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.