Transcript Wykład 10

Energia w środowisku
(10)
Energetyka jądrowa









Wydobycie rudy uranu
Wzbogacanie uranu w izotop 235U
Prokukcja prętów paliwowych
Eksploatacja reaktora jądrowego produkującego
energię elektryczną
Składowanie wypalonego paliwa
Rozwój energetyki jadrowej na świecie
Bezpieczeństwo i zagrożenia
Perspektywy i nowe technologie
Wpływ energetyki jądrowej na środowisko
Rozprzestrzenienie uranu w skorupie
ziemskiej
Ośrodek
Zawartość U
Ruda bogata w uran
20 000 ppm
Ruda uboga w uran
1 000 ppm
Skała granitowa
4 ppm
Skały osadowe
2 ppm
Średnia zawartość w skorupie
ziemskiej
Słodka woda
2.8 ppm
0.003 ppm
Za rudę uranu uważa się skały zawierające więcej niż 0.1% uranu.
Zawartość uranu w najbardziej zasobnych skałach dochodzi do 2%
Kopalnia uranu


Uran wydobywa
się w kopalniach
odkrywkowych lub
klasycznych
głębinowych
Na miejscu ruda
jest kruszona i
uszlachetniana
Roczna produkcja uranu (1998 rok) : 34 tys ton
Jeżeli średnia zawartość uranu w rudzie wynosi około
0.5% to oznacza to roczne wydobycie rudy około
7 mln ton rudy
Rozpowszechnienie wydobycia i zasobów
rudy uranu w świecie
Zasoby
Produkcja
Technologia producji paliwa






Uran jeszcze w kopalni
przetwarza się na U3O8
Czyszczenie U3O8
(Przetworzenie U3O8 na UF6)
(Wzbogacanie UF6 w 235UF6)
Przetworzanie na UO2
Formowanie pastylek i
prętów paliwowych
Metody wzbogacania uranu w 235U




Separator izotopów – różnica mas dwóch
izotopów uranu: 235U i 238U
Dyfuzja przez membranę – różnica
współczynników dyfuzji obu izotopów
Centryfuga (wirówka) – różnica sił odśrodkowych
podczas wirowania
Wzbudzenie światłem lasera – niewielka różnica
energii linii absorpcji światła przez oba izotopy
Separator izotopów w 235U

Separator izotopów zamienia każdy atom w jon. Jony zostają
przyspieszone do energii kilkudziesięciu keV. Gdy działa na
nie pole magnetyczne ich tory zakrzywiaja się. Zakrzywienie
toru zależy od masy jonu. Różne tory 235U i 238U
Rysunek urządzenia
z Oak Rich gdzie powstał
materiał do pierwszej
bomby atomowej

Jest to metoda bardzo kosztowna i energochłonna. Uzyskuje
się całkowicie odseparowane izotopy – wzbogacenie do
prawie 100%
Dyfuzja izotopów


Różnice w prędkości
dyfuzji gazu przez
porowatą membranę
pozwalają zmienić
naturalną
abundancję
izotopów uranu.
Operacja
powtarzana jest
wielokrotnie aż do
uzyskania
wzbogacenia do
określonej wartości.
235U
i 238U
Wzbogacanie uranu w



Uran przekształca się w
związek chemiczny UF6
o niskiej temperaturze
wrzenia. Fluor jest
monoizotopem o A=19.
Masy cząsteczkowe
wynoszą (235+6*19)
lub 238+6*19)
Podczas wirowania
więcej cząsteczek z
zawierających 238U
znajdzie się w
zewnetrznej części
urządzenia. Operacja
jest powtarzana wiele
razy.
235U
w centryfudze
Laserowa metoda wzbogacania
izotopów
Linie absorpcji światła przez gazowy uran dla 235U i 238U są nieco
przesunięte. Światłem lasera zbudzamy głównie 235U. Staje się on
bardziej reaktywny chemicznie i dzięki temu może być odseparowany.
Pręty paliwowe
Prety paliwowe wzbogacone w 235U do 2-3% produkowane są przez
kilka firm, głownie amerykańskich. Ich cena utrzymywała się prawie
na stałym poziomie i okresowo znacznie wzrosła w latach 2006-08.
Uran – materiał rozszczepialny
Naturalny uran zawiera ok..0.7%
i 99.3% 238U
235U
W reaktorach energetycznych stosuje się
najczęściej uran wzbogacony w 235U do
do 2-4%
Do celów militarnych potrzebny jest uran
zawierający ponad 90% 235U
Widok elektrowni jądrowej
Reaktory energetyczne
Typ
reaktra
Główne
kraje
Liczba Moc Paliwo
(GW)
Chłodz. Modera
-tor
PWR
USA, Fra.
Jap. Ros.
264
250
Wzbog.
UO2
woda
woda
BWR
USA, Jap.
Szwecja
94
86
Wzbog.
UO2
woda
woda
CANDU Kanada
43
23
Natural
UO2
D2 O
D2 O
AGR
W.Bryt.
18
11
Wzbog.
+ nat. U
CO2
grafit
RBMK
Rosja
12
12
Wzbog.
UO2
woda
grafit
Na świecie pracuje około 440 reaktorów energetycznych o łącznej
mocy 385 GW
Praca reaktora

Reaktor pracuje bez przerwy. Włączenie reaktora
wymaga czasu rzędu godziny. Paliwo pozostaje w
reaktorze około 3 lata. Zwykle co 12 miesięcy
wymienia się 1/3 wypalonych prętów na nowe
Wynik pracy reaktora








Wynik pracy reaktora o mocy 1 GW przez 3 lata
Pierwotne paliwo:
82 tony uranu wzbogaconego w 235U do 3.3%
W paliwie: 79.3 ton 238U i 2.7 ton 235U
Po 3 latach:
Zużytych zostało: 690 kg
235U
i 650 kg
238U
Powstaje: 960 kg produktów rozszczepienia,
240 kg plutonu i 140 kg innych aktynowców.
Masa 1060g czyli około 1 kg zamieniła się na
8.77 TWh energii elektrycznej
Wynik pracy reaktora

Po 3 latach pracy nieco ponad 1 tona
odpadów zawartych w 82 tonach
wypalonego paliwa

Co ze zużytym paliwem ?
Paliwo zawiera 97% początkowej ilości
uranu oraz izotopy innych aktynowców.
Energia zawarta w zużytym paliwie
(oba izotopy uranu i aktynowce) jest
dwukrotnie większa od energii elektrycznej
zużywanej rocznie przez całą ludzkość.

Reaktory wykorzystują ułamek energii zawartej w paliwie.


Wypalone paliwo







Możliwe sposoby postępowania z wypalonym paliwem:
Przerób paliwa z wydzieleniem U i Pu do ponownego
wykorzystania
Składowanie ostateczne bez przerobu (USA)
Tymczasowe składowanie tak aby decyzję o przerobie podjąć
później
We Francji i Wielkiej Brytanii przerabia się paliwo po odczekaniu
pewnego czasu a produktami końcowymi są:
PuO2 (o ceramicznej strukturze) i UF6 (gaz, do ponownego
wzbogacenia w 235U)
Odpady do składowania to 3 zamiast 82 ton
W innych krajach nie przystąpiono jeszcze do przerobu
Uwaga: Zużyte paliwo wydziela jeszcze duże ilości ciepła
Po 1 roku:
Po 10 latach:
10 kW/t
1 kW/t
Wypalone paliwo





W dotychczasowej eksploatacji reaktorów (do 1997) powstało
około 200 000 ton wypalonych prętów paliwowych
Roczny przyrost to około
10 500 ton
Tylko 3% wypalonego paliwa to produkty nie nadające się się do
ponownego zagospodarowania. Te 3% to produkty rozszczepienia
Istnieje dobrze opracowana technologia przechowywania tych
rzeczywistych odpadów podlegająca na zestaleniu ich w szkle
borosilikatowym (zeszklenie)
Zestalone odpady z rocznej pracy bloku o mocy 1000 MWe
mieszczą się w 12 beczkach o pojemności 150 l każda
Składowisko wypalonych prętów
paliwowych



W USA nie przerabia
się zużytego paliwa.
Pręty po wyjęciu z
reaktora zostawiane
są na terenie
elektrownii w basenie
napełnionym wodą
na okres około 1
roku
Potem odwozi się je
na tymczasowe (?)
składowisko
Składowisko ostateczne - produktów
rozszczepienia wydzielonych z pretów
•
Miejsce: Zazwyczaj podziemne komory w skałach
granitowych i innych krystalicznych, które stanowią
naturalną barierę geologiczną
•
Stopień komplikacji zabezpieczeń zależy od klasy
aktywności odpadów (substancje wysokoaktywne wymagają
chłodzenia)
•
Choć istnieją dobrze opracowane technologie, nie
zbudowano jeszcze wielkich, przemysłowych składowisk
ostatecznych, bo na razie nie ma takiej potrzeby.
•
Wszystkie obecne składowiska są w znacznej mierze
rozwiązaniami przejściowymi – zbieranie doświadczeń,
szacunki kosztów
Składowisko produktów rozszczepienia


Koncepcja składowiska
produktów rozszczepienia
po przeróbce prętów
Składowisko odpadów
niskich aktywności
Elektrownie jądrowe w Europie
Elektrownie jądrowe w świecie
Elektrownie jądrowe w świecie



Produkcja
elektryczności w
elektrowniach
jądrowych w USA
Powolny wzrost
produkcji
Udział na
poziomie 17%
Perspektywy rozwoju energetyki jądrowej


Cała cywilna energetyka jądrowa oparta jest na rozszczepieniu
235U neutronami termicznymi
Ponieważ izotop ten występuje z abundancją tylko 0.7%, rozwój
pójdzie w kierunku wykorzystania 238U i 232Th, których razem
jest 600 razy wiecej niż 235U (W przyrodzie jest 4 razy więcej
toru niż uranu)
Możliwe są nastepujace technologie:

Produkcja izotopów 239Pu( z 238U) i 233U (z 232Th) a następnie
wykorzystanie tego paliwa w zwykłych reaktorach

Budowanie reaktorów na neutrony prędkie (breeder – reaktor
powielający)

Zastosowanie akceleratorów do wywołania rozszczepienia.
Akcelerator przyspiesza protony do energii około 1 GeV. Protony
bombardują uran lub tor wywołując rozszczepienia jader
izotopów tych pierwiastków. Reakcja natychmiast ustaje, gdy
wyłączamy wiązkę
Produkcja 239Pu i 233U





Izotopy 239Pu (T1/2=24.000lat) i 233U (T1/2=160.000lat)
mają identyczne własności jak 235U to znaczy ulegają
rozszczepieniu pod wpływem neutronów termicznych
Nie występuja w przyrodzie bo mają zbyt krótki czas
życia ale można je uzyskać w reaktorach w
następujących reakcjach:
238U
+ n = 239U 239Np 239Pu (z uranu powstaje 239Pu)
232Th + n = 233Th
233Ac
233U (z toru powstaje 233 U)
Nie wymagane jest wzbogacanie izotopów ponieważ
wystarczy chemiczne oddzielenie Pu od U lub U od Th
Reaktory powielające



Reaktor nie posiada moderatora. Rozszczepienie zachodzi po
wychwycie prędkiego neutronu. Gdy neutron zostaje wychwycony
przez 238U powstaje 239U a ten szybko rozpada się (T1/2=2.35m)
na 239Np a ten z czasem T1/2=2.3d na 239Pu. Izotop 239Pu ma długi
czas życia (T1/2=24000 lat) rozszczepia się pod wpływem
neutronów powolnych podobnie jak 235U.
Najkorzystniejsze jest powielanie materiału rozszczepialnego przy
pomocy neutronów prędkich o energii od 1 keV do 10 MeV
Po rozszczepieniu jednego jądra uranu lub 239Pu powstaje
średnio1.4 jąder 239Pu. Reaktor powielający, który pracuje z
takich warunkach, produkuje o 40% materiału rozszczepialnego
wiecej niż sam go zużywa.
Reaktory wykorzystujące rozszczepienie pod wpływem neutronów
prędkich są w fazie prób prototypów. Nie ma jeszcze standardu.
Rozszczepienie pod wpływem protonów
Bombardujemy naturalny uran lub tor protonami o
energii kilkaset MeV
 Zachodzą reakcje jądrowe:
- rozszczepienie jąder uranu lub toru
- rozszczepienie jąder transuranowców
powstających z jąder uranu lub toru
- transmutacja radioaktywnych produktów
rozszczepienia
Wydziela się podobna energia jak w reaktorze jądrowym

Pomysł ten jest kosztowny i nie jest jeszcze realizowany
Obniżenie aktywności zyżytego paliwa


Bombardujemy zużyte paliwo protonami o energii
kilkaset MeV
Zachodzą reakcje rozszczepienia niewypalonych jąder
uranu i reakcje, w których długożyciowe radioaktywne
produkty rozszczepienia zamieniają się na jądra
krótkożyciowe lub stabilne
Obniżenie aktywności zyżytego paliwa


Długoterminowe ryzyko zwiazane z przechowywaniem
wypalonego paliwa związane jest głównie z obecnością
kilku izotopów aktynowców. Sa to izotopy Pu (gównie
239Pu), 243Am, 241Am i 237Np.
Aktynowce można również przekszałcać bombardując je
neutronami. Ulegają wtedy rozszczepieniu.
Cena energii elektrycznej - paliwo
Cena energii elektrycznej
Energia jądrowa jest
stosunkowo tania. Tańsza
od energii z paliw
organicznych i ze źródeł
odnawialnych
Awarie w elektrowniach jądrowych
Reaktor
NRX
Windscale-1
SL-1
Lucerna
Browns
Ferry-1
TMI-2
Chernobyl-4
Kraj
Kanada
Wielka
Brytania
USA
Szwajcaria
USA
USA
ZSRR
Przeznaczenie
badawczy
Sposób
wykorzystania
cywilny
wojskowy
wojskowy
cywilny
cywilny
cywilny
Typ
-
-
-
-
BWR
PWR
RBMK
Rok
uruchomienia
1947
1951
1958
1968
1974
1978
1983
Rok awarii
1952
1957
1961
1969
1975
1979
1986
Moc cieplna
[MW]
40
?
3
30
3300
2770
3200
Moderator
D20
grafit
H2O
D2 O
H2O
H2O
grafit
Chłodziwo
H2O
powietrze
H2O
CO2
H2O
H2O
H2O
produkcyjny doświadczal doświadczal
energetycz
energetyczny
(Pu)
ny
ny
ny
nadkrytyczn
nadkrytyczn
blokada
stopienie
pożar
pożar
ość
ość
chłodzenia
rdzenia
zniszczone uszkodzonyc stopionych
Stan rdzenia
zniszczony 1
bez
22 el.
h 150 el.
20% el.
zniszczony
po awarii
el. paliwowy uszkodzenia
paliwowe paliwowych paliwowych
Bezpośredni
e ofiary
0
0
3
0
0
0
Typ awarii
Energetycz
ny + Pu
cywilnowojskowy
pożar
zniszczony
31
Bezpieczeństwo pracy reaktora




Zabezpieczenia przed skażeniem radioaktywnymi substacjami –
kolejne bariery:
Zewnętrzna osłona paliwa z blachy z cyrkonu jest
zabezpieczeniem przed dostaniem się produktów rozszczepienia
do obiegu chłdzenia. Kontrola szczelności odbywa się przy
pomocy gazowego helu
Stalowa ściana zbiornika wytrzymuje bardzo duże ciśnienia. W
przypadku awarii i odparowania wody chłdzącej cała masa
zostaje wewnatrz zbiornika. Zawór bezpieczeństwa reguluje
wydostawanie się produktów gazowych na zewnątrz zbiornika
Reaktor znajduje się w szczelnym pomieszczeniu. Wymiana
powierza z powietrzem zewnętrznym jest kontrolowana i w ciągu
1 doby nie przekracza 1% objętości budynku.