Отработанное ядерное топливо - Spent nuclear fuel

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.

Характер отработавшего топлива

Свойства наноматериалов

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 множество мелких пузырьковидных пор, которые образуются во время использования; продукт деления ксенон мигрирует в эти пустоты. Часть этого ксенона затем распадется с образованием цезия , поэтому многие из этих пузырьков содержат большую концентрацию 137 Cs.

В случае смешанного оксидного топлива ( МОХ ) ксенон имеет тенденцию диффундировать из богатых плутонием областей топлива и затем 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 статья, описывающая метод создания нерадиоактивного "уран-активного" моделирования отработавшего оксидного топлива.

Продукты деления

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), как способ 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.

Таблица химических данных

Химические формы продуктов деления в диоксиде урана
Элемент Газ Металл Окись Твердый раствор
Br Kr да - - -
Руб. да - да -
Sr - - да да
Y - - - да
Zr - - да да
Nb - - да -
Пн - да да -
Tc Ru Rh Pd Ag Cd In Sb - да - -
Te да да да да
Я Xe да - - -
CS да - да -
Ба - - да да
La Ce Pr Nd Pm Sm Eu - - - да

Плутоний

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 превращения 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, кроме тех, которые уже признаны государствами , обладающими ядерным оружием , для производства ядерного оружия. Если реактор использовался нормально, плутоний является реакторным , а не оружейным: он содержит более 19% 240 Pu и менее 80% 239 Pu, что делает его не идеальным для изготовления бомб. Если период облучения был коротким, то плутоний оружейный (более 93%).

Уран

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 в течение 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 накапливаются продукты деления, поглощающие нейтроны , 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.

Минорные актиниды

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

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

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 у реактора была длительная и стабильная история 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 медленно 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), чтобы охладить его и обеспечить защиту от его радиоактивности. Практические конструкции бассейнов выдержки отработавшего топлива обычно не полагаются на пассивное охлаждение, а скорее требуют, чтобы вода активно прокачивалась через теплообменники.

Топливный состав и длительная радиоактивность

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 имеют 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 сильно повлияет на кривую долговременной 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 (MOX, 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

Наночастицы благородных металлов и водород

Согласно работе коррозионного электрохимика Дэвида У. Тусмита, наночастицы Mo-Tc-Ru-Pd оказывают сильное влияние на коррозию топлива из диоксида урана. Например, его работа предполагает, что при высокой концентрации водорода (H 2 ) (из-за анаэробной коррозии стальной банки для отходов) 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, расходуется газообразный водород.

Хранение, обработка и утилизация

Отработанное топливо бассейн в TEPCO «s Фукусима Daiichi АЭС 27 ноября 2013

Отработавшее ядерное топливо хранится либо в бассейнах выдержки, либо в сухих контейнерах . В Соединенных Штатах SFP и контейнеры с отработавшим топливом расположены либо непосредственно на площадках АЭС, либо на независимых хранилищах отработавшего топлива (ISFSI). ISFSI могут располагаться рядом с площадкой атомной электростанции или могут располагаться вдали от реактора (AFR ISFSI). 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 при самой переработке. Если бы эти составляющие части отработавшего топлива были повторно использованы, а дополнительные отходы, которые могут появиться в качестве побочного продукта переработки, были бы ограничены, переработка могла бы в конечном итоге сократить 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. Однако 5 марта 2009 года министр энергетики Стивен Чу заявил на слушаниях в Сенате, что «участок Юкка-Маунтин больше не рассматривается как вариант для хранения отходов реактора».

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

В Швейцарии Федеральный совет одобрил в 2008 году план создания глубокого геологического хранилища радиоактивных отходов.

Исправление

Селективность водорослей в отношении стронция продемонстрирована в исследованиях, где большинство растений, используемых для биоремедиации , не показали селективности между кальцием и стронцием, часто насыщаясь кальцием, который в больших количествах присутствует в ядерных отходах. Стронций-90 - это побочный радиоактивный продукт, производимый ядерными реакторами, используемыми в ядерной энергетике . Это компонент ядерных отходов и отработавшего ядерного топлива. Период полураспада большой, около 30 лет, и он классифицируется как высокоактивные отходы.

Исследователи изучили биоаккумуляцию стронция Scenedesmus spinosus ( водоросли ) в смоделированных сточных водах. В исследовании утверждается, что стронций S. spinosus обладает высокой избирательной способностью к биосорбции, что позволяет предположить, что он может быть пригоден для использования ядерных сточных вод. Исследование водорослей Closterium moniliferum с использованием нерадиоактивного стронция показало, что изменение отношения бария к стронцию в воде улучшает селективность по стронцию.

Риски

Отработанное ядерное топливо остается радиационной опасностью в течение длительных периодов времени с периодом полураспада до 24000 лет. Например, через 10 лет после извлечения из реактора мощность дозы на поверхности для типичной отработавшей топливной сборки все еще превышает 10 000 бэр / час - намного больше, чем смертельная доза для всего тела человека, равная примерно 500 бэр, полученная за один раз.

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

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

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 .

Смотрите также

использованная литература