ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ
МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)
В.А. Апсэ А.Н. Шмелев
для студентов высших учебных заведений
Москва 2008
УДК 621.039.5(075) ББК 31.46я7 А77
Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии: Учебное пособие. М.:
МИФИ, 2008. – 128 с.
Представлено краткое описание основных технологий современного ядерного топливного цикла: от добычи урановой руды и до захоронения радиоактивных отходов. Главное внимание уделено базовым принципам, заложенным в каждую технологию, описанию используемого оборудования и условиям осуществления технологического процесса. Дан анализ значимости каждой технологии для поддержания режима нераспространения ядерных материалов.
Пособие предназначено для студентов, специализирующихся в области учета, контроля ядерных материалов и физической защиты ядерноопасных объектов, для методического обеспечения магистерской образовательной программы «ФЗУ и К ЯМ» направления «Техническая физика», подготовки инженеров-физиков по специальности 651000 направления «Ядерные физика и технологии» и будущих специалистов ядерного топливного цикла.
Пособие подготовлено в рамках Инновационной образовательной программы.
Рецензент д-р физ.-мат. наук Ю.Е. Титаренко
ISBN 978-5-7262-1031-5 © Московский инженерно-физический институт (государственный университет), 2008
Введение................................................................................................. |
||
Глава 1. Концепция ядерного топлива................................................. |
||
Глава 2. Концепция ядерного топливного цикла................................ |
||
Глава 3. Добыча и первичная обработка природных ЯМ............... |
||
Глава 4. Изотопное обогащение урана.............................................. |
||
Глава 5. Технологии изготовления твэлов и ТВС............................ |
||
Технология использования топлива в |
||
ядерных реакторах............................................................... |
||
Транспортировка облученного топлива............................. |
||
Технологии переработки облученного ядерного |
||
топлива................................................................................. |
||
Технологии переработки радиоактивных отходов.......... |
||
Список литературы............................................................................... |
||
ВВЕДЕНИЕ
Предметом курса являются ядерные технологии, или технологии обращения с ядерными материалами (ЯМ), к которым принято относить те вещества, без которых невозможно инициирование и протекание двух самоподдерживающихся ядерных реакций, сопровождающихся выделением большого количества энергии.
1. Цепная реакция деления ядер тяжелых изотопов.
Например, при делении изотопа 235 U нейтронами образуются два продукта деления, 2–3 нейтрона, способных продолжить реакцию и выделяется примерно 200 МэВ тепловой энергии:
235 U + n → ПД1 + ПД2 + (2–3)n + 200 МэВ.
Поэтому к ЯМ относят изотопы урана и тория (из естественных элементов), изотопы искусственных трансурановых элементов (в основном, плутония, а также изотопы Np, Am, Cm, Bk Cf). Сюда же относится 233 U, искусственный изотоп урана, который может быть получен нейтронным облучением тория.
2. Реакция термоядерного синтеза ядер легких изотопов.
Например, при взаимодействии дейтерия и трития образуются ядра гелия, нейтроны и выделяется примерно 21 МэВ тепловой энергии:
D + T → 4 He + n + 21 МэВ.
Поэтому к ЯМ относят изотопы водорода: дейтерий и тритий. В природном водороде содержится 0,015% дейтерия. Трития нет в природном водороде из-за его быстрого распада (период полураспада Т1/2 = 12,3 г.). К ЯМ отнесены также тяжелая вода (D2 O) и литий, потому что изотоп лития 6 Li способен интенсивно производить тритий в реакции 6 Li(n,α )T. Сечение (n,α )-реакции 6 Li для тепловых нейтронов – 940 барн. Содержание 6 Li в природном литии –
Таким образом, ЯМ включают:
1) исходные ЯМ – урановые и ториевые руды, природный уран
и торий, обедненный уран (уран с пониженным содержанием 235 U);
2) специальные ЯМ – обогащенный уран (уран с повышенным содержанием 235 U), плутоний любого изотопного состава и 233 U;
3) трансурановые элементы (Np, Am, Cm, Bk, Cf);
4) тяжелую воду, дейтерий, тритий, литий.
Три первые категории ЯМ связаны с ядерной энергетикой, основанной на реакции деления тяжелых ядер нейтронами, а четвертая – с термоядерной реакцией легких изотопов. Поскольку создание энергетических установок, основанных на этой реакции, остается пока нерешенной проблемой, основное внимание в курсе будет уделено технологиям, основанным на ЯМ первых трех категорий.
Ядерные технологии включают технологии производства ЯМ, их хранения, использования, транспортировки, переработки, возможного повторного использования регенерированных ЯМ или их захоронения в случае невозможности дальнейшего применения.
Большое внимание в курсе будет уделяться связи ядерных технологий с вопросами безопасного обращения с ЯМ. Термин «безопасность» в отношении ЯМ может использоваться в широком смысле, включая радиационную безопасность, ядерную безопасность и безопасность относительно распространения ядерного оружия.
Под радиационной безопасностью понимается защищенность от поражающих факторов прямого облучения всеми видами ионизирующего излучения.
Под ядерной безопасностью понимается недопущение критического состояния системы, содержащей ЯМ, т.е. недопущение возникновения самоподдерживающейся цепной реакции деления. Результатом нарушения ядерной безопасности может стать ядерный взрыв, тепловой взрыв или, как минимум, вспышка излучения и переоблучение персонала.
Под безопасностью в отношении распространения ЯМ пони-
мается защищенность от хищений ЯМ с целью создания ядерных взрывных устройств или радиологического оружия. В настоящее время в МАГАТЭ для обозначения этого типа безопасности используется термин «Ядерная физическая безопасность» («Nuclear security») в отличие от термина «Nuclear safety», означающего упомянутую выше ядерную безопасность.
Основное внимание в настоящем курсе будет уделено описанию ядерных технологий и их анализу с точки зрения обеспечения не-
распространения ЯМ, т.е. с точки зрения ядерной физической безопасности. Нераспространение ЯМ может быть гарантировано, если при работе с ними будут созданы такие условия, чтобы хищение и использование ЯМ в незаконных целях стало настолько затруднительно и опасно, а риск обнаружения подобных действий столь высок, что потенциальные нарушители были бы вынуждены отказаться от своих намерений.
Это означает, что ядерные технологии должны быть обеспечены такой системой физической защиты, учета и контроля ЯМ, чтобы:
а) добраться до ЯМ и похитить их было очень трудно; б) любое хищение малого количества ЯМ персоналом установки
быстро обнаруживалось, и дальнейшие попытки хищений пресекались;
в) санкционированное хищение ЯМ легко обнаруживалось национальными или международными инспекционными органами.
Итак, основная тема курса – ядерные технологии с точки зрения нераспространения ЯМ.
Ниже будут рассмотрены следующие основные вопросы:
1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Обзор основных стадий ЯТЦ от добычи природных ЯМ до захоронения радиоактивных отходов (РАО).
2. Технологии добычи и первичной обработки природных ЯМ.
3. Запасы в месторождениях природных ЯМ и темпы их добычи.
4. Технологии обогащения ЯМ для изготовления ядерного топлива. Обогатительные технологии с точки зрения нераспространения.
5. Методика расчета трудоемкости и энергоемкости обогатительных технологий. Разделительные работы. Энергоемкость разделительных работ в разных технологиях.
6. Технологии изготовления ядерного топлива, твэлов и ТВС.
7. Технологии использования ЯМ в ядерных реакторах. Стратегии перегрузочных работ.
8. Временное хранение облученного ядерного топлива (ОЯТ) на АЭС и его транспортировка.
9. Технологии химической переработки ОЯТ. Технологии переработки с повышенной защищенностью от распространения ЯМ.
10. Технологии переработки и захоронения РАО. Проекты создания хранилищ РАО в геологических формациях.
Глава 1. КОНЦЕПЦИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Ядерным топливом называется ЯМ, содержащий нуклиды, которые делятся при взаимодействии с нейтронами. Делящимися нуклидами являются:
1) естественные изотопы урана и тория;
2) искусственные изотопы плутония (продукты последовательного захвата нейтронов изотопами, начиная с 238 U);
3) изотопы трансурановых элементов (Np, Am, Cm, Bk, Cf);
4) искусственный изотоп 233 U (продукт захвата нейтронов тори-
Как правило, изотопы урана, плутония и тория с четным массовым числом («четные» изотопы 238 U, 240 Pu, 242 Pu, 232 Th) делятся
только нейтронами с высокой энергией (порог реакции деления для них составляет примерно 1,5 МэВ). В то же время изотопы урана и плутония с нечетным массовым числом («нечетные» изотопы 235 U, 239 Pu, 241 Pu, 233 U) делятся нейтронами любых энергий, включая тепловые нейтроны. Причем чем ниже энергия нейтронов, тем выше микросечения деления нечетных изотопов.
Спектр нейтронов, испускаемых в процессе деления, – это спектр быстрых нейтронов (средняя энергия 2,1 МэВ), быстро замедляющихся ниже порога реакции деления четных изотопов. Это означает, что цепную реакцию деления на четных изотопах трудно осуществить, так как лишь малая доля нейтронов имеет энергию выше порога деления этих изотопов. В то же время для поддержания цепной реакции на нечетных изотопах желательно замедлить нейтроны деления до тепловой энергии, что вполне реально.
Ядерное топливо, содержащее только природные делящиеся изотопы (235 U, 238 U, 232 Th), называется первичным. Ядерное топливо, содержащее делящиеся нуклиды, полученные искусственным путем (233 U, 239 Pu, 241 Pu), называется вторичным.
Изотопы 238 U и 232 Th представляют собой природные ЯМ, малопригодные для использования в качестве ядерного топлива, так как они делятся только быстрыми нейтронами. Но эти изотопы могут использоваться для получения искусственных делящихся нуклидов
(233 U, 239 Pu), т.е. для воспроизводства вторичного ядерного топлива. Эти нуклиды часто называют воспроизводящими изотопами.
На современном этапе ядерная энергетика базируется на природном уране, который состоит из трех изотопов:
1) 238 U; содержание – 99,2831%; период полураспада Т1/2 =
4,5 10 9 лет;
2) 235 U; содержание– 0,7115%; периодполураспадаТ1/2 = 7,1 108 лет;
3) 234 U; содержание– 0,0054%; периодполураспадаТ1/2 = 2,5 105 лет.
Кстати, возраст Земли (примерно 6 млрд. лет) сопоставим с периодом полураспада 238 U.
Интересно, что 234 U является продуктом одного α -распада 238 U и двух β -распадов промежуточных изотопов. Эту цепочку изотопных переходов можно записать в следующем виде:
238 U(α )234 Th(β ,Т1/2 =24 сут)234 Pa(β ,Т1/2 = 6,7 ч)234 U.
Все изотопы урана радиоактивны, испускают α -частицы с энергией 4,5–4,8 МэВ, а также могут спонтанно делиться с испусканием нейтронов (например, 13 н/с с 1 кг 238 U).
Изотоп 235 U является единственным природным ЯМ, который может делиться нейтронами любых энергий (включая тепловые нейтроны) с образованием избыточного количества быстрых нейтронов. Именно благодаря этим избыточным нейтронам становится возможным осуществление цепной реакции деления. Но в природном уране изотоп 235 U содержится только на уровне 0,71%. Большинство ныне действующих энергетических реакторов работает на уране, обогащенном изотопом 235 U до 2–5%. Быстрые реакторы используют уран с обогащением 15–25%. Исследовательские реакторы часто используют уран среднего и высокого обогащения (до 90%). В настоящее время МАГАТЭ рекомендует странамучастницам постепенно перевести свои исследовательские реакторы на топливо с обогащением не более 20%. Критическая масса урана, обогащенного до 20%, составляет 830 кг, а хищение такого количества урана с исследовательских реакторов практически невозможно.
Обогащенный уран – это уран, содержащий 235 U в количестве, превышающем его концентрацию в природном уране. Различают уран:
1) низкообогащенный – X 5 < 5%;
2) среднеобогащенный – X 5 от 5 до 20%;
3) высокообогащенный – X 5 от 20 до 90%;
4) сверхобогащенный (оружейный) – X 5 > 90%.
При производстве обогащенного урана в качестве побочного продукта образуется обедненный уран, т.е. уран с содержанием 235 U ниже природного уровня. Современные обогатительные технологии сопровождаются образованием обедненного урана, содержание 235 U в котором обычно находится на уровне 0,2–0,3%.
Содержание 235 U в природном уране (0,71%) не всегда было таким, если рассматривать геологические масштабы времени. Период полураспада 235 U примерно в 6 раз короче, чем 238 U (0,7 109 лет против 4,5 109 лет). Поэтому раньше обогащение природного урана было больше, чем 0,71%. На урановом руднике в Окло (Габон) в 1973 г. был обнаружен уран с аномально малым содержанием 235 U, только 0,44%. До этого никогда и нигде не наблюдалось какоголибо отклонения содержания 235 U от стандартного значения 0,71%. Расчетные исследования показали, что примерно 1,8 млрд лет назад, когда обогащение природного урана составляло около 3%, при наличии замедлителя, например легкой воды, внутри урановой руды возникла и поддерживалась примерно 600 тыс. лет цепная реакция деления, или природный ядерный реактор «Окло», в результате работы которого произошло выгорание 235 U. По расчетным оценкам, средняя тепловая мощность «Окло» составляла 25 кВт при нейтронном потоке 4 108 н/см2 с. Полная энерговыработка «Окло» за 600 тыс. лет составила 15 ГВт год, что эквивалентно энерговыработке ЛАЭС за 2,5 года.
Основной изотоп природного урана 238 U при захвате нейтронов превращается во вторичное ядерное топливо, изотоп 239 Pu, после двух последовательных β -распадов:
238 U(n,γ )239 U(β ,Т1/2 =23,5’ )239 Np(β ,Т1/2 =2,3 сут)239 Pu.
Аналогично происходит накопление изотопа 233 U при облучении природного тория нейтронами. При захвате нейтронов 232 Th переходит в 233 U после двух β -распадов:
232 Th(n,γ )233 Th(β ,Т1/2 =23,3’ )233 Pa(β ,Т1/2 =27,4 сут)233 U.
Но чтобы осуществить эти превращения в ядерном реакторе, там должно размещаться первичное ядерное топливо, т.е. изотоп 235 U, способный инициировать самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, сопровождающуюся генерацией избыточных нейтронов, которые можно использовать для наработки вторичного ядерного топлива в реакциях захвата нейтронов воспроизводящими изотопами. Наличие в топливе тепловых энергетических реакторов большого количества воспроизводящего изотопа 238 U (95–97%) позволяет осуществлять частичное воспроизводство ядерного топлива.
Применяются следующие виды ядерного топлива:
1) чистые металлы, сплавы металлов, интерметаллические соединения;
2) керамика (оксиды, карбиды, нитриды);
3) металлокерамика (керметы-частицы металлического топлива диспергированы в керамической матрице);
4) дисперсное топливо (микрочастицы топлива в защитной оболочке диспергированы в инертной, например графитовой, матрице).
Основной конструкционной формой топлива в ядерном реакторе является тепловыделяющий элемент (твэл). Он состоит из активной части, в которой содержатся топливные и воспроизводящие ЯМ, и наружной герметической оболочки. Обычно оболочка изготавливается из металла (нержавеющие стали, циркониевые сплавы), а в шаровых твэлах ВТГР топливные микрочастицы покрываются слоями карбида кремния и пиролитического углерода.
ненных твэлов: 5–10 мм в диаметре, 2,5–6 м в длину, т.е. h/d 500. Типичное количество твэлов в реакторе: ВВЭР-440 содержит примерно 44 000 твэлов, ВВЭР-1000 – 48 000 твэлов, РБМК-1000 – 61 000 твэлов. Твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС): от нескольких штук до нескольких сотен твэлов в одной ТВС. В ТВС твэлы жестко дистанционируются, создаются условия для надежного отвода тепла от твэлов и для компенсации температурного расширения их материалов.
Уже более 70 лет атомная отрасль работает для Родины. И сегодня настал момент осознать, что ядерные технологии — это не только оружие и не только электроэнергия, а это новые возможности для решения целого ряда проблем, которые касаются человека.
Конечно, атомная промышленность нашей страны была успешно построена поколением победителей — победителей в Великой Отечественной войне 1941-1945 годов. И сейчас «Росатом» надежно поддерживает ядерный щит России.
Известно, что Игорь Васильевич Курчатов еще на первом этапе реализации отечественного атомного проекта, работая над оружейными разработками, начал задумываться о широком использовании атомной энергии в мирных целях. На земле, под землей, на воде, под водой, в воздухе и в космосе — ядерные и радиационные технологии теперь работают повсюду. Сегодня специалисты отечественной атомной отрасли продолжают работать и приносить пользу стране, думают о том, как реализовать свои новые разработки в современных условиях импортозамещения.
И важно говорить именно об этом — мирном направлении работ отечественных атомщиков, о котором довольно мало известно.
За прошедшие десятилетия наши физики, наша промышленность и наши медики накопили необходимый потенциал для того, чтобы осуществить прорыв в области эффективного использования ядерных технологий в важнейших сферах жизни человека.
Технологии и разработки, созданные нашими атомщиками, широко применяются в различных сферах и областях. Это медицина, сельское хозяйство, пищевая промышленность. Например, для повышения урожайности существует специальная предпосевная обработка семян, для увеличения сроков хранения пшеницы используются технологии обработки зерновых. Все это создается нашими специалистами и основывается на отечественных разработках.
Или вот, например, из — за рубежа, из южных стран к нам завозят душистый перец и другие специи, продукты, которые часто бывают подвержены различным заражениям. Ядерные технологии позволяют уничтожать все подобные бактерии и заболевания пищевых продуктов. Но у нас, к сожалению, они не применяются.
Лучевая терапия считается одной из самых эффективных в лечении онкологии. Но наши ученые постоянно идут вперед и сейчас уже разработаны новейшие технологии, позволяющие повысить коэффициент излечения больных. Правда, стоит отметить, что, несмотря на наличие передовых технологий, такие центры работают лишь в нескольких городах страны.
Казалось бы, есть потенциал ученых, есть разработки, но сегодня процесс внедрения уникальных ядерных технологий пока еще идет достаточно медленно.
Раньше мы были в числе догоняющих, ориентировались в первую очередь на западные страны, покупали у них изотопы и оборудование. За последнее десятилетие ситуация кардинально изменилась. Мы уже обладаем достаточными мощностями для внедрения этих разработок в жизнь.
Но если есть достижения на бумаге, что нам сегодня мешает внедрить их в жизнь?
Здесь, наверное, можно указать на сложный бюрократический механизм реализации подобных решений. Ведь, по сути, сейчас мы готовы предоставить совершенно новый качественный формат использования ядерных технологий во многих областях. Но, к сожалению, происходит это крайне медленно.
Можно с уверенностью сказать, что законодатели, разработчики, представители региональных и федеральной властей готовы на своем уровне работать по данному направлению. А на практике выходит так, что нет консенсуса, нет общего решения и программы по внедрению и реализации ядерных технологий.
В качестве примера можно привести город Обнинск, первый наукоград, где недавно начал работу современный центр протонной терапии. Второй такой есть в Москве. А что же во всей России? Здесь важно призвать региональные власти активно подключаться к диалогу между разработчиками и федеральным центром.
Опять же, мы можем констатировать, что развитие отрасли идет, технологии востребованы, но пока не хватает консолидации усилий для внедрения этих наработок в жизнь.
Наша главная задача сейчас — собрать представителей всех уровней власти, ученых, разработчиков для единого и продуктивного диалога. Очевидно, есть потребность создавать современные центры ядерных технологий в различных отраслях, открыть широкую дискуссию и научиться организовывать межведомственное взаимодействие на благо наших граждан.
Геннадий Скляр, член комитета Государственной думы по энергетике.
А.Б.Колдобский
Ядерный взрыв - уникальное физическое явление, единственный освоенный человечеством способ мгновенного выделения колоссальных, поистине космических количеств энергии по отношению к массе и объему самого устройства. Было бы нелогичным предположить, что такое явление останется без внимания ученых и инженеров.
Первые научно-технические публикации по этой проблеме появились в США и СССР в середине 50-х гг. В 1957 г. Комиссия по атомной энергии США приняла научно-техническую программу «Plowshare» (англ. - плуг) по мирному использованию ядерных взрывных технологий (ЯВТ). Первый мирный ядерный взрыв по этой программе - «Гном», мощностью 3,4 кт, - был проведен на Невадском испытательном полигоне в 1961 г., а 15 января 1965 г. взрыв на выброс грунта мощностью около 140 кт, проведенный в русле р. Чаган на территории Семипалатинского испытательного полигона, открыл советскую «Программу N 7».
Последний же советский мирный ядерный взрыв «Рубин-1» был произведен в Архангельской области 6 сентября 1988 г. За это время в СССР было проведено 115 подобных взрывов (РФ - 81, Казахстан - 29, Узбекистан и Украина - по 2, Туркмения - 1). Средняя мощность используемых при этом устройств составила 14,3 кт, а без учета двух самых мощных взрывов (140 и 103 кт) - 12,5 кт.
Для чего, собственно, проводились мирные ядерные взрывы? При всей «экзотичности» этого вопроса на него приходится отвечать по существу, слишком устойчивым в представлениях как широких масс населения, так и многих элитных и интеллектуальных кругов остается представление о них как о чуть ли не самодеятельных «забавах» атомщиков, - бесполезных, а скорее всего, и очень вредных для природы и общества.
Итак, из 115 мирных ядерных взрывов 39 выполнены с целью глубинного сейсмозондирования земной коры для поиска полезных ископаемых, 25 - для интенсификации нефтяных и газовых месторождений, 22 - для создания подземных емкостей для хранения газа и конденсата, 5 - для гашения аварийных газовых фонтанов, 4 - для создания искусственных каналов и водохранилищ, по 2 - для дробления руды в карьерных месторождениях, для создания подземных емкостей - коллекторов для удаления токсичных отходов химических производств и для сооружения насыпных плотин, 1 - для предотвращения горных ударов и газовых выбросов в подземных угольных выработках, 13 - для исследования процессов самозахоронения радиоактивных веществ в центральной зоне взрыва. Наиболее значимыми заказчиками были Мингео СССР (51 взрыв), Мингазпром (26), Миннефтепром (13). Собственно по заказу Минсредмаша было произведено 19 мирных ядерных взрывов.
Не обсуждая здесь промышленной и экономической эффективности взрывов различного назначения (частично к этому мы вернемся ниже), следует на основании сказанного сделать очевидный вывод: мы имеем дело с технологией, безусловно, опасной, но во многих случаях весьма эффективной, а иногда, как мы увидим, не имеющей технических альтернатив. А поэтому и обсуждать ядерно-взрывные технологии следует именно как таковые, но вовсе не как некий атрибут сатаны, столь же неотъемлемый, как серный запах, хвост и вилы.
Что же до опасности... Достоверные данные о нанесении вследствие проведения взрыва ущерба жизни и здоровью хотя бы одного человека отсутствуют, и ни у одного участника работ или жителя не была достоверно зафиксирована причинно-следственная связь между возрастным ухудшением здоровья и фактом проведения взрыва. Говорить в этих условиях об «особой опасности» ядерных взрывных технологий, зная о Бхопале (1500 погибших одномоментно), Севезо и Минамата, о жутких цифрах погибших в угольных шахтах, автокатастрофах и т.д. как-то неловко. При этом автор вовсе не хочет предстать противником химической промышленности или автотранспорта, ему хотелось бы лишь обратить внимание читателя на тот простой, но, увы, иногда ускользающий от внимания «защитников природы» факт, что безопасных технологий не бывает, что технологический риск есть неминуемая плата за достигнутый уровень цивилизационного развития и что полный отказ от этого риска равнозначен отказу от самих технологий, что незамедлительно вернет человечество к шкурам, пещерам и каменным топорам. Если же «особая опасность» ядерных взрывных технологий в представлении некоторых СМИ обусловлена лишь тем, что они ядерно-взрывные, то разговор переводится в иную плоскость, лежащую за рамками данной статьи, - там мало компетентности и реальной заботы о благополучии внешней среды, но обычно очень много ангажированной политики.
По существу же разумное обсуждение всех технологий должно вестись (если иметь в виду лишь технические, экономические и экологические аспекты дела) в целевом четырехугольнике «эффект-ущерб-стоимость-альтернатива». В случае ЯВТ этого, впрочем, мало, поскольку «четырехугольник» превращается, образно говоря, в «куб», если иметь в виду необычайную значимость также политических и в первую очередь юридических аспектов проблемы.
Имеется в виду, что, разумеется, бессмысленно обсуждать ЯВТ, абстрагируясь от факта существования Договора о всеобъемлющем запрещении ядерных испытаний, п. 1 ст. 1 которого прямо запрещает государству-участнику (в том числе и России) производить любые ЯВ вне зависимости от их цели и назначения. С учетом этого автор хотел бы вполне однозначно определить свою позицию: он ни в коем случае не призывает к ревизии Договора или тем более к его нарушению. Речь в предлагаемом им подходе идет о том, чтобы, непредвзято и аргументированно проанализировав возможности ЯВТ, ответить на вопрос о целесообразности их использования в определенных случаях; именно, в тех, когда такое использование с экономической, экологической, социальной точек зрения является объективно наилучшим решением некоторой важной проблемы и вправе поэтому рассчитывать и на международное понимание и согласие (разумеется, при этом должны быть исключены даже намеки на возможность получения каких-либо военных выгод). И если ответ на сформулированный вопрос будет положительным по существу, приложить затем усилия к безукоризненному правовому оформлению такого вывода в рамках, предусмотренных для этого упомянутым Договором, - о чем речь ниже.
Возвращаясь к обсуждению ЯВТ как таковых, отметим, что с самого начала реализации «Программы N 7» в нее был заложен принцип, согласно которому обязательным условием применения ЯВТ является либо отсутствие «традиционной» технологии, либо экономическая и/или экологическая нецелесообразность ее использования. Впоследствии эти требования стали еще более жесткими:
«1. Ни при каких условиях не должны даже рассматриваться ядерные взрывы, при которых измеримые количества радиоактивных продуктов могут попасть в доступные человеку зоны внешней среды. Это все виды так называемых взрывов наружного действия, влекущих за собой видимые изменения на земной поверхности, - сооружение водохранилищ («Чаган»), каналов (объект «Тайга», Пермская обл.), насыпных плотин («Кристалл», Саха-Якутия), провальных воронок («Галит», Казахстан). Следует учитывать, что в этих случаях почти всегда имеется технологическая альтернатива (плотина, канал или водохранилище могут быть сооружены и традиционными способами).
«2. Не должны использоваться ядерные взрывы, в результате которых радиоактивные продукты хотя и не попадают непосредственно в среду обитания человека (взрывы внутреннего действия, или камуфлетные), но будут находиться в контакте с продуктами, используемыми человеком (образование хранилищ газа и конденсата, дробление руды, интенсификация месторождений нефти и газа). Хотя зачастую технологической альтернативы таким взрывам нет, обычно имеется альтернатива целевая (вместо интенсификации истощенных месторождений можно сосредоточить усилия на разведке и развитии новых). Помимо этого практика выявила нежелательные радиационные последствия: загрязнение участков промплощадок при разбуривании («проколе») таких полостей, потеря их рабочего объема и отжим к поверхности радиоактивных рассолов при эксплуатации газохранилищ, созданных в пластах каменной соли и др.).
«3. Должны быть «заморожены» любые ядерные камуфлетные взрывы, если они не являются единственным - быстрым и эффективным - решением, соразмерным с масштабом проблемы (например аварийных газовых фонтанов).
Первое гашение было выполнено на Урта-Булакском газовом месторождении в Узбекистане, где на глубине 2450 м был вскрыт газовый пласт давлением выше 300 атм. 11 декабря 1963 г. произошел выброс газа, возник аварийный фонтан со среднесуточным дебитом 12 млн. м3, - этого хватило бы для снабжения такого города, как Санкт-Петербург. Помимо экономических потерь поистине колоссален был и экологический ущерб - газ содержал значительное количество высокотоксичного сероводорода, длительное воздействие которого на живую природу могло привести к непредсказуемым последствиям, а возникший пожар добавил к этому и оксиды углерода. Автор, сам участник более поздних работ такого рода, никогда не забудет смрадное сероводородное дыхание аварийного газового фонтана.
Продолжавшиеся в течение почти трех лет попытки справиться с этим бедствием традиционными способами были безуспешны, за это время было потеряно около 15,5 млрд м3 газа. За дело взялись атомщики. Под руководством тогдашнего министра МСМ Е.П.Славского была разработана оригинальная методика ликвидации выброса, основанная на бурении наклонной скважины с поверхности Земли к стволу аварийной скважины и подрывом специального ядерного заряда (мощностью 30 кт) на глубине свыше 1500 м и на расстоянии около 40 м от ствола. Идея заключалась в том, что огромное - в десятки тысяч атмосфер - давление в зоне сжатия перережет ствол аварийной скважины, как ножницами.
После взрыва (30 сентября 1966 г.) выход газа из аварийной скважины прекратился спустя 25 с (!). Выхода радиоактивных продуктов на поверхность не было, как не было и осложнений в дальнейшей эксплуатации месторождения.
Подобным же образом были укрощены еще четыре аварийных газовых фонтана (в Узбекистане, Туркмении, Украине и России). При этом использовались устройства мощностью от 4 до 47 кт, подорванные на глубинах от 1510 до 2480 м. Ни раннего постдетонационного, ни позднего выхода радиоактивных продуктов на земную поверхность не наблюдалось. Следует отметить, что на двух месторождениях применение традиционных методов ликвидации фонтана было вообще невозможно, т.к. при отсутствии выраженного устья аварийной скважины происходило интенсивное напорное распространение газа по верхним проницаемым геологическим горизонтам с образованием газовых грифонов на значительной площади (в радиусе до километра от устья).
Энциклопедичный YouTube
1 / 5
✪ Ядерный Ракетный Двигатель Новейшие Технологии 2016
✪ В России собрали первый в мире ядерный космический двигатель.
✪ Горизонты атома (26.03.2016): Ядерные технологии безопасности
✪ Ядерный реактор вместо сердца?
✪ Ядерная энергетика и технологии
Субтитры
Физика
Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов - протонов и нейтронов . Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие . При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике справа. Из графика видно, что у легких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растет, а у тяжелых падает. Если добавлять нуклоны в легкие ядра или удалять нуклоны из тяжелых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде кинетической энергии частиц, высвобождающихся в результате этих действий. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.
Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией . Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом . Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра .
Деление ядра
Деление ядра может быть самопроизвольным (спонтанным) и вызванным внешним воздействием (индуцированным).
Спонтанное деление
Современная наука считает что все химические элементы тяжелее водорода были синтезированы в результате термоядерных реакций внутри звезд . В зависимости от количества протонов и нейтронов ядро может быть стабильно или проявлять склонность к самопроизвольному делению на несколько частей. После окончания жизни звезд стабильные атомы образовали известный нам мир, а нестабильные постепенно распадались до образования стабильных. На Земле до наших дней в промышленных количествах сохранилось только два таких нестабильных (радиоактивных ) химических элемента - уран и торий . Другие нестабильные элементы получают искусственно в ускорителях или реакторах.
Цепная реакция
Некоторые тяжелые ядра легко присоединяют внешний свободный нейтрон , становятся при этом нестабильными и распадаются, выбрасывая несколько новых свободных нейтронов. В свою очередь эти освободившиеся нейтроны могут попасть в соседние ядра и также вызвать их распад с выходом очередных свободных нейтронов. Такой процесс именуется цепной реакцией . Чтобы цепная реакция произошла, нужно создать специфические условия: сконцентрировать в одном месте достаточно много вещества, способного к цепной реакции. Плотность и объем этого вещества должны быть достаточны чтобы свободные нейтроны не успевали покинуть вещество, взаимодействуя с ядрами с высокой вероятностью. Эту вероятность характеризует коэффициент размножения нейтронов . Когда объем, плотность и конфигурация вещества позволят коэффициенту размножения нейтронов достичь единицы, то начнется самоподдерживающаяся цепная реакция, а массу делящегося вещества назовут критическая масса . Естественно, каждый распад в этой цепочке приводит к выделению энергии.
Люди научились осуществлять цепную реакцию в специальных конструкциях. В зависимости от требуемых темпов цепной реакции и её тепловыделения эти конструкции называются ядерным оружием или ядерными реакторами . В ядерном оружии осуществляется лавинообразная неуправляемая цепная реакция с максимально достижимым коэффициентом размножения нейтронов чтобы достичь максимального энерговыделения прежде чем наступит тепловое разрушение конструкции. В ядерных реакторах стараются достичь стабильного нейтронного потока и тепловыделения, чтобы реактор выполнял свои задачи и не разрушился от избыточных тепловых нагрузок. Такой процесс называют управляемой цепной реакцией.
Управляемая цепная реакция
В ядерных реакторах создают условия для управляемой цепной реакции . Как понятно из смысла цепной реакции, ее темпом можно управлять меняя коэффициент размножения нейтронов. Для этого можно менять разнообразные параметры конструкции: плотность делящегося вещества, энергетический спектр нейтронов, вводить вещества-поглотители нейтронов, добавлять нейтроны от внешних источников и т. п.
Однако цепная реакция очень быстрый лавинообразный процесс, надежно управлять им напрямую практически невозможно. Поэтому для управления цепной реакцией огромное значение имеют запаздывающие нейтроны - нейтроны, образующиеся при спонтанном распаде нестабильных изотопов, образовавшихся в результате первичных распадов делящегося материала. Время от первичного распада до запаздывающих нейтронов варьируется от миллисекунд до минут, а доля запаздывающих нейтронов в нейтронном балансе реактора достигает единиц процентов. Такие значения времени уже позволяют регулировать процесс механическими методами. Коэффициент размножения нейтронов с учетом запаздывающих нейтронов называют эффективным коэффициентом размножения нейтронов , а вместо критической массы ввели понятие реактивность ядерного реактора .
На динамику управляемой цепной реакции также влияют другие продукты деления, некоторые из которых могут эффективно поглощать нейтроны (так называемые нейтронные яды). После начала цепной реакции они накапливаются в реакторе, уменьшая эффективный коэффициент размножения нейтронов и реактивность реактора. Через некоторое время наступает баланс накопления и распада таких изотопов и реактор входит в стабильный режим. Если заглушить реактор то нейтронные яды еще долгое время сохраняются в реакторе, усложняя его повторный запуск. Характерное время жизни нейтронных ядов в цепочке распада урана до полусуток. Нейтронные яды мешают ядерным реакторам быстро изменять мощность.
Ядерный синтез
Нейтронный спектр
Распределение энергий нейтронов в нейтронном потоке принято называть спектром нейтронов . Энергия нейтрона определяет схему взаимодействия нейтрона с ядром. Принято выделять несколько диапазонов энергий нейтронов, из которых для ядерных технологий значимыми являются:
- Тепловые нейтроны. Названы так поскольку находятся в энергетическом равновесии с тепловыми колебаниями атомов и не передают им свою энергию при упругих взаимодействиях.
- Резонансные нейтроны. Названы так поскольку сечение взаимодействия некоторых изотопов с нейтронами этих энергий имеет ярко выраженные неравномерности.
- Быстрые нейтроны. Нейтроны этих энергий обычно получаются в результате ядерных реакций.
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Цепная реакция очень быстрый процесс. Время жизни одного поколения нейтронов (то есть среднее время от возникновения свободного нейтрона до его поглощения следующим атомом и рождения следующих свободных нейтронов) много менее микросекунды. Такие нейтроны называют мгновенными . При цепной реакции с коэффициентом размножения 1,1 через 6 мкс количество мгновенных нейтронов и выделяемая энергия вырастут в 10 26 раз. Надежно управлять таким быстрым процессом невозможно. Поэтому для управляемой цепной реакции огромное значение имеют запаздывающие нейтроны . Запаздывающие нейтроны возникают при самопроизвольном распаде осколков деления, оставшихся после первичных ядерных реакций.
Материаловедение
Изотопы
В окружающей природе люди обычно сталкиваются со свойствами веществ, обусловленными структурой электронных оболочек атомов. Например, именно электронные оболочки целиком отвечают за химические свойства атома. Поэтому до ядерной эры наука не разделяла вещества по массе ядра, а только по его электрическому заряду. Однако с появлением ядерных технологий выяснилось что все хорошо известные простые химические элементы имеют множество - иной раз десятки - разновидностей с разным количеством нейтронов в ядре и, соответственно, совершенно различными ядерными свойствами. Эти разновидности стали называть изотопами химических элементов. Большинство встречающихся в природе химических элементов является смесями нескольких разных изотопов.
Подавляющее большинство известных изотопов являются нестабильными и в природе не встречаются. Их получают искусственно для изучения либо использования в ядерных технологиях. Разделение смесей изотопов одного химического элемента, искусственное получение изотопов, изучение свойств этих изотопов - одни из основных задач ядерных технологий.
Делящиеся материалы
Некоторые изотопы нестабильны и распадаются. Однако распад происходит не сразу после синтеза изотопа а спустя некоторое характерное для этого изотопа время, называемое периодом полураспада . Из названия очевидно что это время, за которое распадается половина имевшихся ядер нестабильного изотопа.
В природе нестабильные изотопы почти не встречаются, поскольку даже самые долгоживущие успели полностью распасться за те миллиарды лет что прошли после синтеза окружающих нас веществ в термоядерной топке давно угасшей звезды. Исключений только три: это два изотопа урана (уран-235 и уран-238) и один изотоп тория - торий-232 . Кроме них в природе можно найти следы других нестабильных изотопов, образовавшихся в результате природных ядерных реакций: распада этих трех исключений и воздействия космических лучей на верхние слои атмосферы.
Нестабильные изотопы являются основой практически всех ядерных технологий.
Поддерживающие цепную реакцию
Отдельно выделяют очень важную для ядерных технологий группу нестабильных изотопов, способных к поддержанию ядерной цепной реакции. Чтобы поддерживать цепную реакцию изотоп должен хорошо поглощать нейтроны с последующим распадом, в результате которого образуется несколько новых свободных нейтронов. Человечеству невероятно повезло, что среди сохранившихся в природе в промышленных количествах нестабильных изотопов оказался один, поддерживающий цепную реакцию: уран-235 .
Конструкционные материалы
История
Открытие
В начале ХХ века огромный вклад в изучение ионизирующих излучений и структуры атомов внес Резерфорд . В Эрнест Уолтон и Джон Кокрофт смогли впервые расщепить ядро атома.
Оружейные ядерные программы
В конце 30-х годов ХХ века физики осознали возможность создания мощного оружия на основе цепной ядерной реакции. Это привело к высокому интересу государства к ядерным технологиям. Первая масштабная государственная атомная программа появилась в Германии в 1939 году (см. немецкая ядерная программа). Однако война осложнила снабжение программы и после разгрома Германии в 1945 году программа была закрыта без значимых результатов. В 1943 году в США началась масштабная программа под кодовым названием Манхэттенский проект . В 1945 году в рамках этой программы была создана и испытана первая в мире ядерная бомба. Ядерные исследования в СССР велись с 20-х годов. В 1940 году прорабатывается первая советская теоретическая конструкция ядерной бомбы . Ядерные разработки в СССР становятся секретными с 1941 года. Первая советская ядерная бомба испытана в 1949 году.
Основной вклад в энерговыделение первых ядерных боеприпасов вносила реакция деления. Тем не менее реакция синтеза находила применение в качестве дополнительного источника нейтронов для увеличения количества прореагировавшего делящегося вещества. В 1952 году в США и 1953 в СССР были испытаны конструкции, в которых бо́льшая часть энерговыделения создавалась реакцией синтеза. Такое оружие назвали термоядерным. В термоядерном боеприпасе реакция деления служит для «поджига» термоядерной реакции, не внося существенного вклада в общую энергетику оружия.
Ядерная энергетика
Первые ядерные реакторы были либо экспериментальными либо оружейными, то есть предназначенными для наработки оружейного плутония из урана. Создаваемое ими тепло сбрасывали в окружающую среду. Низкие рабочие мощности и малые разницы температур затрудняли эффективное использование такого низкопотенциального тепла для работы традиционных тепловых машин. В 1951 году было первое использование этого тепла для электрогенерации: в США в контур охлаждения экспериментального реактора установили паровую турбину с электрогенератором. В 1954 году в СССР построили первую атомную электростанцию, изначально спроектированную для целей электроэнергетики.
Технологии
Ядерное оружие
Существует много способов нанести вред человеку с помощью ядерных технологий. Но на вооружение государств приняли только ядерное оружие взрывного действия на основе цепной реакции. Принцип работы такого оружия прост: нужно максимально увеличить коэффициент размножения нейтронов в цепной реакции, чтобы как можно больше ядер вступило в реакцию и выделило энергию до того как конструкция оружия будет разрушена выделяющимся теплом. Для этого надо либо увеличить массу делящегося вещества либо увеличить его плотность. Причем сделать это надо максимально быстро, иначе медленный рост энерговыделения расплавит и испарит конструкцию без взрыва. Соответственно было разработано два подхода к построению ядерного взрывного устройства:
- Схема с увеличением массы, так называемая пушечная схема. Два подкритических куска делящегося вещества устанавливались в стволе артиллерийского орудия. Один кусок закреплялся в конце ствола, другой выступал в роли снаряда. Выстрел сближал куски, начиналась цепная реакция и происходило взрывное энерговыделение. Достижимые скорости сближения в такой схеме ограничивались парой км/сек.
- Схема с увеличением плотности, так называемая имплозивная схема. Основана на особенностях металлургии искусственного изотопа плутония . Плутоний способен образовывать стабильные аллотропные модификации , различающиеся плотностью. Ударная волна, проходя по объему металла, способна перевести плутоний из неустойчивой модификации низкой плотности в высокоплотную. Эта особенность позволила переводить плутоний из низкоплотного подкритичного состояния в сверхкритичное со скоростью распространения ударной волны в металле. Для создания ударной волны применили обычную химическую взрывчатку, расположив её вокруг плутониевой сборки так, чтобы взрыв обжимал шарообразную сборку со всех сторон.
Обе схемы были созданы и испытаны практически одновременно, но имплозивная схема оказалась эффективнее и компактнее.
Нейтронные источники
Другим ограничителем энерговыделения является скорость роста количества нейтронов в цепной реакции. В подкритическом делящемся материале идет самопроизвольный распад атомов. Нейтроны этих распадов становятся первыми в лавинообразной цепной реакции. Однако для максимального энерговыделения выгодно сначала убрать все нейтроны из вещества, потом перевести его в сверхкритическое состояние и только потом ввести в вещество запальные нейтроны в максимальном количестве. Чтобы добиться этого выбирают делящееся вещество с минимальным загрязнением свободными нейтронами от самопроизвольных распадов, а в момент перевода в сверхкритическое состояние добавляют нейтронов из внешних импульсных источников нейтронов.
Источники дополнительных нейтронов строятся на разных физических принципах. Первоначально распространение получили взрывные источники, основанные на перемешивании двух веществ. Радиоактивный изотоп, обычно полоний-210 , перемешивался с изотопом бериллия . Альфа излучение полония вызывало ядерную реакцию бериллия с выходом нейтронов. Впоследствии их заменили на источники на базе миниатюрных ускорителей, на мишени которых осуществлялась реакция ядерного синтеза с нейтронным выходом.
Помимо запальных источников нейтронов оказалось выгодно вводить в схему дополнительные источники, срабатывающие от начавшейся цепной реакции. Такие источники строились на основе реакций синтеза легких элементов. Ампулы с веществами типа дейтерида лития-6 устанавливались в полость в центре плутониевой ядерной сборки. Потоки нейтронов и гамма-лучей от развивающейся цепной реакции разогревали ампулу до температур термоядерного синтеза, а плазма взрыва обжимала ампулу, помогая температуре давлением. Начиналась реакция синтеза, поставлявшая дополнительные нейтроны для цепной реакции деления.
Термоядерное оружие
Источники нейтронов на основе реакции синтеза сами были значительным источником тепла. Однако размеры полости в центре плутониевой сборки не могли вместить много вещества для синтеза, а при размещении вне плутониевого делящегося ядра не удалось бы получить требуемых для синтеза условий по температуре и давлению. Необходимо было окружить вещество для синтеза дополнительной оболочкой, которая, воспринимая энергию ядерного взрыва, обеспечило бы ударное обжатие. Сделали большую ампулу из урана-235 и установили ее рядом с ядерным зарядом. Мощные потоки нейтронов от цепной реакции вызовут лавину делений атомов урана ампулы. Несмотря на подкритичность конструкции урановой ампулы суммарное действие гамма лучей и нейтронов от цепной реакции запального ядерного взрыва и собственных делений ядер ампулы позволит создать внутри ампулы условия для синтеза. Теперь размеры ампулы с веществом для синтеза оказались практически неограничены и вклад энерговыделения от ядерного синтеза многократно превысил энерговыделение запального ядерного взрыва. Такое оружие стали называть термоядерным.
.Атомная электростанция
Сердцем атомной электростанции является ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. Энергия ядерных реакций выделяется в виде кинетической энергии осколков деления и превращается в тепло за счет упругих соударений этих осколков с другими атомами.
Топливный цикл
Известен лишь один природный изотоп, способный к цепной реакции - уран-235 . Его промышленные запасы невелики. Поэтому уже сегодня инженеры ищут пути наработки дешевых искусственных изотопов, поддерживающих цепную реакцию. Наиболее перспективен плутоний, нарабатывающийся из распространенного изотопа уран-238 путём захвата нейтрона без деления. Его несложно нарабатывать в тех же энергетических реакторах как побочный продукт. При определенных условиях возможна ситуация, когда наработка искусственного делящегося материала полностью покрывает потребности имеющихся АЭС. В этом случае говорят о замкнутом топливном цикле , не требующем поступления делящегося материала из природного источника.
Ядерные отходы
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) и конструкционные материалы реактора с наведенной радиоактивностью являются мощными источниками опасных ионизирующих излучений. Технологии работы с ними интенсивно совершенствуются в направлении минимизации количества захораниваемых отходов и уменьшения срока их опасности. ОЯТ также является источником ценных радиоактивных изотопов для промышленности и медицины. Переработка ОЯТ необходимый этап замыкания топливного цикла.
Ядерная безопасность
Использование в медицине
В медицине обычно используются различные нестабильные элементы для проведения исследований или терапии.
