Повторное использование отработавшего ядерного топлива — старые технологии и новые возможности
Представьте на минутку, что из тонны добытого угля мы сжигаем (с получением энергии) 5%, а все другое выбрасываем. расточительство и Дикость? Но именно это происходит сейчас с природным ядерным горючим – ураном.
Только пять процентов урана в топливных стержнях ядерных реакторов подлежат делению, по окончании чего стержни изымаются из обращения и помещаются на постоянное хранение. Многие тысячи тысячь киллограм радиоактивных ядерных отходов воображают один из серьезнейших доводов против ядерной энергетики.
Однако, существует способ, разрешающий применять фактически целый уран из топливного стержня. Повторное применение добытого ранее и единожды отработавшего ядерного горючего может обеспечить нас энергией на годы вперед (не сообщить, дабы «зеленой», но, как минимум, не приводящей к выбросам углерода).
Использовавшиеся некогда разработки нашли последовательность неприятностей, что стало причиной прекращению переработки ядерного горючего в Соединенных Штатах. Однако, новые разработки ученых Аргоннской национальной лаборатории Министерства энергетики США решают многие из них, возвращая идее актуальность.
Одна из обстоятельств столь неполного применения возможностей урана содержится в том, что большинство существующих промышленных реакторов относится к так называемым «легководным» реакторам, ЛВР. Они во многом хороши, но наряду с этим не вычислены на выжимание из горючего всей энергии до последнего ватта.
Но существуют и другие типы реакторов – так именуемые «стремительные» (реакторы на стремительных нейтронах), талантливые «перерабатывать» отработавшее горючее с извлечением куда большего количества энергии.
Главное различие между двумя типами реакторов содержится в том, какое вещество употребляется для охлаждения ядра. В легководных реакторах теплоносителем выступает обычная вода.
В реакторах на стремительных нейтронах с целью этого используются другие вещества – натрий либо свинец. Они не замедляют нейтроны так очень сильно, как вода, что разрешает реактору расщеплять множество вторых изотопов. Это указывает, что стремительные реакторы смогут производить электричество из разнообразнейших видов горючего, включая остатки отработавшего горючего ЛВР. (Усовершенствованные ЛРВ также будут применять отработавшее горючее, но далеко не столь действенно).
По уверениям ученых, с постройкой стремительных реакторов мы имели возможность бы дотянуться все отработавшее ядерное горючее (ОЯТ), что производилось и складировалось в течении последних 60ти лет, и опять разрешить войти его в дело. Какая-то его часть так же, как и прежде подлежала бы захоронению, но составляла бы значительно меньший процент. Так, повторное применение всего других актинидов и урана уменьшило бы количество отходов, подлежащих долгому хранению, на 80%.
Так или иначе, до подачи отработавшего горючего обратно в реактор его нужно в некотором роде обработать. Для этого в различных государствах десятилетиями использовался способ называющиеся PUREX.
В его основе лежало американское изучение 1940х годов по выделению из отработавшего горючего плутония. Высказывались, но, опасения, что данный процесс возможно использован для производства оружейного плутония, в связи с чем президент Джимми Картер в 1978м году ввел запрет на коммерческую переработку ОЯТ.
Это решение вынудило ученых искать другие, более действенные дороги переработки отработавшего горючего. Результатом изысканий стала разработка «пирометаллургической обработки» (“pyroprocessing”), в которой электрический ток употребляется для выделения совокупности нужных элементов, а не плутония в отдельности.
Как это трудится
Отработавшее в легководном реакторе керамическое ядерное горючее на 95% складывается из урана; еще один процент представлен вторыми долгоживущими радиоактивными элементами – актинидами. И уран, и актиниды смогут употребляться повторно, и только оставшиеся четыре процента горючего, складывающиеся из продуктов деления, не поддаются переработке.
Процесс пирометаллургической обработки начинается с разрезания керамического горючего на превращения и мелкие кусочки его в металл. Затем горючее помещается в емкость с солевым расплавом, и электрический ток выделяет из него уран и другие нужные элементы, из которых формируются новые топливные стержни.
Оставшиеся и не подлежащие переработке продукты деления удаляются из электроочистительной установки и заливаются в прочные стеклянные диски. В таком виде они помещаются на долговременное хранение, но наряду с этим возвращение к радиоактивности, соответствующей показателям природного урана, занимает каких-то несколько сотен лет – в отличие от тысяч лет, нужных для хранения необработанного горючего.
Из-за чего данный способ все еще не употребляется?
Ученые именуют две обстоятельства, и первая из них – отсутствие денежных стимулов – носит только временный темперамент. Цена урана сейчас низка, и однократное применение топливных стержней выясняется дешевле, чем проверка и разработка способов их переработки.
Постройка легководных реакторов кроме этого обходится дешевле, поскольку ветхие разработки не вызывают вопросов и у производителей, ни у органов правления. Процесс утверждения новых типов реакторов (включая «стремительные») занимает годы, и желающих ожидать и терпеть практически не находится.
Вторая из выделенных обстоятельств содержится в опасениях, которые связаны с распространением разработки и попадании ее в руки террористов, желающих заполучить плутоний и оружейный уран. Эту проблему предложенный процесс решает двумя методами – во-первых, она связывает плутоний с высокорадиоактивными актинидами и ураном, усложняя обработку и кражу материала с целью создания оружия.
Во-вторых, фабрики пирометаллургической обработки с стремительными реакторами имели возможность бы возводиться на месте бывших легководных реакторов, снабжая закрытость фирм. Это снизило бы риск, который связан с транспортировкой отработавшего горючего для повторного применения.
Итак,
инженеры и Учёные Аргоннской национальной лаборатории работают над тем, дабы сделать повторное применение отработавшего ядерного горючего максимально надёжным, недорогим и действенным. Тестируют умелые модели установок переработки, прибегают к компьютерному моделированию протекающих в них химических процессов, разрабатывают новые типы реакторов. Будут ли их упрочнения оценены по преимуществу – продемонстрирует время.
Источник: www.anl.gov
