. на подземные рудники приходилось 38% массы добытого в мире урана, на открытые месторождения (карьеры) — 30%, способом подземного выщелачивания добывалось 21% урана, еще 11% получались как побочный продукт при разработке других видов полезных ископаемых. Подземное выщелачивание считается в настоящее время прогрессивным 7 и экологичным способом добычи урана. При технологии подземного выщелачивания урановых руд, считающейся передовой, соединения урана избирательно растворяются прямо в руде закачиваемым в пласт специальным химическим реагентом. Затем этот раствор выводят на поверхность и дальше пускают в обработку. При подземном выщелачивании месторождение руды вскрывается системой скважин, располагаемых в плане рядами, многоугольниками, кольцами. В скважины подают растворитель, который, фильтруясь по пласту, выщелачивает полезные компоненты. Раствор, насыщенный соединениями урана, откачивается на поверхность через другие скважины. В случае монолитных непроницаемых рудных тел залежь вскрывают подземными горными выработками, отдельные рудные блоки дробят с помощью буровзрывных работ. Затем на верхнем горизонте массив орошают растворителем, который, стекая вниз, растворяет полезное ископаемое. На нижнем горизонте растворы собирают и перекачивают на поверхность для переработки. Урановые руды разрабатываются методом подземного выщелачивания с 1957 г. Особенно распространена эта технология в США, Казахстане1 и Узбекистане, где таким способом добывается вся руда. Крупнейшие уранодобывающие центры мира, 2005 Рудник Страна Способ добычи Макартур-Ривер Канада Подземный 7 200 17,3 Рейнджер Олимпик-Дам Рёссинг Австралия Открытый Австралия Подземный Намибия Открытый 5 006 3 688 3 147 12,0 8,9 7,6 Рудники Приаргунского ПГХО Россия 3 000 7,5 Подземный Добыча, % от мировой т добычи Использование атомной энергии требует использования различных предприятий. Каждый из этих объектов представляет опасность. Это и радиоактивная пыль в шахтах по добыче урана, потенциальные и фактические радиационные проблемы даже при нормальной эксплуатации предприятий, и несчастные случаи как с персоналом, обслуживающим ядерные установки, так и с людьми, живущими поблизости, заканчивая возможным загрязнением грунтовой воды в репозитории для радиоактивных отходов. В течение добывающего цикла большие объёмы загрязнённой воды, выкачанные из шахты и спущенные в реки и озёра, попадают в окружающую среду. Сточные воды из месторождения «Рабит Лэйк» в Канаде, например, вызвали увеличение массы урана в донных отложениях залива Hidden Bay реки Уоллостон (Wollaston). В 2000 году содержание урана в донных 8 отложениях в 8 раз превышало природный уровень. С тех пор оно росло быстрее, чем в геометрической прогрессии и между 2000 и 2003 годом увеличилось в 10 раз В речных донных отложениях в районе месторождения «Висмут» (Wismut) концентрации радия и урана в 100 раз больше, чем природная норма. Вентиляция шахт, снижающая опасность для здоровья шахтёров, выпускает в атмосферу радиоактивную пыль и газ радон, увеличивая риск заболевания раком лёгких для людей, живущих поблизости. На «Висмуте» (шахта Schlema-Alberoda), например, в общей сложности 7426 миллионов кубометров (235 m3/s) загрязненного воздуха были выброшены в атмосферу в 1993 г., со средней концентрацией радона 96 000 Бк/кубометр. Отвалы образуются в открытой шахте, например, когда тоннели проложены через безрудные зоны или концентрация урана в руде слишком низкая. Отвалы часто содержат повышенные концентрации радионуклидов по сравнению с нормальной породой. Такой материал продолжает угрожать людям и окружающей среде и после закрытия шахты, так как он источает газ радон и радиоактивную воду. Груды отвалов урановых шахт «Висмута» в области Schlema/Aue содержат объём 47 миллионов кубометров и покрывают область 343 гектара. Отвалы часто сваливали в непосредственной близости от жилых районов. В результате, были обнаружены высокие концентрации радона в воздухе (приблизительно 100 Бк/кубометр) на обширных территориях. В некоторых местах концентрация радона была даже выше 300 Бк/кубометр. Это продолжалось пока радиоактивный материал не был изолирован. Независимый институт экологии (Ecology Institute) обнаружил, что при продолжительной жизни в такой области риск заболеть раком легких достигает 20 случаев при концентрации 100 Бк/кубометр и 60 случаев при коцентрации 300 Бк/кубометр - в расчёте на 1000 жителей. Кроме того, отвалы часто использовали в смеси с гравием или цементом для строительства дорог. Таким образом, гравий, содержащий повышенные радиоактивные концентрации, был распределён на больших территориях. В некоторых случаях уран добывают из низкосортной руды выщелачиванием. Это делается из экономических побуждений, если содержание урана в руде слишком низкое. Щелочная или кислая жидкость вводится в массу материала и проникает вниз, где откачивается для дальнейшей обработки. В Европе, например, в Восточной Германии или Венгрии, эта технология использовалась до 1990 г. В процессе выщелачивания по-прежнему существует опасность выбросов пыли, газа радона и выщелачивающей жидкости. После завершения процесса выщелачивания, в особенности если руда содержит сульфид железа (случай Тюрингии в Германии и Онтарио в Канаде), могут появиться новые проблемы. Доступ к воде и воздуху может стать причиной непрерывного бактериального производства кислоты в отвалах, что ведет к самопроизвольному выщелачиванию урана и других загрязнителей в течение многих столетий с возможным постоянным загрязнением грунтовых вод. 9 Альтернативный способ – добыча растворением (solution mining). Эта технология, также известная как «выщелачивание на месте залегания», включает в себя введение щелочной или кислой жидкости (например, серной кислоты) через скважины в залежи урановой руды, и выкачивание обратно. Таким образом, эта технология не требует удаления руды с места добычи. Эта технология может использоваться только там, где месторождения урана расположены в водоносном слое в водопроницаемой породе, не слишком глубоко (приблизительно 200 м) в основании, и граничащие с водонепроницаемой породой. Преимущества этой технологии - уменьшенный риск несчастных случаев и облучения для персонала, низкая стоимость, не требуется много места для складирования отходов. Главные недостатки - риск отклонения выщелачивающих жидкостей от месторождения U и последующего загрязнения грунтовой воды, и невозможность восстановления естественных условий в зоне выщелачивания после окончания операций. Возникшая загрязненная смесь или сваливается на поверхности в некоторых водохранилищах, или сваливается в так называемые глубокие ликвидационные колодцы. Исторически выщелачивание использовалось в большом масштабе там, где есть крупные месторождения - оно включало ввод миллионов тонн серной кислоты, в Stráz pod Ralskem, Чешская Республика, в различных местах в Болгарии, и немного в Königstein, в Восточной Германии. В случае Кёнигштайна, в общей сложности 100 000 тонн серной кислоты были введены с жидкостью в месторождение руды. После закрытия месторождения, 1,9 миллиона кубометров этой жидкости остаётся в порах породы; ещё 0,85 миллиона кубометров такой жидкости находятся где-то между зоной выщелачивания и предприятием по обработке. Жидкость содержит высокие концентрации опасных примесей. Если сравнивать с допустимыми для питьевой воды концентрациями, то Cd там больше в 400 раз, As - в 280, Ni - в 130, U - в 83 раза. Эта жидкость представляет опасность с точки зрения загрязнения водоносного слоя. Проблема загрязнения грунтовой воды намного серьёзнее в Чехии, в Stráz pod Ralskem, где было закачано 3,7 миллиона тонн серной кислоты: 28,7 миллиона м3 загрязнённой жидкости до сих пор содержатся в зоне выщелачивания, расположенной на территории размером 5,74 кв. км. Кроме того, загрязнённая жидкость распространилась вне зоны выщелачивания горизонтально и вертикально, подвергая угрозе заражения территорию примерно в 28 кв. км. и 235 миллионов кубометров грунтовой воды. С уменьшением цен на уран в течение прошлых десятилетий, выщелачивание по технологии «добыча растворением» - единственный способ, использующийся в США. Выщелачивание в естественных залежах получает широкое распространение по всему миру в случае с месторождениями с низким содержанием урана. Новые проекты реализуются в Австралии, России, Казахстане, и Китае. Руда, добытая в открытых или подземных шахтах сначала 10 выщелачивается на заводе. Завод обычно располагается около шахт, чтобы сократить количество транспортировок. Затем уран обрабатывается с помощью гидрометаллургического процесса. В большинстве случаев как средство выщелачивания используется серная кислота, хотя также применяется и щёлочь. Поскольку в процессе выщелачивания из руды выделяют не только уран, но и несколько других элементов (Mo, ванадий, Se, Fe, Pb и As), нужно выделить уран из этой смеси. Конечный продукт, произведённый на заводе, обычно называемый «жёлтый пирог» (U3O8 с примесями), упаковывается и отправляется в бочках. Главная опасность, следующая из процесса обогащения - выбросы пыли. Закрывая завод по добыче урана, нужно избавиться от больших количеств радиоактивно загрязнённых отходов безопасным способом. Отходы от процесса обогащения, отходы с урановой обогатительной фабрики имеют форму жидкого раствора. Они обычно откачиваются в искусственные водоёмы для конечного захоронения. Количество произведенных отходов фактически равно количеству добытой руды, так как извлеченный уран представляет только незначительную долю от общей массы. Таким образом, количество радиоактивных отходов (РАО), произведённых на тонну урана, обратно пропорционально качеству руды (концентрации урана в руде). Самый большой в мире искусственный водоём около завода по производству урана - Rössing в Намибии; он содержит более 350 миллионов тонн твёрдого материала. Аналогичные объекты в США и Канаде содержат до 30 миллионов тонн твёрдого материала. В Восточной Германии - 86 миллионов тонн. Однако раньше отходы в некоторых случаях просто выбрасывались в окружающую среду без всякого контроля. Самый тревожный пример - в Монтане (Габон) такая практика продолжалась до 1975 г.: филиал французской компании Cogéma добывал уран там с 1961 г. В течение первых пятнадцати лет эксплуатации отходы с завода по производству урана сбрасывались в ближайший ручей. В общей сложности около двух миллионов тонн отходов с этого завода были выброшены в окружающую среду, загрязняя воду и опускаясь в донные отложения в речной долине. Когда добыча прекратилась в 1999 году, радиоактивные отходы вместо вывоза и утилизации покрыли тонким слоем почвы, склонной к эрозии. Не считая удалённого урана, жидкие отходы содержат все элементы руды. Поскольку продукты полураспада урана (торий-230 и радий-226) из руды не выделяют, раствор содержит до 85% от природной радиоактивности руды. Из-за технических ограничений не может быть извлечён весь существующий в руде уран. Поэтому жидкий раствор содержит немного остаточного урана. Кроме того, жидкий раствор содержит тяжёлые металлы и другие загрязнители, типа мышьяка, так же как и химические реактивы, добавленные в процессе дробления. Радионуклиды, содержащиеся в урановых отходах, обычно испускают в 20-100 раз больше гамма-радиации по сравнению с природным уровнем. 11 Гамма-радиация локализована и ее уровень быстро уменьшается при увеличении дистанции. Когда поверхность отвалов высыхает, мелкий песок разносится ветром. Небо было тёмным от бурь, разносящих радиоактивную пыль по деревням, расположенным в непосредственной близости от восточногерманских свалок отходов около завода по обработке урана до того момента, пока свалки не были защищены покрытиями. Впоследствии радий-226 и мышьяк были найдены в образцах пыли в этих деревнях. Радий-226 в отходах распадается с образованием радиоактивного газа радон-222, продукты распада которого могут вызывать рак лёгких при вдыхании. Часть радона улетучивается. Норма выброса радона не зависит от процента содержания урана в отвалах; она зависит главным образом от общего количества урана, первоначально содержавшегося в добытой руде. Выброс радона - главная опасность, которая остаётся после того, как урановые шахты закрыты. Американское агентство по охране окружающей среды (EPA) оценило риск заболеть раком лёгких у жителей, проживающих поблизости от неизолированных свалок РАО на расстоянии до 80 гектаров, как два случая на сто человек. Когда радон распространяется при помощи ветра, много людей получают небольшие дозы радиации. Хотя риск для человека не слишком велик, об этом нельзя забывать из-за большого количества людей, которых эта проблема затрагивает. Принимая во внимание беспороговый дозовый эффект, EPA оценило, что залежи отходов уранодобывающей промышленности, существующие в США (по состоянию на 1983 г.), могли вызвать 500 смертельных случаев от рака лёгких в течение 100 лет, если бы не было предпринято никаких контрмер. Вытекание загрязнённой жидкости из отвалов - ещё одна большая опасность. Такие утечки создают риск загрязнения грунтовых и поверхностных вод. Опасные для людей уран и мышьяк попадают в питьевую воду и рыбу. Проблема утечек очень важна в случае с кислотными жидкостями, поскольку радионуклиды более подвижны в кислой среде. В отходах, содержащих сульфид железа, происходит самоподдерживающееся производство серной кислоты, что увеличивает скорость перемещения радионуклидов в окружающую среду. Утечка из хранилища отходов в Хельмсдорфе («Висмут») происходила на уровне 600 000 кубометров ежегодно; только половину от этого количества удавалось останавливать и откачивать обратно в хранилище, пока не заработала установка по обработке загрязнённой воды. По сравнению со стандартами для питьевой воды в составе жидкости в Хельмсдорфе содержалось: сульфаты – в 24 раза больше, мышьяк – в 253 раз больше, уран – в 46 раз больше. В районе венгерского завода по хранению урановых отходов Pécs, загрязнённая грунтовая вода перемещается со скоростью 30-50 м ежегодно в направлении источников питьевой воды ближайшего города. В связи с длинным периодом полураспада радиоактивных элементов необходимо в течение длительного времени поддерживать безопасность 12 хранилищ отходов на высоком уровне, однако хранилища подвержены многим видам эрозии. После ливня могут сформироваться овраги; растения и животные могут повредить хранилища, что увеличит выброс радона и сделает хранилище более восприимчивым к климатическому воздействию. В случае землетрясений, сильного дождя или наводнений, хранилища могут быть полностью повреждены. Например, это случилось в 1977 г. в Гранте, Нью-Мексико (США) и привело к утечке 50 000 тонн жидкой смеси и нескольких миллионов литров заражённой воды, в 1979 г. в Черч Рок, НьюМексико, это привело к утечке более 1000 тонн жидкой смеси и приблизительно 400 млн. литров зараженной воды. Иногда, из-за подходящих характеристик, сухие РАО использовались для строительства домов или для захоронения мусора. В построенных из такого материала домах, были обнаружены высокие уровни гамма-излучения и концентрации газа радон. Американское агентство по охране окружающей среды (EPA) оценило риск получить рак легких для жителей таких домов, как 4 случая на 100 человек. На заре развития уранодобывающей промышленности, после Второй мировой войны, горнодобывающие компании оставляли шахты в том виде, в котором они были на момент исчерпания месторождения: в США не считалось нужным что-либо предпринимать даже в случае с открытыми месторождениями, не говоря уже об утилизации произведённых отходов. Очистка необходима не только для неработающих шахт, но также и по завершении выщелачивания месторождений: от произведённых жидких отходов необходимо безопасно избавиться, и грунтовая вода, загрязнённая вследствие процесса выщелачивания, должна быть восстановлена до чистого состояния. Восстановление грунтовой воды - очень трудоёмкий процесс, невозможно восстановить её качество до изначального, хотя и применяются сложные насосы и схемы обработки. В США усилия по восстановлению воды были приостановлены во многих случаях, после того, как годы перекачки и обработки воды не привели к ощутимому уменьшению количества загрязняющих веществ. После этого стандарты по очистке воды были смягчены. Хотя урановые месторождения главным образом расположены в отдалённых областях, где грунтовая вода едва пригодна для питья, часть разработок находились в плотно населённых областях, в частности, в тех местах, где с помощью выщелачивания добывали уран для Советского Союза. Если программы по восстановлению идут полным ходом в Германии и Чешской Республике, то в Болгарии не делается ничего. Чтобы ограничить выброс загрязняющих веществ в окружающую среду, нужно решить проблему избавления от РАО. Идея вернуть отходы туда, откуда была добыта руда не обязательно является верным решением. Хотя большинство урана было извлечено из руды, это не сделало её менее опасной: совсем наоборот. Большинство радионуклидных примесей (85% всей радиоактивности и всех химических примесей) всё ещё присутствуют. С помощью механических и химических процессов использованная урановая 13 руда находится в такой форме, в которой радионуклиды стали более подвижны и более восприимчивы к перемещению в окружающую среду. Поэтому в большинстве случаев сброс отходов в подземные шахты невозможен; там они находились бы в прямом контакте с грунтовой водой. Это похоже на ситуацию с хранением отходов в открытых шахтах. Здесь также существует непосредственный контакт с грунтовой водой и утечки повышают риск загрязнения грунтовой воды. Преимущество хранения в шахтах только одно – это относительно хорошая защита от эрозии. В большинстве случаев отходы сваливаются на поверхности земли из-за отсутствия других вариантов. В этом случае есть возможность принимать меры защиты. Обязательно необходимо защитить РАО от эрозии. В США подробные инструкции для захоронения отходов были разработаны Агентством по охране окружающей среды (EPA) и Комиссией по ядерному регулированию (КЯР) в 1980-х гг. Эти инструкции не только определяют максимальные концентрации загрязняющих веществ в почве и допустимые выбросы загрязняющих веществ (в частности для радона), но также и промежуток времени, в течение которого предпринятые меры должны работать: 200-1000 лет, желательно без активного обслуживания. На основании этих инструкций места, где скопились РАО, были приведены в порядок. Частично путем покрытия РАО слоем из глины и горной породы, и частично посредством переноса отходов в более подходящие места, где нет опасности наводнения или загрязнения грунтовой водой. В Канаде, напротив, меры, принятые для утилизации отходов уранового производства, являются намного менее строгими; для РАО в области озера Эллиот, Онтарио, например, такие меры включают в себя «водное покрытие» как единственный «защитный барьер». Около урановых шахт в Восточной Европе и экс-СССР ситуация разная: в Восточной Германии, Венгрии и Эстонии в настоящее время места урановой добычи пытаются очистить и решить проблему РАО, а в Чешской Республике, на Украине, в Казахстане и Кыргызстане всё ещё не разработаны меры восстановления. 100 миллионов тонн отходов в Актау (Казахстан) даже не оборудованы временным покрытием; поэтому, большое количество пыли продолжает рассеиваться по окрестностям. Отходы в Киргизии расположены на крутых склонах и подвергаются опасности распространения из-за оползней. Стоимость утилизации отходов охватывает чрезвычайно широкий диапазон. Верхний предел цен установили правительства в США и Германии. Если исходить из произведённой продукции, то утилизация отходов, образовавшихся при производстве фунта U3O8, составляет $14. Эта цифра превышала стоимость фунта U3O8 до того, как началось недавнее повышение цен. Нижний предел отмечен в Канаде - US$ 0,12; это отражает необычайно низкие экологические стандарты, применяемые в случае месторождения Элиот Лэйк. Чтобы избежать продолжения ситуации, в которой брошенные шахты приходится очищать за средства налогоплательщиков, добывающая промышленность обязана начинать отчисление денег на утилизацию отходов 14 в тот момент, когда начинается добыча. Но даже эта мера не может гарантировать, что не будут привлечены средства налогоплательщиков: средства, отложенные для очистки от РАО мест урановой добычи, принадлежавших обанкротившейся Atlas Corp в Моабе (Юта, США), например, составляют лишь 3% от стоимости программы очистки, которая тянет на US$ 300 миллионов. В Австралии закрытие Рэйнджер Майн стоит около 176 миллионов австралийских долларов, из которых есть лишь 65 миллионов. В случае, если бы компания ERA, которой принадлежит Рэйнджер Майн, обанкротилась - налогоплательщикам пришлось бы платить за утилизацию отходов. Уран из отработавшего топлива. Извлечение урана из ОЯТ в настоящее время осуществляется на перерабатывающих заводах в Ла-Аг (Франция), Селафилд (Великобритания), комбинат «Маяк». Однако до настоящего времени лишь незначительная часть полученного урана была использована для изготовления нового топлива. И нет никаких надежд, что ситуация может измениться в ближайшем будущем. Как было обнародовано в недавнем сообщении французского Суда аудиторов, предприятие Электриситэ де Франс (ЭФ) произвело запас переработанного урана (ПУ) на 250 лет вперёд. Из 1050 тонн ОЯТ, ежегодно образующегося во Франции в настоящее время, 850 тонн подвергаются переработке в Ла-Аг (кроме того, существуют 100 тонн отработавшего МОКС-топлива, которые не могут быть переработаны вообще). В результате переработки извлечено приблизительно 816 тонн урана и 8,5 тонны плутония. Для долгосрочного хранения примерно 650 тонн из этого количества обращены в более устойчивую оксидную форму. Уран, восстановленный на бывшем перерабатывающем заводе Маркул, так и не был использован для производства нового топлива. Он всё ещё находится в Маркуле, в форме жидкого уранилнитрата: 3800 тонн, принадлежащие ЭФ, и 4800 тонн, принадлежащие СЕА и Cogéma. Использование переработанного урана (ПУ) проблематично по нескольким причинам. Из-за того, что ПУ загрязнен искусственными изотопами урана U-232 и U-236, при обработке необходимы специальные меры предосторожности: U-232 и его продукты распада увеличивают дозу облучения персонала, а U-236, как нейтронный поглотитель, требует более высокого уровня обогащения. Как следствие, использование ПУ становится не очень привлекательным на существующем рынке: изготовление из него ядерного топлива в три раза дороже по сравнению с природным ураном. По причинам, связанным с применяемой технологией, единственный завод, подходящий для обогащения ПУ во Франции (компании Eurodif) не может работать с этим материалом из-за опасности загрязнения искусственными изотопами. Для производства двух тепловыделяющих сборок на основе ПУ, которые затем были испытаны на АЭС Круас, материал был обогащён на иностранном (по-видимому, в России) центрифужном заводе. Разбавление ВОУ: Высоко обогащенный уран (ВОУ) из списанных ядерных боеголовок может быть смешан с низкообогащенным ураном (НОУ) 15 для использования в качестве ядерного топлива. В 1993 г., США и Россия заключили соглашение ВОУ-НОУ, согласно которому Россия должна была поставлять обеднённый уран, изготовленный из 500 тонн ВОУ в США в течение двадцати лет. Это количество ВОУ представляет собой эквивалент 153000 тонн естественного урана, а его конверсия задействует 92 миллиона разделительных единиц. Поставки согласно этому соглашению (НОУ, полученный из 30 тонн ВОУ, ежегодно заменяет приблизительно 9000 тонн природного урана) продолжатся до 2013 г. Тем временем, США начали смешивать собственный ВОУ. В общей сложности для этих целей выделено 153 тонны ВОУ; приблизительно 39 тонн уже переработаны, остальное будет переработано до 2016 г. (NEA 2004) К сожалению, в ВОУ содержится не только 235U, но и большое количество 234U. Если «нежелательный» 234U оказывается в ядерном топливе, то скорее всего топливо не сможет соответствовать принятым стандартам. Поэтому желательно смешивать ВОУ с материалом, в котором содержание 234 U низко. Отходы, являющиеся результатом обогащения урана, называют обеднённым ураном или «хвостами». Они находятся в форме UF 6 и всё ещё содержат некоторое количество делящегося изотопа урана 235U, который может быть извлечён дальнейшим обогащением. С 1996 года «хвосты» западноевропейских обогатительных компаний Уренко (URENCO) и Евродиф (Eurodif) посылают в Россию для дообогащения. В России обогащают не природный уран, а эти хвосты на предприятиях, принадлежащих Росатому - Российскому Федеральному Агентству по атомной энергии (ранее - Минатом). Продукт, полученный через дообогащение, - главным образом материал, эквивалентный природному урану. Этот продукт посылают назад в Уренко и Евродиф, в то время как вторичные «хвосты» остаются в России, где они далее повторно обогащаются до состояния, аналогичного природному урану. Этот материал используется для разбавления ВОУ. Судьба оставшихся «хвостов», в количестве не менее двух третей от ввезённого, до сих пор неизвестна. В мае 2005 г., компания Cogéma/Areva объявила, что подписано соглашение с российским Техснабэкспортом о передаче технологии обесфторивания, которая позволяет переводить UF6 обратно в форму U3O8, что является более подходящей для хранения формой. В августе 2005г. Росатом объявил, что «хвосты» могут быть использованы в быстрых реакторах. В настоящее время Уренко и Евродиф посылают 7000 тонн урановых «хвостов» в Россию для дообогащения ежегодно и получают обратно около 1100 тонн эквивалентного природному урана. Eurodif, кроме того, получает 130 тонн урана в форме UF6, обогащённого до 3,5%. Для Urenco и Eurodif дообогащение связано прежде всего с уклонением от утилизации хвостов. Для Росатома вследствие этих контрактов возникает возможность использовать избыточные мощности по обогащению. Urenco предполагает, что контракт на дообогащение с Россией будет разорван после 2010 г. 16 Если цена на уран будет расти, обогатительные компании пойдут по пути использования радиоактивных отходов обогащения. Таким образом они снизят потребности в природном уране за счёт дообогащения. И будут производить такое же количество урана, используя меньшее количество природного материала. Самая первая стадия уранового производства — концентрирование. Породу дробят и смешивают с водой. Тяжелые компоненты взвеси осаждаются быстрее. Если порода содержит первичные минералы урана, то они осаждаются быстро: это тяжелые минералы. Вторичные минералы урана легче, в этом случае раньше оседает тяжелая пустая порода. (Впрочем, далеко не всегда она действительно пустая; в ней могут быть многие полезные элементы, в том числе и уран). Следующая стадия — выщелачивание концентратов, перевод урана в раствор. Применяют кислотное и щелочное выщелачивание. Первое — дешевле, поскольку для извлечения урана используют серную кислоту. Но если в исходном сырье, как, например, в урановой смолке, уран находится в четырехвалентном состоянии, то этот способ неприменим: четырехвалентный уран в серной кислоте практически не растворяется. В этом случае нужно либо прибегнуть к щелочному выщелачиванию, либо предварительно окислять уран до шестивалентного состояния. Не применяют кислотное выщелачивание и в тех случаях, если урановый концентрат содержит доломит или магнезит, реагирующие с серной кислотой. В этих случаях пользуются едким натром (гидроксидом натрия). Проблему выщелачивания урана из руд решает кислородная продувка. В нагретую до 150 °C смесь урановой руды с сульфидными минералами подают поток кислорода. При этом из сернистых минералов образуется серная кислота, которая и вымывает уран. Для извлечения и концентрирования урана из растворов и пульп, а также для очистки от примесей применяют сорбцию на ионообменных смолах и экстракцию органических растворителями (трибутилфосфат, алкилфосфорные кислоты, амины). Далее из растворов добавлением щелочи осаждают уранаты аммония или натрия или гидрооксид U(OH)4. Для получения соединений высокой степени чистоты технические продукты растворяют в азотной кислоте и подвергают аффинажным операциям очистки, конечными продуктами которых являются UO3 или U3О8; эти оксиды при 650-800°С восстанавливаются водородом или диссоциированным аммиаком до UO2 с последующим переводом его в UF4 обработкой газообразным фтористым водородом при 500-600°С. UF4 может быть получен также при осаждении кристаллогидрата UF4·nН2О плавиковой кислотой из растворов с последующим обезвоживанием продукта при 450°С в токе водорода. В промышленности основные способом получения уран из UF4 является его кальциетермическим или магниетермическим восстановление с выходом урана в виде слитков массой до 1,5 т. Слитки рафинируются в вакуумных печах. 17 Идеализированная схема топливного цикла Урановые руды содержат обычно небольшое количество ураносодержащего минерала, так что необходимы предварительное извлечение и обогащение. Физическое разделение (гравитация, флотация, электростатика) неприменимо для урана, в дело идут методы гидрометаллургии - выщелачивание - обычный первый шаг обработки руды. В классическом способе кислотного выщелачивания руда первоначально измельчается и обжигается для обезвоживания, удаляются углеродсодержащие фракции, сульфатируется, восстановители, которые могут быть препятствием для выщелачивания окисляются. Затем смесь обрабатывается серной и азотной кислотами. Уран переходит в сульфат уранила, радий и другие металлы в урановой смолке оседают в виде сульфатов. С добавлением едкого натра уран осаждается в виде диураната натрия Na2U2O7.6H2O. 18 Классические методы извлечения урана из руды в настоящее время пополнены такими процедурами как экстракция растворителями, ионным обменом, выпариванием. Во время экстракции растворителями урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей, например р-ра трибутилфосфата в керосине. В современных промышленных методах в качестве растворителей фигурируют алкил-фосфорные кислоты (например, ди(2-этилгексил)-фосфорная кислота) и вторичные и третичные алкиламины. Как общее правило, экстракция растворителями предпочитается ионообменным методам при содержании урана в растворе после кислотного выщелачивания более 1 грамма на литр. Однако оно неприменимо для восстановления урана из карбонатных растворов. Уран, удовлетворяющий условиям оружейной чистоты, обычно получают из диураната натрия через прохождение дополнительной очистки, используя трибутилфосфатный очистительный процесс. Первоначально, Na2U2O7.6H2O растворяют в азотной кислоте для подготовки сырьевого раствора. Из него избирательно удаляется уран при разбавлении раствора трибутилфосфатом с керосином или иной подходящей углеводородной смесью. Наконец, уран переходит из трибутилфосфата в подкисленную воду для выделения высокоочищенного уранильного нитрата. Нитрат кальцинируется в UO3, который восстанавливается в водородной атмосфере до UO2. UO2 конвертируется в UF4 в безводном фтористом водороде (HF). Металлический уран получают восстановлением урановых галлогенидов (обычно тетрафторида урана) магнием в экзотермической реакции в "бомбе" - герметичном контейнере, обычно стальном, общая методика известна как "термитный процесс". Производство металлического урана восстановлением магнием тетрафторида иногда называют способом Амеса (Ames), в честь университета Айовы, Амеса, где химик Ф.Х.Спеддинг (F.H. Spedding) и его группа разработали этот процесс в 1942 году. Реакции в "бомбе" протекают при температурах, превышающих 1300°C. Прочный стальной корпус необходим, чтобы выдержать высокое давление внутри него. "Бомба" заряжается гранулами UF4 и в избытке засыпается тонко диспергированным магнием и нагревается до 500-700°C, с этого момента начинается саморазогревающаяся реакция. Теплоты реакции достаточно для расплавления начинки "бомбы", состоящей из металлического урана и шлака - фторида магния MgF2. Этот самый шлак отделяется и всплывет вверх. Когда "бомба" охлаждается, получается слиток металлического урана, который, несмотря на содержание в нем водорода, самый качественный из коммерчески доступных и хорошо подходит для топлива АЭС. Металл получается и при восстановлении оксидов урана кальцием, алюминием или углеродом при высоких температурах; или электролизом UF5 или UF4, растворенных в расплаве CaCl2 и NaCl. Уран высокой чистоты можно получить термическим разложением галлогенидов урана на поверхности тонкой нити. Получение гексафторида 19 ГЛАВА 3. Разделение и применение изотопов в различных отраслях Многие страны заявляют о программах создания или развития парка энергетических ядерных реакторов. Согласно прогнозу Всемирной ядерной ассоциации, к 2020 году установленные мощности АЭС в мире увеличатся с текущих 360 ГВт (2007г.) до 446 ГВт. Поэтому увеличится потребность в обогащении урана, поскольку большинство существующих и планируемых к строительству реакторов используют в качестве топлива уран, обогащенный до 3,5-4 % по изотопу 235U. В целом, развитие европейских обогатительных компаний имеет твердую основу в виде надежной технологии, значительных существующих мощностей и надежной производственной базы центрифуг. Обогатительная программа США на данный момент опирается на производственную базу с недостаточной эффективностью, сроки окончания программы «Американская центрифуга» продолжают сдвигаться, вплотную придвинувшись к 2013 году – окончание контракта ВОУ-НОУ. Для разделения различных изотопов в разное время использовались: Электромагнитное разделение Газовая диффузия Жидкостная термодиффузия Газовое центрифугирование Аэродинамическая сепарация Дистилляция Изотопный обмен Электролиз Электромагнитное разделение. Это была исторически первый способ для производства оружейного урана. Использовалась в электромагнитном сепараторе Y-12 в Ок-Ридже во время второй мировой войны. На двух этапах разделения уран обогащался до 80-90%. Два остальных метода, доступных в то время - газовая диффузия, жидкостная термодиффузия - применялись для начального обогащения урана и увеличения выхода электромагнитного сепаратора по отношению к сырью из природного урана. Из-за высоких накладных расходов Y-12 был закрыт в 1946 г. Газовая диффузия. Первая практически применяемая в промышленных масштабах технология. Несмотря на требование наличия для сильного обогащения тысяч ступеней, по затратам это более выгодный метод, чем электромагнитное разделение. Газодиффузионные предприятия по обогащению U-235 огромны и имеют большую производственную мощность. Главная трудность - создание надежных газодиффузионных барьеров, способных противостоять коррозийному действию UF6. Есть два основных типа таких барьеров: тонкие пористые мембраны и барьеры, собранные из отдельных трубочек. Мембраны представляют собой пленки с образованными травлением порами. Например, азотная кислота протравливает сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn); либо электролитическим травлением алюминиевой фольги можно получить хрупкую алюминиевую 20 мембрану. Составные барьеры собираются из маленьких дискретных элементов, упакованных в относительно толстую пористую перегородку. Технология изготовления диффузионных барьеров продолжает оставаться засекреченной во всех странах, разработавших ее. Построенное во время второй мировой войны производство K-25 в ОкРидже состояло из 3024 ступеней обогащения и функционировало до конца 1970-х. Разработка подходящего материала для барьеров оказалась сложным делом, что вызвало некоторую задержку с вводом в строй предприятия после войны, хотя даже частично законченный завод внес вклад в накопление U235 для "Малыша" (Little Boy). В то время барьеры изготавливались из спеченного никелевого порошка, попытки создать многообещающие мембраны из электролитически вытравленного алюминия провалились. K-25 изначально содержал 162 000 м2 мембранной поверхности. Это предприятие, с расширениями, произвело большую часть всего урана для армии США в шестидесятых. С усовершенствованием газодиффузионных барьеров производительность завода возросла в 23 раза. Диффузионное производство потребляет меньше электроэнергии по сравнению с электромагнитным, но ее расход все равно остается достаточно большим. В 1981 г., после модернизации, оно имело удельную потребляемую мощность на уровне 2370 кВт-ч/МПП-кг. Несмотря на то, что уран низкого обогащения - ценное сырье для производства высокообогащенного урана, газодиффузионные установки низкого обогащения трудно переделать для производства урана высокого обогащения. Высокое обогащение требует много меньших по размеру ступеней, из-за резкого снижения коэффициента обогащения и проблем с критичностью (накопление критической массы урана) в больших по размеру блоках. Огромные размеры обогатительной системы ведут к длительному времени заполнения ее материалом (обогащаемым веществом), до начала выхода продукта. Обычно это время установления равновесия составляет 1-3 месяца. Технология газовой диффузии широко использовалась во множестве стран, даже Аргентина создала действующее обогатительное предприятие для своей тайной оружейной программы (в настоящее время прекращенной). В 1979 г. более 98% всего урана производилось с использованием этого процесса. К середине 1980-х эта доля сократилась до 95% с освоением метода центрифугирования. Термодиффузия осуществляется в газовой или жидкой фазах в противоточной колонне, вдоль оси которой расположена нагретая металлическая нить (или трубка), а наружная стенка охлаждается. Перепад температур вызывает диффузионный поток, что приводит к появлению разности концентраций изотопов в радиальном направлении. Нагреваемая вблизи оси колонны смесь, обогащенная легким изотопом, перемещается кверху, а охлаждаемая у стенок более тяжелая смесь - вниз. Метод ранее применялся при промышленном концентрировании 235U, сейчас используется для лабораторного разделения изотопов многих элементов. 21 Жидкостная термодиффузия оказалась первой технологией, на которой были получены существенные количества низкообогащенного урана. Она применялась в США во время Манхэттенского проекта для увеличения КПД сепаратора Y-12. Это самый простой из всех методов разделения, но предельная степень обогащения по 235U всего ~1% (завод S-50 в Ок-Ридже производил 0,85-0,89% 235U в конечном продукте). Кроме того, для термодиффузии нужны огромные количества тепла. Газовое центрифугирование. Доминирующий способ разделения изотопов для новых производств, хотя уже существующие мощности - по большей части газодиффузионные. Каждая центрифуга обеспечивает гораздо больший коэффициент разделения, чем одна газовая ступень. Требуется много меньше ступеней, всего около тысячи, правда стоимость каждой центрифуги гораздо выше. Газовое центрифугирование требует ~10% энергии, требующейся газовой диффузии (его энергопотребление 100-250 кВт-ч/МПП-кг) и обеспечивает более легкое наращивание масштаба производства. Из развивающихся ядерных стран этой достаточно сложной технологией владеют Пакистан и Индия. Аэродинамическое разделение разработано в ЮАР (процесс UCOR, использующий вихревые трубки с давлением 6 бар) и Германии (используются искривленные сопла, работающие с давлением 0,25-0,5 бар). Единственная страна, применявшая этот метод на практике - ЮАР, где было произведено 400 кг оружейного урана на предприятии в Валиндабе, закрытом в конце восьмидесятых. Коэффициент разделения ~1,015, энергозатраты ~3300 кВт-ч/МПП-кг. Дистилляция основана на различиях в равновесном составе жидкостьпар. Обычно соединения, содержащее легкий изотоп, концентрируется в паре. Значение равно отношению давлений насыщенного пара (летучестей) изотопных модификаций молекул. Оно уменьшается с повышением мол. массы и температуры. Процесс протекает в противоточных колоннах. Применяется для промышленного разделения изотопов Н2 и, в меньших масштабах, В, С, N2, О2. Изотопный обмен обусловлен отличием от единицы константы равновесия обмена изотопами данного элемента между двумя соед., находящимися в контактирующих фазах (чаще всего жидкость и газ, но используются также системы жидкость-жидкость, жидкость-твердая фаза и газ-твердая фаза). Осуществляется в противоточных колоннах. Для обращения потоков применяют термич. или электрохим. разложение либо реакции со вспомогат. в-вами. Напр., при концентрировании изотопа 10В обменом между BF3 и его соединением с анизолом последнее разлагают при нагреве и BF3 возвращают в колонну. При разделении изотопов лития обменом между амальгамой и р-рами солей литий переводят в амальгаму электролизом р-ра соли на текущем ртутном электроде. При концентрировании изотопа 15N обменом между HNO3 и NO азотную к-ту восстанавливают диоксидом серы. В случае разделения изотопов водорода 22 процессы изотопного обмена с обращением потока не применяют, т.к. более экономичной оказывается двухтемпературная схема, в которой вместо перевода всей обогащенной смеси в другую фазу путем превращения одного соединения в другое используют изотопный обмен между теми же соединениями (напр., Н2О и H2S) при более высокой температуре. В результате из покидающей холодную колонну фазы (Н2О) в поступающую фазу (H2S) переводится избыточное по сравнению с исходным кол-во накапливаемого изотопа. Обогащенная дейтерием вода выводится на границе холодной и горячей колонн. Изотопный обмен применяется для промышленного разделения изотопов легких элементов: Н2, Li, В, N, С. Электролиз основан на различиях в скоростях электролитического разложения изотопнозамещенных молекул. При электролизе воды или водных р-ров электролитов выделяющийся на катоде водород содержит меньшее кол-во дейтерия, чем исходная вода. В результате в электролизере растет концентрация дейтерия. В зависимости от материала и поверхности катода 5 < < 15. Процесс проводят в каскаде ступеней - электролизеров. Метод применяется для промышленнго получения тяжелой воды (D2O), а также лаб. обогащения воды тритием. Macc-диффузия основана на различии в скоростях диффузии изотопнозамещенных молекул газа в потоке вспомогательного разделительного пара. Вспомогат. пар должен обладать высоким коэф. диффузии в разделяемой смеси и легко отделяться от нее. Часто в качестве вспомогат. пара используют пары ртути. И. р. осуществляется либо в каскаде ступеней (наз. насосами), либо в противоточной колонне. Ступень однократного действия представляет собой цилиндр, внутри к-рого соосно размещена цилиндрич. диафрагма с отверстиями диаметром ок. 10 мкм. По центр. каналу движется вспомогат. пар, по кольцевому зазору между каналом и стенкой цилиндра в противоположном направлении разделяемая смесь. Молекулы смеси диффундируют в отверстиях диафрагмы через встречный поток вспомогат. пара. Выходящая из центр. канала часть смеси, увлекаемая вспомогат. паром, обогащена легким изотопом, выходящая из кольцевого канала тяжелым. В противоточной колонне вспомогательный пар подается равномерно по всей высоте колонны через трубку с отверстиями, помещенную вдоль оси, диффундирует сквозь отверстия к стенкам колонны и конденсируется. Элементарный разделит. эффект возникает в каждом поперечном сечении из-за диффузии изотопно замещенных молекул газообразной смеси к оси колонны. В результате у оси повышается концентрация легкого изотопа, у стенок - тяжелого. Различия в плотности, а также движение вниз по стенке пленки конденсата приводят к возникновению конвекц. потоков, направленных около оси вверх, а у стенок - вниз. Метод применяется для разделения изотопов Ne, Аr, С. Электромиграция ионов. В электрич. поле изотопные ионы в р-ре или расплаве перемещаются с разными скоростями и более подвижные концентрируются у соответствующего электрода. Для увеличения эффекта разделения создают постоянный противоток ионов противоположного знака. 23 Напр., при разделении изотопных катионов в катодное пространство добавляют кислоту, содержащую тот же анион, что и исходная соль. Кол-во кислоты эквивалентно кол-ву разрядившихся на аноде анионов. Метод применяют для лабораторного разделения изотопов щелочных, щелочноземельных элементов, Ag, Cl, Вr. Внимания заслуживают методы, пока промышленно неприменяемые: Испарение с использованием лазера Химическое разделение Разделение изотопов при помощи светового давления Фотохимические реакции электронно-возбужденных частиц Двухступенчатое возбуждение атомов и молекул Селективная фотопредиссоциация Возбуждение молекул излучением инфракрасного диапазона Изотопный эффект в химических реакциях, протекающих в термодинамически неравновесных условиях Конденсация газа колебательно-возбужденных молекул Изотопный эффект в химических реакциях, протекающих в магнитном поле Разделение при адсорбции Селективная диффузия, стимулированная лазерным излучением Резонансное управление процессами на поверхности лазерным излучением Лазерная химия на поверхности раздела двух сред Лазерное стимулирование химических реакций на границе раздела двух жидкостей Испарение с использованием лазера. AVLIS (atomic vapor laser isotope separation). Технология так и не была воплощена в производстве, разрабатывалась в США в течении 1970-80-х гг. и отмерла вследствии общего переизбытка разделяющих мощностей и сокращении арсенала. Химическое разделение урана разрабатывалось в Японии и Франции, но, как и AVLIS, никогда не использовалось. Французкий метод Chemex использует противоток в высокой колонне двух несмешиваемых жидкостей, каждая содержащая растворенный уран. Японский метод Asahi использует реакцию обмена между водным раствором и мелкоизмельченной смолой, через которую медленно просачивается раствор. Оба способа нуждаются в катализаторах для ускорение процесса концентрации. Эффузия газов основана на том, что при молекулярном истечении (эффузии) смеси изотопно замещенных молекул через пористую перегородку с отверстиями, диаметр которых меньше длины свободного пробега молекул газа, легкие молекулы проникают через перегородку быстрее, чем тяжелые. Используется каскад ступеней. Каждая ступень представляет собой камеру, разделенную пористой перегородкой, по одну сторону которой насосом нагнетается газообразная разделяемая смесь. Проходящая через перегородку смесь оказывается обогащенной легким изотопом. Метод применяется для 24 разделения изотопов Н, Не, С, а также для пром. концентрирования виде UF6). Применение изотопов в различных отраслях 235 U (в ГЛАВА 4. Атомные станции и перспективные топливные циклы В 1939 г. немецкими учеными О.Ганом и Ф.Штрассманом (Л.Метнер) было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы Ba (Z = 56), Kr (Z = 36) и др. Природный уран имеет два изотопа: 238U (99,3 %) и 235U (0,72%). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления 235U наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра 238U вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ. Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра 235U. Известны около 100 различных изотопов с массовыми числами от 90 до 145, возникающих при делении 235U. Две типичные реакции деления этого ядра имеют вид Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, порядка 200 МэВ. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти. Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем. Коэффициент размножения зависит также и от условий, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции. Изотоп 238U также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции. Цепная реакция в уране с повышенным содержанием 235U может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого 235U критическая масса составляет около 50 кг. Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами 235U в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D2O. Легкая вода при взаимодействии с нейтронами превращается в тяжелую воду. 25 Хорошим замедлителем является графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей. Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из Be, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г. Схема гетерогенного теплового реактора Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием 235U (до 3%). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции. Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98°C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления, который направляется в турбину, соединенную с электрогенератором, а из турбины поступает в 26 конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам. Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение в настоящее время имеют водо-водяные реакторы, в которых природная вода служит и замедлителем нейтронов, и теплоносителем, уран-графитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто углекислота), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода, теплоноситель –тяжелая либо природная вода). Турбина АЭС является тепловой машиной. КПД современных электростанций около 33%. Поэтому для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем. Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой. Наряду с ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа 235U. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра 238U, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β–-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива: На 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В реакторах на тепловых нейтронах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах. В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов плутония. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Обычно свежее топливо для реакторов ВВЭР-1000 состоит из двух компонентов: 238U (примерно 955 кг в тонне в пересчёте на металл) 27 и 235U (примерно 45 кг в тонне). В процессе работы реактора часть 235U делится и превращается в такое же (по весу) количество "осколков", а часть 238 U превращается в плутоний. Поэтому в отработавшем топливе 235U оказывается на 30-40 кг, а 238U на 5-10 кг меньше. Вместо этого появляются, соответственно, такие же количества осколков и плутония. Топливо для реакторов ВВЭР-1000 изготавливается и поставляется в виде тепловыделяющих сборок (ТВС). ТВС предназначены для генерирования тепловой энергии и передачи её потоку теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Активная зона – главный элемент реактора, в ней размещается ядерное топливо (ТВ)С и осуществляется цепная ядерная реакция деления. Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 ТВС. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование реакции, поддержание заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляется вертикальным перемещением органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) в активной зоне. ОР СУЗ представляют собой сборку из 18 поглощающих стержней (ПС). Альтернатива природному урану. Продолжительность использования урана может быть продлена за счёт использования других делящихся материалов, например плутония, или изотопа 233U, который может быть получен через облучение тория. Плутоний (МОКС-топливо): Что касается топлива, которое используется в легководных реакторах - расщепляющийся изотоп 235U может быть заменен изотопом 239Pu. Его смешивают с природным или немного обогащённым ураном, чтобы получить смешанное оксидное топливо (МОКС). Пригодный для использования Pu может быть получен за счёт переработки ОЯТ или из ядерного оружия. Центр Международной безопасности и Сотрудничества в Стэнфордском Университете оценивает общее количество оружейного Pu в 92 тонны, этого хватит, чтобы заменить 11 040 тонн природного урана, а количество энергетического Pu - в 252 тонны, которые смогут заменить 30 240 тонн природного урана. Некоторые особенности производства и обращения с МОКС-топливом таковы, что против его использования выступают некоторые политики. В частности, беспокойство вызывает опасность и экологические последствия переработки ОЯТ, необходимой для выделения плутония, а также необходимость транспортировок на большие расстояния. В сентябре 2000 г., США и Россия подписали соглашение об утилизации оружейного Pu, согласно которому каждая страна утилизирует по 34 тонны этого материала в течение следующих двадцати пяти лет. Плутоний должен был использован для изготовления МОКС-топлива. С этой целью США планировали построить завод по производству МОКСа на объекте Саванна Ривер Сайд в Южной Каролине, в то время как российский завод должен быть построен в Северске. Сборки с американским плутонием были изготовлены на заводах в Кадараше и Маркуле во Франции и доставлены для 28 испытаний в Катобу (Южная Каролина) в апреле 2005 г. Плутоний, произведённый в коммерческом реакторе, может быть выделен во время переработки ОЯТ. Пока такая переработка главным образом имеет место в Европе, в Ла-Аг (Франция) и Селафилде (Великобритания), но только некоторая часть накопленного ОЯТ подвергается переработке. В дополнение к экологическим проблемам, связанным с этим процессом, переработка имеет ограничения: свежее топливо (которое превращается в ОЯТ, поступающее на переработку), должно быть сделано из природного урана. В противном случае, если свежее топливо сделано из переработанного материала, нежелательные изотопы загрязнят выделенный плутоний. В 2003 г. АЭС Евросоюза (они пока главные потребители МОКС-топлива), использовали МОКС с общим количеством плутония - 12,12 тонн, что эквивалентно 1450 тоннам природного урана и 0,97 млн единицам разделения. Торий: Индия, ведущая страна по количеству месторождений с низким содержанием урана и с большими месторождениями тория, как и другие страны, рассматривает создание топливного цикла на основе тория. Сам торий (232Th) не подвергается ядерному делению и таким образом не может поддерживать цепную реакцию, но когда он подвергается нейтронному облучению, то превращается в расщепляющийся изотоп урана 233U, который может использоваться в качестве реакторного топлива. Процесс, однако, требует сильного нейтронного источника, ядерного реактора на урановом или плутониевом топливе для облучения тория. Таким образом, торий не исключает, а только уменьшает потребность в уране. 233U может быть выделен при переработке и превращен в топливо или сожжен. Однако эта технология довольно трудноосуществима, так как отработавшее ториевое топливо очень плохо растворяется в азотной кислоте (это требуется во время переработки), а 233U представляет серьёзную радиационную опасность из-за присутствия 232U и сильных гамма-излучающих продуктов его распада. Прототипы реакторов на основе тория (AVR в городе Jülich и THTR 300 в городе Hamm-Uentrop, Германия) были закрыты вследствие технических проблем. Их топливо было сделано из тория и высокообогащённого урана, помещенных в графитовую оболочку. К настоящему времени накоплены большие запасы 239Рu (как энергетического, так и оружейного) и урана, высокообогащенного изотопом 235 U. В связи с этим использование тория в сочетании с этими материалами открывает перспективы первоначальной наработки 233U, являющегося прекрасным топливом для реакторов разного типа. Обращение к торцевому топливному циклу стимулируется следующими факторами, основанными на оценках, физических расчетах и сопоставлениях полученных характеристик для двух топливных циклов: - увеличение ресурсов ядерного топлива за счет наработки 233U из 232Th; - существенное снижение потребностей в обогащении изотопом 235U; 29 - очень низкая (в сравнении с уран-плутониевым топливным циклом) наработка долгоживущих радиотоксичных отходов, в том числе трансуранов, плутония и трансплутониев; - возможность ускорения выжигания плутония без необходимости рециклирования, т.е. быстрое сокращение существующих запасов плутония; - достижимость более высокого выгорания топлива, чем в уранплутониевом цикле; - низкий избыток реактивности активной зоны с топливом, основанном на тории, более благоприятные температурный и пустотный коэффициенты реактивности; - высокая радиационная и коррозийная стойкость топлива на основе Th; - значительно более высокая точка плавления и лучшая теплопроводность топлива на основе тория; - хорошие условия для решения проблемы нераспространения ядерных материалов. Интерес к Th, как топливу для ядерных реакторов объясняется возможностью образования делящегося изотопа 233U в результате захвата теплового нейтрона природным 232Th. Как правило, в топливных системах ОЯТ перерабатывается с целью извлечения делящегося 233U. Однако в некоторых случаях 233U сжигается на месте без переработки и производства нового топлива. Так как 233U не существует в природе, топливный цикл может начаться лишь на существующем в природе делящемся изотопе 235U. Если в топливе накоплено достаточное количество 233U, то реактор может работать длительное время лишь на Th и воспроизводимом 233U. Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах. В реакторах этого типа естественный 232Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (233U). Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в 233U. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать производства Pu, во-вторых, в качестве топлива используется довольно распространенный Th, а, в-третьих, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах. Однако, количество расщепляющегося 233U, производимого в такой установке, не достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Хотя интерес к таким проектам не затухает на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их промышленного применения пока далеко. Отметим, что реакторы на тепловых нейтронах лучше работают на топливе 232Th-233U, тогда как реакторы на быстрых нейтронах более эффективны для уран-плутониевого цикла. Перспективность ториевого топлива для атомной энергетики определяется несколькими причинами: Запасы тория на планете превосходят запасы урана в 4-5 раз. Ториевые месторождения более доступны, чем урановые. Особенно это важно для России: российских разведанных запасов урана хватит только на 20 лет, а 30 запасов тория в месторождениях в районе Новокузнецка и Томска (туганское месторождение тория, титана, циркония) достаточно много. С точки зрения наработки делящихся нуклидов, преимущество тория перед ураном состоит в его тугоплавкости: лишь при 1400-1500°С кристаллическая решетка тория начинает претерпевать фазовые превращения. Это позволяет реактору на ториевом горючем работать при более высоких температурах. Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия (Выделение из уранового топлива оружейных актиноидов позволяет создать государствам«изгоям» и террористам собственное ядерное оружие). Поскольку ториевая энергетика принципиально неосуществима без использования в ней оружейного урана, реакторы на ториевом горючем естественным образом позволяют использовать непосредственно оружейный уран (не разбавляя его 238U, как приходится делать в урановом топливном цикле). Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию. Как уже упоминалось, при всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235, плутоний-239) в активной зоне: в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется стержнями - поглотителями нейтронов. Поэтому ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, ибо, если по какой-то причине регулирующие стержни покинут активную зону, то возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет. Урановый реактор слабо защищен от террористического акта. Ни одна АЭС не выдержит падения крупного самолета. Если произойдет разрушение узла привода поглотительных стержней, систем управления защиты, ядерный реактор может взорваться, как атомная бомба. В этой связи решающим преимуществом модернизации действующих АЭС с переводом их на торий является то, что ториевый реактор по своей внутренней физической сути не способен привести к ядерному взрыву. Реактор можно разрушить до основания, конечно, дорогую цену заплатить за загрязнение зала, самой территории станции, но он никогда не разрушится подобно Чернобылю. Так что единственная возможность предельно обезопасить ныне действующие АЭС - это перевести их через модернизацию на использование тория. Ториевый реактор способен обеспечить высокую ядерную безопасность. 31 В ходе модернизации действующих АЭС в плане перевода их на Th, в тех же габаритах, в корпусе ядерного реактора можно разместить ториевые тепловыделяющие элементы, которые с этого же объема активной зоны снимут в 2-3 раза больше энергии. В ходе реконструкции не строится новая АЭС, а сменой топлива удваивается мощность старой, путем добавления паровых турбин, теплообменников и электрических машин. Важно так же, что ториевая энергетика позволяет обеспечить непрерывную работу реактора на 30-50 лет. (Сегодня атомная станция раз в год или в полтора года останавливается для перезагрузки). За это время никаких перезагрузок топлива, никаких ядерных отходов, никаких проблем переработки. Использование тория на модернизированных реакторах действующих АЭС позволяет решить следующие проблемы: В отличие от существующих реакторов, которые работают на смеси изотопов 235U (делящийся) и урана-238 (изотоп для производства плутония), предлагается использовать комбинированное топливо: уран-235 (изотоп для возбуждения реакции деления) и 232Th (изотоп для получения основного делящегося изотопа 233U). В ториевом реакторе нарабатывается не 239Pu, а изотоп 233U, что обеспечивает высокое выгорание ядерного топлива. Отсутствие в цикле плутония важно с точки зрения нераспространения ядерных материалов. Ториевый цикл обладает следующими преимуществами: - отработавшие твэлы не нуждаются в радиохимической переработке снижается риск загрязнения среды; - снимается проблема накопления плутония, а, следовательно, и его распространения (в виде оружия); - не требуется создавать новых реакторов, а достаточно модернизировать существующие под загрузку ТВЭлы с новым топливом; - ториевые реакторы обладают повышенной внутренней ядерной безопасностью. Сплавы тория с небольшими добавками оружейного урана и плутония в ядерном отношении безопасны и не требуют специальных мер при хранении. Они опасны только в радиационном отношении, однако это их свойство может служить дополнительной гарантией от хищения. Недостатки ториевого цикла то же хорошо известны: - Ториевый цикл, в целом, дороже уранового. - Исходные ториевые ТВЭлы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними. Топливо из Th и образующегося 233U характеризуется жестким γизлучением энергии 2,6 Мэв, источником которого является 208Tl, образующийся при радиоактивном распаде 232U, образовавшегося из 233U в результате (n, 2n) реакции. Жёсткое γ-излучение обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями топливного цикла из операторского помещения, обеспеченного защитным экраном, что увеличивает затраты ториевого цикла по сравнению с урановым топливным циклом. 32 Поэтому ториевое топливо пойдет в энергетические реакторы только после существенной модернизации уран-ториевого цикла, т.е. после создания новой технологии производства тепловыделяющих элементов. уран-ториевый цикл Даже если бы технологические проблемы ториевого топливного цикла были решены, запасы тория также ограничены, а эксплуатация привела бы к новым экологическим проблемам. Южная Африка планирует начать эксплуатацию реактора PBMR. Однако, этот тип реактора использует только уран, несмотря на свою схожесть с THTR 300). Электроядерный способ получения энергии. Основополагающий вклад в создание предельно безопасных ядерно-энергетических установок и в уничтожение радиоактивных отходов для большой электроэнергетики может внести ускорительная наука и техника. В основу идеи электроядерной энергетики с использованием мощных ускорителей заряженных частиц закладывается следующий физический процесс. При бомбардировке мишеней из тяжелых элементов (например, из свинца) пучками релятивистских заряженных частиц (в частности, протонов с энергией порядка 1 ГэВ) образуется каскад быстрых нейтронов (до 50 и более нейтронов на каждый протон). Это открывает принципиально новые перспективы как в исключении неконтролируемых ядерных процессов в реакторах деления (т.е. разгона цепной реакции со всеми его катастрофическими последствиями), так и в трансмутации радиоактивных изотопов. 33 Ядерно-энергетическая установка с нейтронной подсветкой от ускорителя состоит из: 1) ускорителя заряженных частиц, работающего в энергетическом режиме - тысячи часов непрерывной работы с изменением заданной энергии частиц (порядка 1 ГэВ для протонов) в пределах не более 5 10% и с достаточно высокой интенсивностью пучка (исходя из комплексных задач энергетики и трансмутации плотность протонов должна составлять не менее 1013-1014 р/ск). 2) мишени для преобразования ускоренных частиц в нейтроны. 3) подкритичной активной зоны из делящегося вещества (например, естественного или обедненного урана). 4) системы циркуляции теплоносителя, осуществляющей съём энергии в A3 (в заданных температурных режимах) и отдающей тепло преобразователю энергии. В ядерно-энергетической установке с нейтронной подсветкой появляются два совершенно новых дополнительных агрегата: ускоритель элементарных частиц и мишень — преобразователь ионного потока в нейтронный. Мировая практика не имеет опыта создания таких ядерноэнергетических установок. В то же время исчезает механическая система управления органами регулирования мощности и аварийной остановки процесс управляется и контролируется включением и отключением электропитания ускорителя В ЯЭУ с нейтронной подсветкой циркуляция теплоносителя остается такой же, как и в ныне существующих ЯЭУ. A3 должна быть на протяжении всей работы, при изменении изотопного состава ядерного топлива, подкритичной. Гарантированная подкритичность и невозможность несанкционированного увеличения энергии, подаваемой нейтронным потоком в ЛЗ, создает гарантию невозможности возникновения самой тяжелой аварии - реактивностной. Мощность ЯЭУ с нейтронной подсветкой регулируется нейтронной подсветкой, поступающей от мишени. В такой установке нет необходимости иметь в АЗ стержни-поглотители нейтронов для регулирования мощности и аварийной остановки, хотя из-за отсутствия опыта на первых образцах таких ЯЭУ на всякий случай можно предусмотреть аварийные стержни гашения цепной ядерной реакции е механическим приводом. Управление цепной ядерной реакцией не механическим перемещением стержней-поглотителей, а электрической схемой даст возможность увеличил» быстродействие, что очень важно при аварийном разгоне реактора. Электронное управление ядерным реактором снимает вопросы возможного нарушения геометрии стержней и их заклинивания, а также возможность неасанкционированного вывода стержней-поглотителей из A3. Вместе с тем ЯЭУ с нейтронной подсветкой становится более сложной по сравнению с традиционными ЯЭУ. 34 ГЛАВА 5. Утилизация облученных материалов и физзащита АЭС В шестидесятых и начале семидесятых годов прошлого столетия, существовала мечта: бесконечная работа АЭС, обеспечивающих всю необходимую энергию дёшево. ЯТЦ тогда казался «вечным двигателем». После использования уранового топлива на АЭС и его выдержки в бассейне есть два возможных способа переработки ОЯТ (отработавшего ядерного топлива). Первый способ - прямое захоронение, второй подвергнуть переработке. Подвергнуть переработке означает отделить уран от плутония в ОЯТ, изготовить новые топливные элементы с этим материалом и повторно использовать в ядерном реакторе. Большинство стран, использующих ядерную энергию, не подвергает ОЯТ переработке. Обогащение приводит к появлению большого количества обедненного урана (хвосты). Каждое предприятие по обогащению производит несколько тысяч тонн этого материала в год. По экономическим причинам дальнейшая судьба этого материала не определена. Может быть, что только малая часть будет использована (вне ядерного топливного цикла), а от остального нужно будет избавиться полностью. Радиоактивные отходы производятся в каждой ядерной установке. Отходы могут быть классифицированы как низкоактивные (НАО), среднеактивные (САО) и высокоактивные (ВАО). По сравнению с другими категориями, высокоактивные отходы составляют небольшое количество по объему, но сосредотачивают в себе большинство радиоактивности. Основными видами высокоактивных отходов являются: отработавшее топливо, подлежащее «прямому» захоронению, полученные в процессе переработки остеклованные радиоактивные отходы (РАО), а также радиоактивные материалы, находящиеся внутри реактора. Существует большое разнообразие низко- и среднеактивных отходов. Количество отходов зависит от типа реактора и требований по обращению с отходами, включая захоронение; эти факторы отличаются в зависимости от страны. Например, реактор с водой 1300 МВт под давлением в Германии производит приблизительно 60 кубометров НАО и САО и около 26 тонн ОЯТ каждый год. После вывода из эксплуатации АЭС, на таком реакторе образуется 5 700 м3 НАО. Для Германии вычислено, что используя ядерную энергию, исходя из срока службы реактора в 35 лет, будет произведено приблизительно 300 000 м3 отходов для захоронения. С переработкой или без переработки, но хранилище для окончательного захоронения ядерных отходов необходимо. Это верно не только для большого количества низко и среднеактивных отходов, но также и для отработавшего топлива, потому что, например, отработавшее смешанное оксидное топливо не перерабатывается в промышленном масштабе. Исключением является Франция, где небольшое количество такого топлива удалось переработать. В мире не существует репозиториев (места окончательного захоронения) для высокоактивных отходов и отработавшего топлива. Хранилища для низко- и среднеактивных отходов работают в некоторых странах с ядерными программами. Необходимо, чтобы 35 репозиторий появился как можно быстрее. Если место захоронения будет выбрано и спроектировано правильно, то репозитории способны уменьшить опасность по сравнению со всеми другими вариантами обращения с РАО. Необходимо управлять негативными эффектами атомной энергетики Наибольший вклад в активность отработавшего топлива с трехлетним временем выдержки вносят: 137Cs + 137mBa (24%), 144Ce + 144Pr (21%), 90Sr + 90 Y (18%), 106Ru + 106Rh (16%), 147Pm (10%), 134Cs (7%), 85Kr, 154Eu, 155Eu – приблизительно по 1% каждый изотоп. Переработка – сложный химический процесс. ОЯТ разрезают на куски и погружают в азотную кислоту. После этого выделяют уран и плутоний, а остальные материалы (отходы) подвергаются дальнейшей обработке. В результате переработки появляются: плутоний уран -, средне- и высокоактивные отходы радиоактивные выбросы в атмосферу и сбросы в водоёмы. Если переработать 8 отработавших урановых топливных элементов, то из полученных материалов можно сделать 1 МОКС-топливный элемент, что будет сопровождаться образованием огромного количества РАО. Плутоний должен быть использован для производства МОКС-топлива. В действительности очень трудно использовать весь этот материал. Во всем мире существуют только небольшие производственные мощности для производства МОКСа. В промышленном масштабе производство существует только во Франции и Бельгии. Завод по изготовлению МОКС-топлива в Селлафилде работает с 2001 года, но его эксплуатация не была идеальной и включала в себя грубые ошибки персонала. В России нет завода для изготовления МОКСа, в Японии и Индии существуют только небольшие экспериментальные установки. Таким образом, вопрос повторного использования плутония остается туманным. Технологии, связанные с окончательным захоронением этого материала, не разрабатываются, существует лишь вариант иммобилизации плутония (смешивание с высокоактивными отходами и жидким стеклом/керамикой). Вопросы безопасности и доз облучения при работе с МОКСом более значимы, нежели в случае с урановым топливом: • Плутоний более радиоактивен. Вдыхание менее 0,1 мг плутония смертельно. • Риск, связанный с критичностью при обращении и производстве плутония намного выше, чем в случае с ураном. • Существует риск распространения плутония как в течение процессов переработки и изготовления МОКСа, даже если они проистекают без аварий, так и вследствие несчастных случаев при переработке, хранении, транспортировке и обращении с плутонием, а также при изготовлении МОКСа и его транспортировке. • Легководные реакторы первоначально не были разработаны для использования в них МОКСа. Работа с таким топливом возможна только 36 при снижении требований по безопасности (реактор менее стабилен, остановить его сложнее). • При использовании МОКСа количество плутония в активной зоне увеличивается, радиологические последствия более опасны. • Более высокие уровни выделения тепла и нейтронной радиации приводят к тому, что количество сложностей при транспортировке, хранении, и использовании МОКС-топлива возрастает. • При современном положении вещей и с использованием существующих технологий невозможно использовать МОКС в промышленном масштабе. Окончательное захоронение плутония вызовет затруднения, связанные с более высоким тепловыделением, нейтронной радиацией и критичностью. По сравнению с прямым захоронением уранового топлива, это более сложно, опасно и дорого. Уран достигает до 99% от отработавшего топлива. В большинстве стран только малая часть (или даже вовсе никакая) переработанного урана попадает снова в реактор (в гражданском секторе). Эта часть включает в себя небольшое количество делящегося урана и большое количества нуклидов урана с нежелательными радиационными характеристиками. Большая часть выделенного при переработке урана просто хранится. Небольшое количество урана используется для изготовления брони и артиллерийских снарядов, а также при производстве самолётов. По сути выделенный из ОЯТ уран бесполезен, так как его невозможно использовать в реакторах, так что следует запретить его применение в других областях, где целесообразно использовать нерадиоактивные материалы. Для этого материала не разработаны технологии окончательного захоронения или новые подходы по обращению. Отходы. Долгоживущие радионуклиды, первоначально сконцентрированные в ОЯТ, после переработки оказываются распределёнными между разными видами радиоактивных отходов переработки. Некоторые виды отходов – высокоактивны и выделяют большое количество тепла. Благодаря переработке количество радиоактивных отходов увеличилось в 100 раз или больше, по сравнением с объёмом ОЯТ. Это происходило на всех установках по переработке, кроде Ла-Аг, где для некоторых видов РАО применяли свои методы. Все отходы необходимо строго учитывать и обеспечивать их временное хранение. Это ведёт к повышенным дозам радиации во время безаварийной работы и риску несчастных случаев и аварий. В частности, РАО хранят в жидком виде, что создаёт дополнительную опасность. В Селлафилде только небольшая часть отходов, произведённых на заводе THORP с 1994 г., была остеклована. Экспериментальный перерабатывающий завод WAK в Германии был закрыт в 1990 г.; приблизительно 80 кубометров жидких высокоактивных отходов хранятся на предприятии до сих пор. Запланированное остекловывание должно серьёзно уменьшить риск несчастного случая при хранении и транспортировке. Но радиация и тепловыделение остаются серьезной проблемой даже в этом случае. 37 Излучение. Радиоактивное излучение во время растворения топлива, выделения урана и плутония, обработки и хранения отходов - неизбежно. Несмотря на системы защиты и профилактические меры часть радионуклидов все же попадает в атмосферу. Количество радиации, выбрасываемой ежегодно перерабатывающими заводами Селлафилд и Ла-Аг, в десятки и даже тысячи раз больше, чем выбросы с легководных реакторов (Marignac и Coeytaux 2003). В результате люди облучаются вследствие радиоактивного загрязнения почвы, зданий, фауны и флоры. Согласно немецким нормам, оба перерабатывающих завода не получили бы лицензию в Германии. (Оko-Institut 2000). В некоторых исследованиях отмечается, что выбросы влияют на заболеваемость лейкемией у детей (около Ла-Аг уровень в 3 раза превышает обычный, около Селлафилда – в 10 раз). Прямое влияние на заболеваемость лейкемией со стороны перерабатывающих предприятий окончательно не доказано, но и не опровергнуто. Кроме того, проводились исследования по определению уровня облучения различных птиц и морских животных. Оказалось, что мясо птиц и морских животных, подвергшихся облучению радиацией с перерабатывающих предприятий, не удовлетворяет нормам ЕС по импорту пищевых продуктов. Радиация с перерабатывающих предприятий распространяется не только на соседние области. Жидкие РАО попадают в океан и широко разносятся течениями. Радионуклиды из Селлафилда были обнаружены на побережье Ирландии. Традиционные рыбацкие нации вроде Норвегии опасаются радиоактивного загрязнения в районах промысла, например в Арктике. Отсутствие экономической выгоды от переработки. К негативным аспектам переработки можно отнести: Использование полученного из ОЯТ урана в промышленном масштабе пока невозможно из-за отсутствия технологий. Следовательно нет экономически оправданных инструментов для экономии U, а также нет способа уменьшить количество Pu в РАО, подлежащих захоронению. В докладе для французского правительства от 2000 г., было сообщено, что переработка и МОКС-топливо в лучшем случае помогут уменьшить потребности в U на 10%, а также снизить на 15% количество Pu в отходах (Marignac и Coeytaux 2003). Серьёзные аварии на перерабатывающих заводах реальны. В частности, существует пример, когда разрыв трубы привел к утечке 83 кубометров растворенного ОЯТ. В официальных публикациях сообщалось, что никакого воздействия на окружающую среду не произошло, так как утечка произошла в изолированное помещение. Но эта утечка была обнаружена только спустя несколько месяцев, и только удачное стечение обстоятельств не привело к серьезным последствиям. В связи с переработкой ОЯТ на Ла-Аг каждый год осуществляется приблизительно 450 транспортировок плутония или содержащих плутоний материалов. Общая протяженность всех транспортировок по Франции составляет 250 000 км. Здесь не учитываются транспортировки 38 урансодержащих материалов. Очевидно, что топливный цикл без переработки требовал бы куда меньше транспортировок. Переработка увеличивает число потенциальных объектов террористических атак. Помимо транспортируемых материалов, такими мишенями могут быть отдельные объекты крупных комплексов. В частности, если самолет врежется в хранилище для ОЯТ или жидких высокоактивных отходов или же в здание для хранения выделенного плутония, то последствия превзошли бы по масштабам аварию на Чернобыльской АЭС. Переработка неэкономична. Нескольких исследований на примере Германии, произведенных OECD/NEA, сравнили замкнутый топливный цикл и однократный. В результате было обнаружено, что цикл с переработкой дороже на 14-50% (Gruppe Ökologie 1998). Данные, рассчитанные для США, показали увеличение расходов на 80% в случае, если топливный цикл будет включать в себя переработку (Bunn 2003). Несмотря на то, что выводы этих исследований в пользу переработки, экономическая нецелесообразность – более важный фактор. В заключение необходимо сказать, что переработка ОЯТ не несёт в себе ощутимой выгоды для безопасности, физической защиты, утилизации отходов или экономики. Хранение ВАО в жидком виде дорого и небезопасно. Вследствие значительного тепловыделения растворы ВАО необходимо охлаждать во избежание испарения воды и выпадения осадков. В 1957 г. образование нитратных осадков при отсутствии охлаждения привело к взрыву емкости с ВАО на ПО "Маяк" и радиоактивному загрязнению значительной территории [3-6]. Другой проблемой при хранении жидких ВАО является коррозия металлических емкостей. Связанная с ней необходимость периодического их опорожнения и ремонта приводит к облучению обслуживающего персонала. Согласно нормативам МАГАТЭ жидкие ВАО подлежат отверждению. В настоящее время реализованы два технологических процесса по иммобилизации ВАО в матрицы на основе стекла: в боросиликатные стекла (Франция, Великобритания), в алюмофосфатное стекло (в ФГУП «ПО «Маяк» используется процесс иммобилизации Cs-Sr фракции вместе с ВАО военного происхождения). Однако, с точки зрения долговременной экологической безопасности стеклянные матрицы не могут быть использованы для иммобилизации отходов, содержащих долгоживущие радионуклиды, представляющие угрозу в течение десятков и сотен тысяч лет. В течение столь длительного времени невозможно гарантировать сохранность стекла со включёнными отходами ввиду его недостаточной химической устойчивости и склонности к спонтанной кристаллизации (девитрификации) при повышенных температурах. Переработка ОЯТ в настоящее время ведется гидрометаллургическими методами. Повсеместное распространение получила непрерывная противоточная экстракция урана и плутония трибутилфосфатом (ТБФ) в разбавителе – Пурекс-процесс. В России при радиохимической переработке 39 отработавшего топлива на ФГУП «ПО «Маяк» выделяется большая часть урана, плутония и нептуния – их потери не превышают соответственно 0.01%, 0.025% и 0.5%. Образующиеся при этом жидкие ВАО (рафинат первого цикла экстракции) содержат 99,9% продуктов деления, а также радионуклиды америция, кюрия, остатки U, Pu и нептуния. При переработке 1 т ОЯТ образуется около 13 м3 жидких ВАО, которые необходимо отверждать и утилизировать. В связи с тем, что периоды полураспада, биологическая опасность и химические свойства компонентов ВАО сильно различаются, целесообразность включения всех радионуклидов в одну и ту же матрицу вызывает сомнения. Более того, некоторые сложные виды жидких радиоактивных отходов (ЖРО) не могут быть остеклованы по существующей технологии. Отсюда очевидны преимущества концепции фракционирования. Можно выделить следующие группы радионуклидов, которые имеет смысл выделять в виде 3 отдельных фракций: продукты деления (кроме йода, технеция и РЗЭ), технеций и йод, актиноиды и лантаноиды. Без транспортировки радиоактивных материалов ядерная энергетика не сможет существовать, потому что транспортировки обеспечивают связь между отдельными стадиями ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Примеры транспортируемых материалов – гексафторид урана, новые и отработавшие топливные элементы, и многие виды РАО. Для транспортировки радиоактивных материалов применяют рекомендации МАГАТЭ. Рекомендации направлены на уменьшение опасности до «приемлемого» уровня. Философия безопасности основана на том, как упаковать радиоактивный материал. Требования по надёжности упаковки зависят от того, какой материал находится внутри. Для транспортировки высокорадиоактивного вещества контейнер должен выдерживать серьезные нагрузки. Требования следующие: выдерживать падение с высоты 9 м на плоский объект, падение с высоты 1 м на стальной брусок, температуру 800°C в течение 30 минут, погружение на глубину 15 м на 8 часов. требования часто критикуются, потому что подобные стандарты могут обеспечить некоторую безопасность, но не учитывают всех возможных опасностей. Например, такие требования по безопасности не гарантируют сохранность контейнера при столкновении с транспортным объектом, передвигающимся со скоростью 80 км/ч на скалистой площадке, или при нахождении туннеле, где происходит пожар в течение 30 минут. В таких случаях, произойдет выход радиации в окружающую среду и сильное облучение населения. Попутное использование ОЯТ. Радиацию можно использовать как источник энергии в ядерно-оптических преобразователях с дальнейшей конверсией оптического излучения в электроэнергию с помощью фотоэлектрических преобразователей. При этом отходы не требуют специальной переработки и выдержки во временных хранилищах. Электричество может вырабатываться в постоянном режиме в течение 40 многих лет без смены источника излучения, если уровень остаточной радиоактивности и периоды полураспада компонент достаточно высоки. Ядерно-оптический преобразователь (ЯОП) рассматривают как способ выведения энергии из ядерного реактора, путь прямого преобразования ядерной энергии в световую. Это привело к рассмотрению установки нового типа — к идее реактора-лазера (РЛ), в котором пространственно совмещены лазерно-активная среда и ядерно-активная зона реактора. Основным источником проникающей радиации ОЯТ 137 является -излучение Сз (период полураспада 10,72 года) с энергией 662 кэВ. В этом случае задача создания источника энергии на основе ЯОП сводится к поиску термически устойчивой, а также химически инертной среды с достаточно высоким КПД преобразования ядерной энергии в оптическое излучение в пригодном для фотоэлектрических преобразований диапазоне спектра. В качестве оптически активной среды нами предлагается смесь Ar-N2, излучающая преимущественно в диапазонах длин волн 350-410 и 750-1050 нм на переходах молекулы азота. Под действием ионизирующего излучения и вторичных электронов образуются ионы и возбужденные атомы Ar. Возбужденные атомы Ar образуются также в результате тройной ударно-излучательной рекомбинации атомарных и диссоциативной рекомбинации молекулярных ионов Ar. Последние образуются в результате трехчастичной конверсии атомарных ионов в молекулярные. Возбужденные атомы Ar вследствие радиационных переходов и неупругих столкновений заселяют метастабильные и резонансно связанные с основным 4s состояния. Если давление аргона порядка атмосферного, резонансно связанные состояния сильно зареабсорбированы и фактически являются метастабильными. Далее энергия от возбужденных атомов Ar в бинарных столкновительных реакциях передается молекулам азота с последующим излучением на переходах С В и В А. При частоте ионизации 5 10-8 с-1 полный расчетный КПД смеси при облучении составляет 6% с примерно равным распределением энергии между рассматриваемыми диапазонами длин волн. Принимая КПД современного двухслойного фотоэлектрического преобразователя порядка 20%, получим, что ожидаемая удельная электрическая мощность энергосъема с ОЯТ составляет 1 Вт/кг, а полная постоянная электрическая мощность одной сборки радиусом 40 м из 200 контейнеров диаметром 0,5 м и высотой 3м — 1 МВт. 41 ТЕМЫ ДЛЯ САМОСТОЯТЕЛЬНОГО ОБЗОРА 1. Современные АЭС (реакторы различного назначения) и перспективные (в том числе, альтернативные) топливные циклы 2. Применение изотопов в различных отраслях (в том числе, свойства моноизотопных материалов и их искусственных композиций) 3. Обеспечение целостности и штатного функционирования атомных реакторов и станций (в том числе, против несанкционированных действий третьих лиц) 4. Современные направления исследований в физике нанотехнологии в ядерной энергетике электроядерные (управляемых ускорителями) системы зависимость периода полураспада радионуклидов от внешних условий и методы влияния на распад влияние поляризованных нейтронов на протекание ядерных и химических реакций фазовопереходное излучение торсионные поля (физика и применение) топологическая (геометрическая) фаза (фаза Берри) эффект Казимира (энергия вакуума) использование резонансного преобразователя (катушки) Тесла для разных задач (в том числе, для ядерной энергетики) поверхностные эффекты в различных физико-химических процессах 42