Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Бассейн отработавшего топлива на атомной электростанции

Отработанное ядерное топливо , иногда называемое отработанным ядерным топливом , представляет собой ядерное топливо , облученное в ядерном реакторе (обычно на атомной электростанции ). Он больше не пригоден для поддержания ядерной реакции в обычном тепловом реакторе, и в зависимости от его точки в ядерном топливном цикле он может иметь значительно разные изотопные составляющие. [1]

Природа отработавшего топлива [ править ]

Свойства наноматериалов [ править ]

В оксидном топливе существуют интенсивные температурные градиенты, которые вызывают миграцию продуктов деления . Циркония имеет тенденцию двигаться к центру топливной таблетки , где температура является высокой, в то время как нижним кипящими продукты деления двигаться к краю гранул. Гранула, вероятно, будет содержать много мелких пузырьковидных пор, которые образуются во время использования; в эти пустоты мигрирует продукт деления ксенон . Часть этого ксенона затем распадется с образованием цезия , поэтому многие из этих пузырьков содержат большую концентрацию 137 Cs.

В случае смешанного оксидного топлива ( MOX ) ксенон имеет тенденцию диффундировать из богатых плутонием областей топлива, а затем он захватывается окружающим диоксидом урана. Неодима , как правило, не может быть мобильным.

Также в топливе имеют тенденцию образовываться металлические частицы сплава Mo-Tc-Ru-Pd. Другие твердые вещества образуются на границе между зернами диоксида урана, но большая часть продуктов деления остается в диоксиде урана в виде твердых растворов . Существует документ, описывающий метод создания нерадиоактивного "уранового активного" моделирования отработавшего оксидного топлива. [2]

Продукты деления [ править ]

3% массы составляют продукты деления 235 U и 239 Pu (также косвенные продукты в цепочке распада ); они считаются радиоактивными отходами или могут быть дополнительно разделены для различных промышленных и медицинских целей. Продукты деления включают все элементы от цинка до лантаноидов ; большая часть выхода деления сосредоточена в двух пиках, один во втором переходном ряду ( Zr , Mo, Tc, Ru , Rh , Pd , Ag ), а другой позже в периодической таблице ( I , Xe , Cs, Ba , La , Ce , Nd). Многие из продуктов делений являются либо нерадиоактивными или только недолговечны радиоизотопами , но значительное количество средних до долгоживущих радиоизотопов , таких как 90 Sr , 137 Cs , 99 Tc и 129 I . Несколько разных стран провели исследования по разделению редких изотопов в отходах деления, включая «платиноиды деления» (Ru, Rh, Pd) и серебро (Ag), в качестве способа компенсации затрат на переработку; в настоящее время это не делается в коммерческих целях.

Продукты деления могут изменять тепловые свойства диоксида урана; то лантаноиды оксиды имеют тенденцию к снижению теплопроводности топлива, в то время как металлические наночастицы немного увеличить теплопроводность топлива. [3]

Таблица химических данных [ править ]

Химические формы продуктов деления в диоксиде урана [4]
ЭлементГазМеталлОкисьТвердый раствор
Br Krда---
Руб.да-да-
Sr--дада
Y---да
Zr--дада
Nb--да-
Пн-дада-
Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sb-да--
Teдададада
Я Xeда---
CSда-да-
Ба--дада
La Ce Pr Nd Pm Sm Eu---да

Плутоний [ править ]

Отработанное ядерное топливо хранится под водой и не закрывается на объекте Хэнфорд в Вашингтоне , США.

Около 1% массы составляют 239 Pu и 240 Pu, полученные в результате конверсии 238 U, которые можно рассматривать либо как полезный побочный продукт, либо как опасные и неудобные отходы. Одна из основных проблем, связанных с распространением ядерного оружия, заключается в том, чтобы не допустить использования этого плутония государствами, не являющимися государствами, уже признанными ядерными , для производства ядерного оружия. Если реактор использовался нормально, плутоний реакторного качества , а не оружейного качества: он содержит более 19% 240 Pu и менее 80% 239Пу, что делает его не идеальным для изготовления бомб. Если период облучения был коротким, то плутоний оружейный (более 93%).

Уран [ править ]

96% массы составляет оставшийся уран: большая часть исходного 238 U и немного 235 U. Обычно 235 U составляет менее 0,8% массы вместе с 0,4% 236 U.

Переработанный уран будет содержать 236 U , которого нет в природе; это один из изотопов, который можно использовать в качестве отпечатка пальца для отработавшего реакторного топлива.

При использовании ториевого топлива для производства делящегося 233 U в ОЯТ (отработавшее ядерное топливо) будет 233 U с периодом полураспада 159 200 лет (если этот уран не будет удален из отработавшего топлива химическим способом). Присутствие 233 U повлияет на длительный радиоактивный распад отработавшего топлива. По сравнению с МОКС-топливом , активность циклов с торием около одного миллиона лет будет выше из-за присутствия не полностью распавшегося 233 U.

Для топлива из природного урана делящийся компонент начинается с 0,7% концентрации 235 U в природном уране. При выгрузке общий делящийся компонент все еще составляет 0,5% (0,2% 235 U, 0,3% делящегося 239 Pu, 241 Pu ). Топливо выгружается не потому, что делящийся материал полностью израсходован, а потому, что поглощающие нейтроны продукты деления накапливаются, и топливо становится значительно менее способным поддерживать ядерную реакцию.

Некоторые виды топлива из природного урана используют химически активную оболочку, такую ​​как магнокс , и требуют повторной обработки, поскольку длительное хранение и утилизация затруднительны. [5]

Минорные актиниды [ править ]

Следы минорных актинидов присутствуют в отработавшем топливе реактора. Это актиниды, отличные от урана и плутония, и включают нептуний , америций и кюрий . Образовавшееся количество сильно зависит от природы используемого топлива и условий, в которых оно использовалось. Например, использование МОКС-топлива ( 239 Pu в матрице 238 U), вероятно, приведет к производству большего количества 241 Am и более тяжелых нуклидов, чем топливо на основе урана / тория ( 233 U в матрице 232 Th).

Для высокообогащенного топлива, используемого в морских реакторах и исследовательских реакторах , количество изотопов будет варьироваться в зависимости от обращения с топливом в активной зоне и условий эксплуатации реактора.

Теплота распада отработавшего топлива [ править ]

Остаточное тепло как часть полной мощности для реактора, SCRAM которого отключили от полной мощности в момент времени 0, с использованием двух различных корреляций
Основная статья: Спад

Когда ядерный реактор был закрыт и цепь деления ядерная реакция прекратилась, значительное количество тепла по- прежнему будет выпускаться в топливе за счет бета - распада от продуктов деления . По этой причине в момент остановки реактора остаточное тепло будет составлять около 7% от предыдущей мощности активной зоны, если реактор имел долгую и стабильную историю мощности . Примерно через 1 час после выключения остаточное тепло составит около 1,5% от предыдущей мощности ядра. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет 0,2%. Скорость образования остаточного тепла со временем будет постепенно снижаться.

Отработавшее топливо, которое было удалено из реактора, обычно хранится в заполненном водой бассейне для отработавшего топлива в течение года или более (на некоторых площадках от 10 до 20 лет) для его охлаждения и защиты от радиоактивности. Практические конструкции бассейнов выдержки отработавшего топлива обычно не полагаются на пассивное охлаждение, а скорее требуют, чтобы вода активно прокачивалась через теплообменники.

Состав топлива и длительная радиоактивность [ править ]

Основная статья: Долгоживущий продукт деления
Активность U-233 на трех видах топлива. В случае МОКС-топлива, U-233 увеличивается в течение первых 650 000 лет, поскольку он образуется в результате распада Np-237, который был создан в реакторе в результате поглощения нейтронов U-235.
Суммарная активность по трем видам топлива. В области 1 мы имеем излучение от короткоживущих нуклидов, а в области 2 - от Sr-90 и Cs-137 . Справа мы видим распад Np-237 и U-233.

Использование разных видов топлива в ядерных реакторах приводит к разному составу ОЯТ с разными кривыми активности.

Долгоживущие радиоактивные отходы конечной стадии топливного цикла особенно важны при разработке полного плана обращения с отходами для ОЯТ. При рассмотрении долговременного радиоактивного распада актиниды в ОЯТ оказывают значительное влияние из-за их характерно длинных периодов полураспада. В зависимости от того, чем заправлен ядерный реактор , состав актинидов в ОЯТ будет разным.

Примером такого эффекта является использование ядерного топлива с торием . Th-232 - это плодородный материал, который может подвергаться реакции захвата нейтронов и двум бета-минус-распадам, что приводит к образованию делящегося U-233 . Его радиоактивный распад будет сильно влиять на долгосрочную кривую активности ОЯТ около миллиона лет. Сравнение активности, связанной с U-233, для трех различных типов ОЯТ можно увидеть на рисунке справа вверху. Сгоревшее топливо представляет собой торий с реакторным плутонием (RGPu), торий с оружейным плутонием (WGPu) и смешанное оксидное топливо.(МОКС, без тория). Для RGPu и WGPu можно увидеть начальное количество U-233 и его распад около миллиона лет. Это влияет на общую кривую активности трех видов топлива. Первоначальное отсутствие U-233 и его дочерних продуктов в МОКС-топливе приводит к более низкой активности в области 3 рисунка в правом нижнем углу, тогда как для RGPu и WGPu кривая сохраняется выше из-за присутствия U-233, который полностью не разложился. Ядерная переработка может удалить актиниды из отработавшего топлива, чтобы их можно было использовать или уничтожить (см. Долгоживущие продукты деления № Актиниды ).

Коррозия отработавшего топлива [ править ]

Наночастицы благородных металлов и водород [ править ]

В соответствии с работой коррозии электрохимик David W. Shoesmith, [6] [7] , что наночастицы из Mo-Tc-Ru-Pd оказывают сильное влияние на коррозию топлива диоксида урана. Например, его работа предполагает, что при высокой концентрации водорода (H 2 ) (из-за анаэробной коррозии стальных банок) окисление водорода наночастицами будет оказывать защитное действие на диоксид урана. Этот эффект можно рассматривать как пример защиты жертвенным анодом , где вместо металлического анода, реагирующего и растворяющегося, потребляется газообразный водород.

Хранение, обработка и утилизация [ править ]

Смотрите также: Список технологий обращения с ядерными отходами
Отработанное топливо бассейн в TEPCO «s Фукусима Daiichi АЭС 27 ноября 2013

Отработавшее ядерное топливо хранится либо в бассейнах выдержки отработавшего топлива (SFP), либо в сухих контейнерах . В Соединенных Штатах SFP и контейнеры с отработавшим топливом расположены либо непосредственно на площадках атомных электростанций, либо на независимых хранилищах отработавшего топлива (ISFSI). ISFSI могут находиться рядом с площадкой атомной электростанции или могут располагаться в другом месте. Подавляющее большинство ISFSI хранят отработавшее топливо в сухих контейнерах. Моррис Операция в настоящее время только ISFSI с бассейном выдержки отработавшего топлива в Соединенных Штатах.

При ядерной переработке отработавшее топливо можно разделить на различные комбинации переработанного урана , плутония , второстепенных актинидов , продуктов деления , остатков циркониевой или стальной оболочки , продуктов активации и реагентов или отвердителей, вводимых в процессе самой переработки. Если бы эти составляющие части отработавшего топлива были повторно использованы, а дополнительные отходы, которые могут появиться как побочный продукт переработки, были бы ограничены, переработка могла бы в конечном итоге уменьшить объем отходов, которые необходимо утилизировать.

В качестве альтернативы, неповрежденное отработавшее ядерное топливо можно напрямую утилизировать как высокоактивные радиоактивные отходы . Соединенные Штаты запланировали захоронение в глубоких геологических формациях , таких как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин , где они должны быть защищены и упакованы, чтобы предотвратить их миграцию в непосредственное окружение человека в течение тысяч лет. [1] [8] 5 марта 2009 года, однако, министр энергетики Стивен Чу заявил на слушаниях в Сенате, что «участок Юкка-Маунтин больше не рассматривается как вариант для хранения отходов реактора». [9]

Геологическое захоронение было одобрено в Финляндии с использованием процесса KBS-3 . [10]

В Швейцарии Федеральный совет одобрил в 2008 году план глубокого геологического захоронения радиоактивных отходов. [11]

Риски [ править ]

См. Также: Бассейн отработанного топлива

Ведутся споры о том, подвержено ли отработавшее топливо, хранящееся в бассейне, таким инцидентам, как землетрясения [12] или террористические атаки [13], которые потенциально могут привести к выбросу радиации. [14]

В редких случаях отказа топлива при нормальной работе теплоноситель первого контура может попасть в элемент. Визуальные методы обычно используются для пострадиационной проверки пучков твэлов. [15]

После терактов 11 сентября Комиссия по ядерному регулированию ввела ряд правил, согласно которым все топливные бассейны должны быть невосприимчивыми к стихийным бедствиям и террористическим атакам. В результате бассейны с отработанным топливом заключаются в стальную облицовку и толстый бетон и регулярно проверяются на устойчивость к землетрясениям, торнадо, ураганам и сейшам . [16] [17]

См. Также [ править ]

  • Атомная энергия
  • Контейнер для перевозки отработавшего ядерного топлива
  • Ядерный кризис

Ссылки [ править ]

  1. ^ a b Large, Джон Х: Характеристики радиоактивного распада облученного ядерного топлива , январь 2006 г. [ требуется пояснение ]
  2. ^ Lucuta, PG; Verrall, RA; Matzke, Hj .; Палмер, Би Джей (январь 1991 г.). «Микроструктурные особенности SIMFUEL - Моделированное ядерное топливо на основе UO 2 с высоким выгоранием ». Журнал ядерных материалов . 178 (1): 48–60. DOI : 10.1016 / 0022-3115 (91) 90455-G .
  3. ^ Донг-Джу Ким, Джэ-Хо Ян, Чон-Хун Ким, Ён-Ву Ри, Ки-Вон Кан, Кеон-Сик Ким и Кун-Ву Сон, Thermochimica Acta , 2007, 455 , 123–128
  4. ^ «Решение продуктов деления в UO 2 » (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 10 сентября 2008 года . Проверено 18 мая 2008 .
  5. ^ "Совет RWMAC министрам о последствиях переработки радиоактивных отходов" . Консультативный комитет по обращению с радиоактивными отходами (RWMAC). 3 ноября 2002 года Архивировано из оригинала 29 августа 2008 года . Проверено 18 мая 2008 .
  6. ^ «Дэвид У. Ботсмит» . Университет Западного Онтарио . Проверено 18 мая 2008 .
  7. ^ "Электрохимия и исследования коррозии на Западе" . Исследовательская группа обувщиков, Университет Западного Онтарио . Проверено 18 мая 2008 .
  8. ↑ Свидетельские показания Роберта Мейерса, главного заместителя помощника администратора Управления по воздуху и радиации Агентства по охране окружающей среды США, перед подкомитетом по энергии и качеству воздуха Комитета по энергетике и торговле Палата представителей США, 15 июля 2008 г.
  9. ^ Хеберт, Х. Йозеф. «Ядерные отходы не попадут в Юкка-Маунтин в Неваде, - сказал Обама» . Чикаго Трибьюн . Архивировано из оригинала на 2011-03-24.
  10. ^ Ialenti, Винсент (октябрь 2017). «Смерть и преемственность среди финских экспертов по ядерным отходам» . Физика сегодня . 70 (10): 48–53. Bibcode : 2017PhT .... 70j..48I . DOI : 10.1063 / PT.3.3728 .
  11. ^ SFOE, Швейцарское федеральное управление энергетики. «Отраслевой план глубинных геологических хранилищ» . www.bfe.admin.ch . Проверено 19 октября 2020 .
  12. ^ Паренти, Кристиан (15 марта 2011). «Отработавшие топливные стержни Фукусимы представляют серьезную опасность» . Нация .
  13. ^ "Безопасны ли бассейны отработавшего ядерного топлива?" . Совет по международным отношениям. 7 июня 2003 года Архивировано из оригинала на 2011-04-12 . Проверено 5 апреля 2011 .
  14. ↑ Бенджамин, Марк (23 марта 2011 г.). "Насколько безопасно хранение ядерного топлива в США?" . Журнал Time .
  15. ^ Хуанг, WH; Краузе, TW; Льюис, Би Джей (10 апреля 2017 г.). «Лабораторные испытания метода ультразвукового контроля для выявления дефектных топливных элементов CANDU». Ядерная технология . 176 (3): 452–461. DOI : 10.13182 / NT11-A13320 .
  16. ^ "Информационный бюллетень по хранению отработавшего ядерного топлива" . Архивировано из оригинала на 2014-10-27 . Проверено 25 июня 2017 .
  17. ^ «Удаление ядерных отходов» . Архивировано из оригинала на 2012-07-06 . Проверено 5 июня 2012 .