И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13. ПРОБЛЕМА ПЛУТОНИЯ 13.1 Две концепции В настоящее время мир стоит перед выбором одной из двух противоречивых концепций: Концепции устойчивого развития и Концепции международной безопасности. Первая концепция предполагает устойчивое обеспечение нынешнего и будущего поколений энергией, пищей, пресной водой и т.п. Здесь главное – энергия: будет она в достатке – будет и всё остальное. Выход «бедных» стран на уровень «развитых» требует роста энергии не в разы, а на порядки. Между тем новых источников энергии в реальности не видно: термояда нет и не будет, альтернативные источники бесполезны (нет аккумуляторов электроэнергии), биотопливо грозит оставить население без пищи, водород взрывается… Нефти-газа хватит на 100 лет, 235U - на столько же. Добыча урана не достаточна (добыча урана покрывает не более 60% потребностей энергетики, остальное - из складских запасов, а они тают на глазах). Поэтому остаётся единственный вариант – строить быстрые реакторы, и перерабатывать весь 238U (его в уране 99,3%) в 239Pu и сжигать последний в реакторах АЭС и АЭСТ, получая тепло, электричество, пресную воду и т.п. В 1.2 г способного к делению 239Pu заключено такое же количество энергии, как и в 1 г 235U, это – мощный энергетический ресурс. Заодно избавимся от отвального, обеднённого по 235U, урана, которого скопилось много и которого некуда девать. Бесполезный отход превратится в ценнейшее сырьё. Такого топлива гарантированно хватит на два тысячелетия. Причём, чем беднее страна, тем сильней она нуждается в плутонии (в хорошем, чистом плутонии оружейного качества). Но здесь мы сталкиваемся с Концепцией международной безопасности. Нарабатывать плутоний?! Как можно?! Это – оружейный нуклид! Любой террорист сделает из него атомную бомбу и незамедлительно сбросит на соседа, или ещё хуже – на нас. И так в развитых странах образовались излишки оружейного плутония, куда его девать не понятно, большое количество плутония хранится в отработанных ТВЭЛах энергетических реакторов, причём – во временных, плохо охраняемых хранилищах, часть плутония выделена из ОЯТ, но это гражданский плутоний, т.е. имеющий изотопный состав плохо подходящий для оружейного использования, а энергетических реакторов, пригодных для его сжигания мало. Нужно срочно избавляться от этого плутония пока он не попал в руки тому, кому не надо. Химическими методами плутоний не уничтожить, а сам он распадётся не скоро (период полураспада 239Pu 24 тысячи лет). Можно спорить как это проще сделать: сжечь в виде топлива в реакторах АЭС, загрязнить γ-излучателями, застекловать и захоронить, трансмутировать в другие элементы, уничтожить подземными ядерными взрывами, опустить на дно океанов или отправить в космос. Главное - избавиться. А Вы хотите специально нарабатывать! Нет!!! Распространение делящихся материалов – опасность политическая. Ядерная война на пороге! Не говоря уж о терроризме… Так какой путь нам выбрать? Должны мы реально решать проблему энергетической безопасности путём устойчивого развития ядерной энергетики или будем мечтать о несбыточном и собственной тени бояться? Давайте разбираться. 13.2 Вопросы международной безопасности В мире накоплено большое количество оружейного плутония и это количество, хотя и не большими темпами, но продолжает увеличиваться, в основном, за счёт новых ядерных стран. Большими темпами растёт и количество гражданского плутония, извлекаемого из отработанного ядерного топлива реакторов АЭС (в мире действует более 400 реакторов, в которых нарабатывается плутоний), атомных судов и т.п. Более того, в некоторых странах в быстрых реакторах-бридерах специально нарабатывают плутоний, не столько для военных, сколько для энергетических целей (в рамках концепции устойчивого развития). Замечание 1. Мы уже много раз говорили, что с военной точки зрения принципиальной разницы между военным (оружейным) и гражданским (энергетическим) плутонием нет – оружие можно изготовить из любого из них. Далее мы будем пользоваться этими терминами просто для краткости, имея в виду, что оружейный – сравнительно чистый плутоний, с изотопным и химическим (сплавы) составами специально подобранными для оружия, тщательно охраняемый и дорогой, годный для изготовления высокоэффективного оружия, а гражданский – смесь изотопов плутония, самопроизвольно возникшая в реакторе, состав которой сильно зависит от типа реактора, вида топлива, кампании реактора, способа переработки ОЯТ и т.д., сравнительно дешёвый, плохо охраняемый и пригодный для изготовления малоэффективной и неудобной в обращении атомной бомбы (однако триггер для водородной бомбы из гражданского плутония можно сделать качественный). Замечание 2. Из того, что что-то можно сделать, вовсе не следует, что кто-то это сделал. Нет никакого свидетельства взрыва бомбы из реакторного плутония. Нашумевший американский тест 1964, не верно классифицирован молвой как испытание заряда на базе гражданского плутония. Действительно, в заряде плутония-240 было больше 7% (оружейное качество), но всё же существенно меньше 20% (типичный гражданский плутоний). Поэтому тест 1964 нельзя рассматривать, как реализацию идеи создания атомного оружия на реакторном плутонии. Реальность такова: ядерные страны с большими усилиями, но могут создать плохую атомную бомбу, однако, делать этого не будут, так как без И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm особых проблем делают хорошие бомбы на оружейном плутонии. Страны-изгои и из хорошего плутония бомбу не сделают (получение плутония – только четверть пути до оружия), а из плохого плутония – тем более (причём оружейный плутоний сами они не произведут, а другие не дадут). Так что опасность гражданского плутония в военном плане равна нулю. Зря нас пугают истеричные экологисты…. Далеко не все страны перерабатывают ОЯТ АЭС, и не все, кто перерабатывает, нарабатывает плутоний. Сейчас в мире действует несколько радиохимических заводов по переработке топлива АЭС. Их потенциальная мощность составляет: во Франции 2250 т/г., в Великобритании - 2700, России (ПО „Маяк“) 400, Японии - 900 т/г.), Индии – 200 т/г. Заводы Франции и Великобритании за плату со стороны поставщика перерабатывают топливо АЭС, в основном реакторов PWR и BWR, цена переработки достигает 1 млн. долл. за 1 т ОЯТ. В России на заводе РТ-1 (ПО „Маяк“) перерабатывается топливо ВВЭР–440, БН–600, атомных ледоколов и подводных лодок, а также реакторов на быстрых нейтронах. Его мощность 400 т в год. Таким образом, в настоящее время перед ядерной индустрией стоят две задачи: утилизация оружейного плутония и избавление от реакторного плутония. При этом, если «испортить» оружейный плутоний, например, путём облучения его в энергетическом реакторе накопить в нём 240Pu и тем самым превратить его в гражданский, то задача будет одна – избавление от реакторного плутония. Сравнение эффективности разных вариантов обращения с оружейным плутонием проводят по критериям: - Безопасность: переработка, хранение и обращение с оружейным плутонием должны осуществляться так, чтобы возможное повторное извлечение плутония по сложности процесса было сравнимо с его производством. - Критерий времени: превращение оружейного плутония в форму, исключающую его использование в военных целях, должно быть осуществлено как можно быстрее. - Риск аварий: для каждого рассматриваемого варианта следует оценивать риск масштабных аварии, связанных с распылением плутония, а также ядерными или неядерными взрывами. - Защита окружающей среды и здоровье населения: рассматриваемые варианты должны соответствовать всем требованиям законов и стандартов по охране окружающей среды и безопасности населения. Необходимо учитывать, что возрастающий объем переработки и транспортировки оружейного плутония ведет к дополнительному риску для окружающей среды, превышающему риск, связанный с его хранением. - Потенциальные возможности поощрения производства плутония: некоторые варианты обращения с оружейным плутонием связаны с его переработкой и/или его использованием при изготовлении топлива для ядерной энергетики. - Затраты: различные варианты должны сопоставляться по приведенным затратам, несмотря на то, что риск для глобальной безопасности, связанный с плутонием, отодвигает этот критерий на второй план. Очевидно, что никакая стратегия обращения с оружейным плутонием не будет идеальной. Например, условие максимального усложнения возможного повторного извлечения плутония может противоречить требованию максимально быстрого его преобразования и форму, исключающую применение в военных целях. Переработка ОЯТ (репроцессинг) и использование плутония в энергетике несут двоякую угрозу. Растущие запасы гражданского плутония подрывают международно-правовые обязательства по разоружению. Репроцессинг плутония, даже если он ведется в коммерческих целях, может восприниматься как создание дополнительных запасов оружейных материалов. В краткосрочной перспективе подорвёт переговоры по прекращению производства делящихся материалов, а в долгосрочном плане – Договор о нераспространении ядерного оружия, согласно статье VI которого государства-участники приняли обязательство вести переговоры в духе доброй воли по выработке эффективных мер по скорейшему прекращению гонки вооружений и ядерному разоружению. Другая опасность заключается в проникновении плутония на чёрный рынок. Энергетическая стоимость плутония определяется ценой на уран. Предполагая, что цена 1 кг урана составляет 40 долл., стоимость 1 кг 235U достигает 5600 долл. Поскольку выделение энергии на единицу распада у 239Pu и 235U примерно одинаково, теоретическая цена расщепляющегося плутония эквивалентна примерно 5600 долл. за 1 кг. Реакторный плутоний также содержит нерасщепляющиеся изотопы, что снижает цену до 4400 долл. за 1 кг. От 6 до 10 кг реакторного плутония достаточно для создания ядерной бомбы, что определяет её цену от 26400 до 44000 долл. Однако ценность плутония на потенциальном чёрном рынке, где основным стимулом выступает приобретение доступа к ядерному оружию намного превышает эти оценки. Поскольку плутоний любого состава применим в ядерном оружии, любая программа использования плутония в мирных целях создает условия для его применения в военных целях. Реакторный плутоний может быть использован как непосредственно в примитивном ядерном взрывном устройстве, так и в качестве топлива для реактора на быстрых нейтронах, в бланкете которого можно будет производить военный плутоний сверхвысокого качества. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Применимость плутония для военных целей определяется не только возможностью его использования в ядерном оружии, но двойным военно-гражданским характером всей технологической схемы использования плутония. Полномасштабная гражданская плутониевая программа должна включать производство плутония в реакторе, выделение его на перерабатывающем предприятии и изготовление топливных стержней. При наличии соответствующего политического решения эти мощности могут быть переориентированы на военные цели. Даже если государство не стремится к созданию ядерного оружия и его плутониевая программа находится под строгим международным контролем, сам факт наличия запасов плутония и мощностей по его переработке может породить подозрения в других (соседних) странах и заставить их развивать свои плутониевые программы, которые вполне могут иметь военный характер. Таким образом, двойственный характер плутониевых программ порождает ряд проблем международного характера и проблем безопасности, которые должны быть приняты во внимание при анализе любой программы утилизации плутония. Накопление запасов энергетического и оружейного плутония в процессе реализации замкнутого топливного цикла и сокращения военных программ, является на сегодняшний день серьезной экономической, политической и экологической проблемой. Важным политическим аспектом является инициатива мировых держав, направленная на укрепление глобального партнерства, связанного с разработкой технологий утилизации ядерного оружия и отработанного ядерного топлива. Переработка и утилизация ядерных материалов – основной вопрос мировой безопасности. Но если технологии переработки урана уже отработанны, то проблема утилизации и иммобилизации плутония на сегодняшний день стоит наиболее остро. Основным направлением утилизации избыточного оружейного плутония, как и плутония из облученного ядерного топлива (ЯТ) является использование смешанного уран-плутониевого (МОХ) топлива. Но отходы, полученные от данного вида утилизации, так же представляют большую опасность, как для окружающей среды, так и для жизни и безопасности человечества в целом. 13.3 Определения Прежде, чем рассматривать вопросы утилизации плутония, дадим некоторые определения. Плутоний оружейного качества - плутоний с соотношением изотопов 240Pu к 239Pu не более 0,1 (обычно – 7%240Pu). Утилизируемый плутоний - плутоний оружейного качества, Подмешиваемый материал - любой плутоний, не являющийся утилизируемым плутонием, который поступает на установку по утилизации для смешивания с утилизируемым плутонием. Отработавшее плутониевое топливо - топливо, изготовленное с использованием утилизируемого плутония и облученное в ядерных реакторах. Иммобилизованные формы - утилизируемый плутоний, который заключен в стеклянную или керамическую матрицу и находится в капсуле с радиоактивными отходами высокой активности в системе «упаковка-вконтейнере», пригодной для геологического захоронения, или любой другой системе иммобилизации, согласованной Сторонами в письменном виде. Установка по утилизации - любая установку, которая построена, модифицирована или эксплуатируется или на которой хранится, обрабатывается или иным способом используется утилизируемый плутоний, отработавшее плутониевое топливо или иммобилизованные формы, включая установку по конверсии или конверсии/смешиванию, установку по изготовлению топлива, установку по иммобилизации, ядерные реакторы, и хранилища. 13.4 Запасы урана В настоящее время в мире растут запасы оружейного и гражданского плутония. Точные цифры, однако, не сообщаются. Между тем плутоний - радиоактивное вещество, опасное для здоровья; его хранение, транспортировка, утилизация сопряжены с финансовыми и техническими трудностями и требуют принятия особых мер безопасности. Мир вздохнул бы с облегчением, если бы были предложены простые, экономически надёжные и безопасные технологии избавления от этого элемента (Не весь мир – многие будут огорчены). При эксплуатации АЭС на урановом топливе, плутоний накапливается в облученном топливе: частично выгорает, частично остаётся в смеси с недогоревшим 235U, матричным 238U и продуктами деления. Суммарное содержание изотопов плутония от 238Pu до 242Pu в отработанном ядерном топливе (ОЯТ) легководного реактора составляет около 1%. При ежегодной выгрузке 24 т облученного топлива из одного блока ВВЭР-1000 получается, что реактор производит примерно 240 кг энергетического, или гражданского, плутония в год. В отработавшем топливе реакторов ВВЭР-1000 или PWR содержится ориентировочно от 0,8 до 1% невыгоревшего 235U и от 0,95 до 1,2% плутония; 3–4% массы топлива составляют продукты деления, остальные 94–95% – 238U. Чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm больше в нём чётных изотопов и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива. Плутоний неизбежно нарабатывается, «горит» в топливе АЭС и вырабатывает электроэнергию даже тогда, когда первоначально в реактор загружается только урановое топливо. Чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем больше в нем чётных изотопов и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива. В реакторах на быстрых нейтронах делятся (выгорают) как нечётные, так и чётные изотопы. Поэтому состав плутония в топливе «быстрых» реакторов относительно стабилен. По данным (МАГАТЭ), запасы гражданского плутония последние годы быстро растут, к 2000 превысив 200 т. При есть страны, имеющие программы использования плутония, в которых его запасы скоро достигнут пика и начнут постепенно снижаться, а есть страны, у которых таких программ нет и переработка сводится лишь к выделению плутония из отработанного топлива, - там запасы растут. В 2000 США имели запас оружейного плутония 99.5 т, российский запас примерно вдвое больше. На момент распада СССР Россия имела 25-30 тыс. тактических и стратегических ядерных боеголовок. К концу века Россия демонтировала 50% боеголовок. Расщепляющиеся материалы (уран и плутоний), извлекаемые при демонтаже из боеголовок, являются не только национальной, но и международной проблемой с точки зрения как экологической безопасности, так и политики нераспространения. Рис. 84. Динамика мировых запасов плутония во второй половине 20-го века (тонны). После Второй мировой войны ядерными реакторами мира было наработано 1200 т плутония: 250 т – это оружейный плутоний, из которых 150 т принадлежат России, 85 т – США, 7,6 т – Великобритании, 6–7 т – Франции, 1,7–2,8 т – Китаю, 300–500 кг – Израилю, 150–250 кг – Индии. Произведено более 200 т гражданского плутония: у Франции накоплено 70 т, у Великобритании – 50, у России – 30, у Японии – 21, у Германии – 17, у США – 14,5, у Аргентины – 6, у Индии – 1 и т.д. Япония к 2010 г. будет иметь более 80 т. Ежегодное накопление плутония в мире 70 тонн. Замечание. Выделенный энергетический плутоний принадлежит государствам, до сих пор занимающимся его переработкой или заключившим контракты по его переработке с Великобританией и Францией. Страны, обладающие собственными запасами плутония: Бельгия, Германия, Италия, Нидерланды и Швейцария. США обладают относительно небольшими запасами энергетического плутония, наработанного на радиохимическом предприятии в Уэст-Вэлли, штат Нью-Йорк (закрыто в 1972). Помимо США, ни одно государство не рассекретило данные по производству плутония. Табл.64 . Сравнительные данные по запасам ядерных оружейных материалов в мире (1995) Страна Россия США Франция Китай Великобритания Другие страны Оружейный плутоний, т 131 ± 20% 85 ± 3% 5 ± 30% 4 ± 50% 3 ± 20% 0.8 Табл. 65. Запасы наработанного плутония (в тоннах) – 2005 г. Государство Россия США Франция Великобритания Германия Япония Китай Бельгия Индия Израиль Швейцария Северная Корея Пакистан Гражданский плутоний 38,2 45,05 47,95 70,8 25,63 38,6 Нет 1,8 1,0 0 2 0 0 Военный плутоний 95 49,95 5 3,2 Нет Нет 4,8 Нет 0,36 0,56 Нет <0,04 0,04 И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Рис. 85. Производство плутония заводами Хэнфорда (США): оружейного и реакторного. В конце 20-го века запасы ВОУ в России оценивались в 900 т, в то время как запасы оружейного плутония, – в 140–160 т (по другим источникам – 150 т оружейного плутония и около 30 т энергетического плутония). Эти данные не включают запасы плутония, который может быть извлечен из ядерного топлива, нарабатываемого реакторами АЭС, транспортными ядерными установками, а также промышленными реакторами. В 2008 ряд государств поделился с МАГАТЭ данными по накопленному у них плутонию гражданского назначения. Информационный обмен проходил в соответствии с руководящими документами МАГАТЭ по обращению с плутонием (INFCIRC/549), принятыми в 1998. По состоянию на 31.12.2007, мировое плутониевое хозяйство выглядело следующим образом. Табл. 66. Необлучённый выделенный плутоний на складах перерабатывающих заводов (масса плутония - в килограммах). Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 103800 102900 Германия 0 0 Россия 43600 41100 США 0 0 Франция 49500 48600 Япония 3400 1600 Табл. 67. Необлучённый выделенный плутоний, находящийся в процессе переработки или фабрикации. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 300 Великобритания 1300 1200 Германия 0 0 Россия 0 0 США <50 <50 Франция 9700 12700 Япония 3700 3500 Табл. 68. Необлучённый плутоний, содержащийся в MOX-топливе или иных видах топливных сборок. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 1400 300 Великобритания 1900 1900 Германия 5500 10400 Россия 300 300 США 4600 4600 Франция 22100 19600 Япония 1200 1200 Примечание: хранящийся в Бельгии плутоний принадлежат другим государствам. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 69. Необлучённый плутоний в формах, не описанных выше Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 1000 1000 Германия 0 0 Россия 1000 1000 США 49300 40300 Франция 900 1200 Япония 400 400 Примечание: из общего количества 108 тонн плутония, перечисленных для Великобритании в таблицах выше, 26,8 тонны принадлежали 31.12.2007 другим государствам, но хранились на территории Соединённого Королевства. Примечание: из общего количества 44,9 тонн плутония, перечисленных для России в таблицах выше, 300 грамм принадлежали 31.12.2007 другим государствам, но хранились на территории России. Табл. 70. Плутоний во всех видах, хранящийся за рубежом Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 900 900 Германия 0 0 Россия 0,6 0,6 США 0 0 Франция <50 <50 Япония 25200 25300 Примечание: Германия не раскрывает данные по количеству своего плутония, находящегося за рубежом. Примечание: для Японии приводятся данные по делящимся изотопам плутония. Табл. 71. Оценочное количество плутония в ОЯТ на реакторных площадках. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 31000 28000 Великобритания 6000 6000 Германия 78400 67100 Россия 66000 63000 США 480000 459000 Франция 95300 94600 Япония 112000 108000 Табл. 72. Оценочное количество плутония в ОЯТ на перерабатывающих заводах. Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания 29000 28000 Германия 0 0 Россия 3000 4000 США 0 0 Франция 116800 110900 Япония 19000 18000 И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 73. Оценочное количество плутония в ОЯТ, хранящихся в других местах Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 0 0 Великобритания <500 <500 Германия 6600 8000 Россия 42000 37000 США 12000 12000 Франция 6600 6600 Япония <500 <500 Страна На 31.12.2007 На 31.12.2006 Бельгия 32400 ИТОГО 28600 Великобритания 144 400 142400 Германия 90500 85500 Россия 155900,6 146400,6 США 545950 515950 Франция 300950 294250 Япония 165400 158500 Всего по состоянию на 31.12. 2007 у семи государств - Бельгии, Великобритании, Германии, России, США, Франции и Японии - в различных формах имелось 1435,5 т плутония. По состоянию на 31.12.2006 данная семёрка владела 1371,6 т плутония. За год количество гражданского плутония в шести странах возросло на 63,9 т. Плутоний содержится в ядерных зарядах, находящихся на боевом дежурстве, в виде заготовок к оружию, в виде выделенного энергетического плутония, в отработанных ТВЭЛах, хранящихся при АЭС, в виде остеклованных отходов, и в виде радиоактивных пульп, образовавшихся при выполнении оборонных программ. (Только на объектах Росатома хранятся десятки тысяч кубометров радиоактивных пульп, содержащих 1,5 тонны оружейного плутония). Табл. 74. Топливные ресурсы при повторном использовании ОЯТ реакторов различного типа Тип реактора Российские реакторы ВВЭР (выгорание менее 50 МВт сут/т) ВВЭР (выгорание более 50 МВт сут/т) РБМК БН-600 ИР, реакторы АПЛ, ледоколов, АМБ Иностранные реакторы LWR (PWR, BWR) CANDU Полезные компоненты Компоненты, требующие трансмутации Сырьевые материалы (для реакторов БН) U, Pu Pu Pu U, Pu U, Pu Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm Np, Am, Cm U U, Pu U U, Pu Pu Np, Am, Cm Np, Am, Cm U U, Pu 13.5 Соглашение Россия-США по оружейному плутонию В то время как обращение с высокообогащенным ураном, выделяемым при демонтаже, не составляет больших трудностей – этот материал перерабатывают и используют в качестве топлива для АЭС, пути обращения с плутонием, период полураспада которого составляет 24 тыс. лет и который является высокотоксичным материалом, до сих пор не определены. В 1995 Б.Клинтон объявил о решении изъять из ядерных арсеналов США 200 т делящихся материалов. Б.Н.Ельцин со стороны России в ответ на это обещал постепенно вывести из военных программ 500 т высокообогащенного урана и до 50 т плутония. 1.09.2000 было заключено соглашение между вицепрезидентом США А.Гором и премьер-министром России М.М.Касьяновым, предусматривающее, что каждая сторона примет все меры для сокращения военных запасов плутония не менее чем на 34 т начиная с 2007. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Согласно соглашению Россия - США (соглашение Гора – Касьянова) каждая сторона сокращает 34 т излишков оружейного плутония, что Россия намеривалась выполнить посредством перевода плутония в MOX-топливо и использовать его в реакторах, а США - применять как MOX-метод, так и метод захоронения. Каждая сторона должна ликвидировать по крайней мере 2 т плутония в год. Межправительственное соглашение определяет уровень сжигания в минимум 20 ГВт·сут/т, а уровень радиации - в 1З в/ч на расстоянии одного метра от отработанного топлива спустя 30 лет после обработки топлива в реакторе. Табл. 75. Количество и методы утилизации плутония в рамках соглашения Гор-Касьянов. А) Для Российской Федерации: Количество (тонны) Форма 25 Питы и металл в чистом виде 9 Оксид Б) Для Соединенных Штатов Америки: Количество (тонны) Форма Питы и металл в чистом виде 25 Оксид 0,57 Смешанный металл 2,7 Оксид 5,73 Способ утилизации Облучение Облучение Способ утилизации Облучение Облучение Иммобилизация Иммобилизация Таким образом, предполагается переработка таких форм плутония, как 1. Питы и металл в чистом виде: плутоний в виде оружейных компонентов или в виде оружейных деталей или извлекаемый из них, а также металлический плутоний, подготовленный для изготовления из него оружейных деталей. 2. Смешанный металл: плутоний легированный одним или несколькими другими элементами в форме однородного металла и нелегированный металлический плутоний не в чистом виде. 3. Оксид: плутоний в форме диоксида плутония. Правительство США выбрало два способа ликвидации избыточного плутония: - часть плутония будет использована в качестве топлива в реакторах американских и канадских АЭС (имеются технологические разработки и отвечающие необходимым требованиям безопасности реакторы). Плутоний, переведенный в форму отработавшего МОХ-топлива, будет находиться под контролем до окончательного удаления в геологическое хранилище; - из того плутония, который загрязнен примесями и не будет использован в топливе АЭС, предложено по специальной технологии изготовить керамические "шайбы", которые будут упакованы в стальной контейнер, залиты расплавом радиоактивного стекла и направлены на хранение и последующее захоронение (требуется доработка технологии - создание подземного могильника). Для России энергетическое использование высвобождаемого оружейного плутония предполагает решение нескольких задач: - создание производства ядерного топлива на основе оружейного плутония. Наиболее освоенным в настоящее время является смешанное оксидное уран-плутониевое топливо (МОХ-топливо). Его производство включает этап конверсии металлического оружейного плутония (деталей и узлов ядерных боеприпасов) в двуокись плутония необходимого качества и изготовление ТВЭЛов и ТВС из порошков диоксидов плутония и обедненного урана; - модернизацию российских АЭС для использования в них МОХ-топлива; - последующее контролируемое хранение облученного в реакторах МОХ-топлива, содержащего значительное остаточное количество плутония, утратившего после облучения оружейное качество; - работы для создания демонстрационной и промышленной установок конверсии металлического оружейного плутония в оксид, пригодный для изготовления уран-плутониевого топлива для российских АЭС. Решаются задачи по очистке плутония от легирующих и радиогенных примесей, получению оксида плутония керамического качества и заданного изотопного состава, а также по утилизации отходов. Прогресс в переговорах по сокращению стратегических вооружений может привести к тому, что ещё большее количество оружейного плутония станет лишним, и не только в Америке и России. Так, Великобритания уже заявила, что из её заметно меньших ядерных арсеналов 4.1 т плутония является излишком. 13.6 Обращение с плутонием Проблемы использования плутония в первую очередь связаны с заключительной стадией топливного цикла. Страны - обладатели ядерных реакторов в отношении обращения с ОЯТ делятся на две неравные группы. Большинство из них (в том числе США, Канада, Швеция) являются приверженцами разомкнутого (открытого) цикла, который характеризуется тем, что ОЯТ считается высокоактивными радиоактивными И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm отходами, которые подлежат захоронению в глубоких подземных могильниках. При этом они полагают, что через длительный промежуток времени, измеряемый многими десятилетиями, по мере старения отработанного топлива, значительного снижения радиоактивности и появления новых технологий его утилизации, станет целесообразной его переработка. (Сейчас ещё ни одного могильника для ОЯТ не построено). Однако технические проблемы представляются вполне преодолимыми, и вопрос лишь во времени и наличии необходимых средств. Другие страны (в частности, Россия, Франция, Япония, Бельгия, Великобритания, Индия) сделали ставку на переработку топлива с целью выделения и дальнейшего использования невыгоревшего урана, наработанного плутония, других весьма ценных материалов, т.е. на замкнутый топливный цикл. Радиохимическая переработка ОЯТ требует использования технологий высокого уровня и в настоящее время только Россия, Франция, Великобритания, Япония, Индия проводят эту операцию и лишь три первые страны принимают ОЯТ других стран на переработку. На захоронение направляются только отверждённые отходы, причём объём высокоактивных отходов (и соответственно затраты на их дорогостоящее глубокое захоронение) оказывается существенно меньше, чем в случае непереработанного топлива. И, наконец, ряд стран (в том числе Германия, Корея и др.) заняли выжидательную позицию - отложенный топливный цикл. Действительно, топливо после выгрузки из реактора можно несколько десятилетий хранить либо в заполненных водой, либо в сухих хранилищах, отложив решение его судьбы «на потом». Это означает не вполне корректное решение переложить существующую проблему на плечи наших детей и внуков. Возможны три основных варианта обращения с плутонием. После промежуточного непродолжительного хранения ядерного материала можно: - продолжать хранить плутоний (в той или иной форме) неопределённо долго; - сделать ядерный материал труднодоступным для какого-либо дальнейшего, и, прежде всего, военного, использования, т.е. обеспечить необратимость решений о ядерном разоружении и устранить возможность несанкционированного распространения плутония. Эта задача может быть решена путем иммобилизации плутония (денатурирование, т.е. превращение оружейного плутония из металла в оксид (соединение, непригодное для использования в ядерной взрывчатке), смешением с радиоактивными добавками (γизлучателями типа 137Cs или высокоактивными отходами), исключающими возможность скрытного перемещения этого материала), застекловывания и последующего надежного хранения в глубоких могильниках или на дне океанов. - уничтожить плутоний как элемент (возможно сжигание избыточного оружейного плутония в ядерных реакторах, что также предполагает его предварительное денатурирование) или полностью удалить его из среды обитания человека (использовать в ядерных реакторах с постоянной переработкой топлива либо, например, отправить в космическое пространство). (Самый разумный вариант - использование плутония в ядерном топливном цикле для расширения (во многие сотни раз) сырьевой базы атомной энергетики и его специальную наработку для этих целей мы здесь пока не рассматриваем.) Наиболее реальными и приемлемыми являются два способа ликвидации плутония: - использовать его в качестве топлива ядерных реакторов (есть отработанная технология, имеются лицензированные реакторы); - остекловать плутоний вместе с высокоактивными отходами и направить на окончательное захоронение (требуются доработка технологии и создание подземных могильников). Такие способы уничтожения, как отправка плутония в космос, растворение в воде морей и океанов до безопасной концентрации и другие варианты ликвидации, а также неопределённо долгое хранение признаны менее перспективными или неприемлемыми. Универсального, быстрого и дешёвого способа использования как энергетического, так и оружейного плутония пока нет. Но нет и острой необходимости в принятии поспешных решений, особенно по «закапыванию» столь дорогостоящего и перспективного материала. Табл. 76. Плутоний, предполагаемый к использованию и уничтожению. Тип Состав Происхождение Содержится в количестве, 55-60% Pu-239, более 19% примерно, 1% в составе Пригодный для Pu-240, примерно 30% отработанного ядерного использования в нерасщепляющихся топлива в обычных реакторах изотопов гражданских реакторах Оружейный Использование Как составная часть (5-7%) смешанного оксидного топлива (MOX-топливо) для обычных реакторов. Как топливо для реакторов на быстрых нейтронах. Для создания ядерного оружия. Производится на специальных Может перерабатываться в топливо Pu-239 с содержанием менее реакторах военного 7% Pu-240 для реакторов на быстрых нейтронах назначения. или в MOX-топливо И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Итак, сегодня рассматривается два способа избавления от запасов плутония. Первый - производство на основе плутония топлива и сжигание его в обычных реакторах на атомных электростанциях. Второй захоронение. США склоняется к захоронению плутония в глубоких геологических формациях в остеклованном виде, смешанного с высокоактивными отходами; Россия рассматривает плутоний, как энергетический материал, который можно использовать в качестве топлива для АЭС. При этом наиболее приемлемым считается смешанное урано-плутонивое топливо, MOКС-топливо, представляющее собой смесь оксидов урана и плутония. Вторичное плутониевое топливо для тепловых реакторов - это обычно смесь окссидов урана и плутония, содержащая 5% энергетического плутония, смешанного (с высокой степенью однородности) с 95% природного или обеднённого урана (изотопный состав и содержание 235U в них различны). Для быстрых реакторов состав уран-плутониевого топлива иной: обычно плутония в таком топливе 20- 30%, остальное - уран. Сторонники плутония как ресурса утверждают, что, хотя он сегодня и имеет ряд минусов с точки зрения рынка, не использовать вообще его энергетический потенциал нецелесообразно и даже безответственно. Ведь, как и уран, плутоний способен стать ограничителем цен на исчерпаемые энергоносители и, плюс к этому, в отличие от урана может обеспечить нас практически неистощимым и возобновляемым источником энергии. Согласно французской точки зрения, MOX - готовая промышленная технология, дающая надежную стратегию безопасного уничтожения запасов очищенного плутония. Если часть уранового топлива в реакторе на тепловых нейтронах заменить на MOX, т.е. уменьшить нагрузку по 235U, можно добиться примерно равного количества плутония в загружаемом и выгружаемом материале. А реактор на быстрых нейтронах (например, российский реактор с натриевым теплоносителем БН-800) способен к полному сжиганию значительного количества плутония любого качества, причем содержание его в топливе может быть заметно больше, чем при работе на тепловых нейтронах. Сегодня разрабатываются новые виды ядерных топлив (например, карбидное, нитридное, с инертной матрицей), допускающие еще более высокие концентрации плутония, чем в MOX-топливе. Другое направление – постоянное хранение (захоронение) в геологических структурах (с перспективами добычи его будущими поколениями в этих плутониевых шахтах. Возможна также консервация плутония с соблюдением всех мер безопасности и хранение его в пределах досягаемости, чтобы в будущем, когда технологически смогут обращаться с ним без риска, наши потомки воспользовались его потенциальной энергией. В ближайшие годы консервация в странах, противящихся переводу реакторов на использование MOX-топлива, и в случаях, когда включенные в плутоний загрязнения не позволят использовать его для производства MOX-топлива. Метод консервации в лучшей степени обеспечивает геологическую изоляцию и предотвращает утечку в грунтовые воды, чем использование MOX-топлива. Однако, уже на первом этапе программа консервации излишков оружейного плутония в рамках концепции «банка в канистре» столкнулась с проблемой обеспечения цезием в достаточном количестве - для устройства радиационного барьера. Американская концепция «банка в канистре» (“can-in-canister”) предполагает для предотвращения несанкционированного доступа и извлечения плутония заливать плутониевую керамику радиоактивным стеклом, содержащим мощный γ-излучатель 137Cs. Таким образом, создается «непроходимый» радиационный барьер на пути к плутонию, такой же эффективный, какой создают продукты деления в облученном MOXтопливе. Однако залитый стеклом плутоний сохраняет свой исходный оружейный изотопный состав, в то время как в MOX-топливе, прошедшем через реактор, он теряет «оружейное качество». В настоящее время США поддерживают оба решения: для ликвидации излишков оружейного плутония решено одновременно использовать обе технологии - MOX и консервацию. Это позволит раньше начать ликвидацию плутония и застрахует от возможных трудностей реализации одной программы. 26 т плутония (из своих 34 по соглашению Гора - Касьянова) США намереваются обратить в MOX-топливо, оставшиеся 8 т законсервировать. Надо отметить, что программы утилизации плутония, по сути, идентичные в России и в США, существенно отличаются в цене - 1,72 и 4,65 миллиарда долларов соответственно. Не останавливаясь на заявленных 68 т, США и Россия намереваются изыскивать любые пути, чтобы ликвидировать как можно больше излишков плутония, включая использование российского MOX-топлива за пределами страны. Анализируется перспектива сжигания российского военного плутония в канадских реакторах CANDU. В будущем в России могли бы быть построены новые, более совершенные реакторы, позволяющие утилизировать плутоний. Совместные усилия Министерства по атомной энергии (Россия) и компаний “General Atomics” (США), “Framatome” (Франция) и “Fuji Electric” (Япония) направлены на разработку прототипного реактора с газовым теплоносителем, который обладал бы высокой пропускной способностью по плутонию. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13.7 Концепция России по обращению с плутонием В силу чрезвычайной важности проблемы обращения с плутонием, особенно с оружейным плутонием, в 1998 была разработана «Концепция Российской Федерации по обращению с плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения». Основные положения «Концепции…» сводятся к следующему: «Национальная долговременная стратегия обращения с делящимися материалами, высвобождаемыми в ходе ядерного разоружения, состоит в эффективном использовании их энергетического потенциала путем развития соответствующих технологий и производств в атомно-энергетическом комплексе России при соблюдении международных норм безопасности и нераспространения». Россия собирается организовать производство MOX-топлива на ПО “Маяк” или в Железногорске (чтобы гарантировать нераспространение ядерного горючего, оружейный плутоний следует сжигать в ядерных реакторах, расположенных на площадках военных заводов). Росэнергоатом будет использовать MOX-топливо на блоках ВВЭР-1000 в Балаково и на блоках Калининской атомной станции. Другим потребителем MOX-топлива станет уже действующий российский реактор на быстрых нейтронах БН-600. На то чтобы наладить промышленный выпуск MOX-топлива для российских программ, направлены исследовательские работы во многих странах. Они включают адаптацию европейского MOX-опыта к российским топливным разработкам, оценку возможности промышленного производства топлива в России, параллельные исследования во Франции и в Германии, производство опытных образцов топлива. При этом рассматриваются три канала утилизации плутония: в канальных реакторах (типа CANDU), в водо-водяных корпусных реакторах (типа ВВЭР) и в быстрых реакторах (типа БН). Принимая в качестве допущения, что 4 тонны оружейного плутония утилизируются в России, а остальные 30 используются при изготовлении МОХ-топлива для зарубежных (в том числе европейских) реакторов типа LWR, общее производство составит -750 тонн "свежего" МОХ-топлива для зарубежных АЭС. Исходя из существующих рыночных условий, цена МОХ-топлива принята равной цене стандартного уранового топлива (~1100 долл/кг ТМ). Наиболее экономически привлекательной является реализация схемы "лизинга МОХ" с возвратом облученного МОХ-топлива в Россию для безопасного хранения. Решение проблемы предупреждения несанкционированного вовлечения гражданских делящихся материалов в производство ядерных взрывных устройств возможно в рамках создания ядерно-энергетических плутониевых центров. То есть размещение объектов радиохимической переработки, производящих «опасные» соединения плутония, ядерных реакторов и других установок, на которых эти материалы используются, в пределах одной производственной площадки типа площадки ПО «МАЯК». При этом можно обеспечить надежную защиту от хищений и диверсий и организовать действенный международный контроль. Здесь возможна реализация концепции замкнутого топливного цикла с утилизацией плутония, при которой не только увеличиваются национальные энергетические ресурсы, но и в перспективе снижается радиотоксичность долгоживущих ядерных отходов. Начало работ в России по использованию плутония в качестве ядерного топлива относится ко второй половине пятидесятых годов. В 1957 для импульсного реактора ИБР-30 была изготовлена зона из металлического топлива - сплава плутония. В 1959-1965 изготовлено топливо в виде диоксида плутония для реакторов БР-5 и ИБР-2. В исследовательском реакторе БОР-60 испытано большое количество ТВЭЛов, изготовленных по разным технологиям с использованием плутония разного изотопного состава. Многие годы этот реактор работает, рециркулируя собственный плутоний. Положительные результаты испытаний МОХ топлива позволили перейти к применению этого топлива в опытно-промышленных реакторах БН-350 и БН600, использующих с момента их пуска в качестве основного топлива - обогащенный уран. Для целей экспериментального обоснования технологии утилизации плутония в быстрых реакторах на ПО "МАЯК" была создана опытно-промышленная установка ПАКЕТ, позволяющая изготовлять для этих реакторов до 10 ТВС с плутониевым топливом в год. В реакторе БН-350 прошли реакторные испытания с последующими исследованиями и химической переработкой, опытные ТВС со смешанным оксидным топливом (350 кг плутония оружейного состава). Начало реализации замкнутого цикла атомной энергетики в России было положено вводом в эксплуатацию регенерационного завода РТ-1 (1976, ПО "МАЯК"). Завод РТ-1 -производство многоцелевого назначения, обеспечивающее регенерацию отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440, быстрых реакторовконвертеров БН-350 и БН-600, транспортных установок ледоколов и подводных лодок, исследовательских реакторов и иных энергетических установок. Мощность завода по основной категории топлива - ВВЭР-440 составляет 400 т/год, что позволяет обрабатывать топливо не только российских АЭС, но и зарубежных реакторов этого типа. К настоящему времени на заводе переработано около 3000 т отработавшего топлива. С 1978 осуществляется рецикл регенерированного урана (с кондиционированием по содержанию изотопа 235U методом смешивания) в реакторы БН-350, БН-600, несколько позднее - в РБМК, а в последнее время - в реакторы ВВЭР-1000. В России уже сегодня топливный цикл является замкнутым, хотя пока только по урану И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm для реакторов ВВЭР-440 и БН. Безусловно, что без одновременного использования урана и плутония, замкнутый цикл экономически и экологически не оправдан. В результате переработки топлива наряду с обогащенным ураном, основным продуктом деятельности военного завода, происходит выделение и реакторного плутония. При максимальной загрузке такого плутония на заводе РТ-1 производится до 2,6 т/год. В последние годы масштабы производства этого плутония снизились до 0,6 т/год. К настоящему времени на ПО "МАЯК" накоплено 30 т выделенного реакторного плутония. Этот плутоний надежно хранится в виде диоксида для последующего его использования в реакторах на быстрых нейтронах. Основная проблема вынужденного длительного хранения реакторного плутония связывается с распадом коротко живущего делящегося изотопа 241Pu, начальная доля которого в выгружаемом плутонии 10%, в особо неприятный с экологической точки зрения изотоп 241Am. Накопление обозначенных объемов выделенного плутония на ПО "МАЯК", планируемые значительные масштабы выделения плутония в будущем на заводе РТ-2 до 10 т Pu/год и ожидаемое высвобождение до 100 т оружейного плутония обостряют проблему ускорения развития быстрых реакторов как с точки зрения энергетики и экономики, так и с учетом проблемы нераспространения и безопасности утилизации плутония. Необходимость организации временного хранения высвобождаемого оружейного плутония в настоящее время. Вместе с тем очевидно, что такое хранение в силу экономических, экологических и политических соображений не должно быть чрезмерно долгим. Этим критериям удовлетворяет вариант утилизации свободного плутония на базе ядерного центра на ПО "МАЯК", включающего в себя помимо действующего завода по химпереработке уранового топлива РТ-1, также завод по изготовлению смешанного уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов (Комплекс-300) и АЭС с тремя блоками энергетических реакторов на быстрых нейтронах БН-800. Разработанный проект реактора БН-800 характеризуется коэффициентом воспроизводства плутония =1, т. е. предполагалось, что эти реакторы будут использовать плутоний из тепловых реакторов только в качестве своей стартовой загрузки, переходя в последующем на собственный плутоний (БН-800, сооружаемый на Южно-Уральской АЭС, рассчитан на начальную загрузку 2,3 т плутония и 1,6 т для ежегодной подпитки). В рамках создаваемого на ПО МАЯК ядерного центра, с учетом строящегося ещё одного реактора БН800 на Белоярской площадке, можно решить проблему не только накапливаемого на РТ-1 свободного плутония, но и всего высвобождаемого оружейного плутония. Для этого достаточно будет отложить химическую переработку отработавшего топлива реакторов БН-800 до момента, когда значительная часть уже выделенного энергетического и высвобождаемого оружейного плутония будет обезврежена, т.е. переведена в форму отработавшего топлива. Решение проблемы нераспространения делящихся материалов в рамках базовой концепции достигается ограничением района перемещения выделенного энергетического и оружейного плутония в рамках режимной зоны на ПО МАЯК и барьером в виде наличия в отработавшем топливе радиоактивных осколков деления. В целях снижения количества плутония в отработавшем топливе и затрат на хранение ОЯТ рассматривается модернизированный вариант реактора БН-800 без зон воспроизводства с КВ ~ 0,8. Годовой расход оружейного плутония на изготовление ТВС для одного реактора БН-800 составляет 1,6 т. При вводе реакторов БН-800 возможно разово использовать (т.е. превратить в форму отработавшего топлива) весь накопленный на ПО "МАЯК" энергетический и высвобождаемый оружейный плутоний в течение первых двух-трех десятилетий нашего века. В принципе, начальный этап утилизации плутония мог бы строиться и на базе сооружения в рамках оборонных объектов типа ПО "МАЯК", СХК (Томск) или КрГХК (Красноярск) легководных реакторов нового поколения с использованием МОХ-топлива. Однако, для России такое неприемлемо по нескольким причинам. 1) Ни один из тепловых реакторов в России не проектировался с учетом возможности использования МОХтоплива. Показатели безопасности большинства действующих реакторов ВВЭР даже на урановом топливе не удовлетворяют перспективным требованиям, предъявляемым к показателям реакторов повышенной безопасности нового поколения. Поэтому возможность замены части урановых ТВС во всех действующих ВВЭР на ТВС с МОХ-топливом вызывает сомнения. При ограничении доли ТВС с МОХ-топливом в реакторе до 1/3 загрузки активной зоны (как, например, в Западной Европе) строительство реакторов типа ВВЭР вместо БН-800 (3 блока Южно-Уральской АЭС) может обеспечить годовое потребление оружейного плутония на уровне примерно 1 тонны. Т. е. на площадке ПО "МАЯК" для решения задачи утилизации накопленного и высвобождающегося плутония (даже в открытом цикле) вместо трех БН-800 пришлось бы построить 15 блоков легководных реакторов, что практически невозможно. 2) Присутствие в ОЯТ долгоживущих изотопов плутония, америция, нептуния и кюрия усложняет технологию рецикла МОХ топлива и решение проблемы долгосрочного захоронения. Во многом эти И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm проблемы связываются с накоплением в отработавшем топливе 241Pu. Удельная радиотоксичность его в 40 раз выше, чем радиотоксичность основного изотопа 239Pu. При хранении 241Pu превращается в еще более токсичный 241Am (Т=433 года). Этот изотоп определяет основной вклад в радиотоксичность трансурановых элементов в ОЯТ после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония порядка 250 кг/ГВт(э)-год 30 кг составляет изотоп 241Pu. Утилизация оружейного плутония с использованием тепловых реакторов увеличивает годовую наработку 241Pu в три раза по сравнению с его наработкой в ВВЭР на урановом топливе. В условиях длительного хранения ОЯТ топлива значительная часть 241Pu превратится в 241Am, затруднив дальнейшее использование плутония Утилизация оружейного плутония с использованием ВВЭР приведет к увеличению в несколько раз массы малых актинидов в сравнении с ВВЭР на уране. В результате "выжигания" основного изотопа 239Pu при утилизации оружейного плутония в ВВЭР накопятся нуклиды с радиотоксичностью, превышающей в три раза радиотоксичность трансурановых элементов, накапливаемых при работе ВВЭР такой же мощности, но на уране. Иная картина складывается при утилизации оружейного плутония в реакторах БН. Радиотоксичность утилизированного плутония здесь практически совпадает с радиотоксичностью первоначального плутония. 4) Вопрос об использовании плутония в тепловых реакторах во многих странах связывается с относительной дороговизной быстрых реакторов. И первый энергетический быстрый реактор БН-600 производит электроэнергию на 40% дороже, чем реакторы ВВЭР-1000. Однако, опыт БН-600 учтён при разработке проекта БН-800. Удельная металлоемкость этого реактора составляет 80% аналогичного показателя БН-600. Улучшение экономики топливного цикла БН-800 определяется переходом с неэффективного для быстрых реакторов уранового топлива на МОХ топливо и увеличением в последующем выгорания топлива. После аварий на АЭС требования безопасности удорожили тепловые реакторы и по цене они приблизились к быстрым. Использование плутония в тепловых реакторах - это вынужденное решение, и это использование ограничивается несколькими рециклами из-за накапливаемых радиотоксичных младших актинидов. Быстрые реакторы замкнут топливный цикл тепловых реакторов, разрешив проблемы изотопного состава плутония и выжигания младших актинидов. Российская концепция обращения с плутонием (как энергетическим, так и оружейным) основана на постулате замыкания топливного цикла не только на тепловых, но и на быстрых реакторах. 13.8 Временные хранилища плутония Оружейный плутоний хранится на складах военных заводов под усиленной и надёжной охраной. Он может храниться в трех различных формах. Во-первых, в виде недемонтируемых таблеток (пит), которые представляют собой металлический плутоний, герметично запакованный в оболочку из тугоплавкого металла. Во-вторых, это может быть плутоний в металлической форме. В-третьих, в виде оксида. В виде пит, плутоний может храниться длительное время, хотя при этом не исключаются коррозия таблеток и нарушение герметичности металлической оболочки. Хранение металлического плутония может привести к самовозгоранию. Хранение в виде оксида относительно безопасно, но требует дополнительных затрат по переводу металлического плутония в оксид. Сразу после демонтажа боеголовки плутоний в виде пит поступает в хранилище предприятия по производству и демонтажу боеголовок. По мере заполнения хранилища плутоний должен передаваться в специально оборудованное долгосрочное хранилище. Гражданский плутоний довольно длительное время (10-20 лет) находится в отработанных ТВЭЛах в водных хранилищах АЭС, а затем перемещается в хранилища заводов по производству уран-плутониевого топлива, там же будет храниться и готовое МОХ топливо Росатом не заинтересован в строительстве долговременных хранилищ плутония, предлагая хранение в форме, допускающей быстрое его использование в качестве топлива для АЭС. Рис. 86. Распад 241Pu и накопление 241Am. Поскольку реакторный плутония содержит большое количество 241Pu, чем дольше он хранится, тем выше доза радиации, которую получает работающий с ним персонал. Когда для производства МОХ-топлива используется плутоний, выделенный из отработанного топлива легководных реакторов, более старые партии плутония вызывают более высокие дозы облучения персонала предприятий по производству МОХ-топлива. Старые предприятия по производству МОХ-топлива сконструированы таким образом, что они могут использовать реакторный плутоний, который хранился после репроцессинга не более двух с половиной лет (это позволяет избежать чрезмерных И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm концентраций изотопов америция, содержащихся в отработанном топливе). Новые МОХ-предприятия способны работать с реакторным плутонием со сроком хранения три года. Поэтому Япония и Россия, не использующие реакторный плутоний, но выделяющие его и хранящие в течение многих лет, впустую тратят значительные средства, поскольку для избавления от накапливающегося 241Am им придется прибегнуть к повторной переработке. Присутствие в отработавшем топливе долгоживуших плутония, америция, нептуния и кюрия существенным образом усложняет технологию рецикла смешанного топлива и решение проблемы долгосрочного захоронения отходов. Эти проблемы связаны с накоплением в отработавшем топливе 241Рu, удельная радиотоксичность которого в 40 раз выше радиотоксичности основного изотопа 239Pu. При хранении 239Pu превращается в еще более токсичный 241Аm с периодом полураспада 433 года, вносящий основной вклад в радиотоксичность трансурановых элементов отработавшего топлива после распада короткоживущих продуктов деления. При работе легководных реакторов на урановом топливе из обшей массы нарабатываемого плутония - 250 кг/(ГВт(эл) o год) 30 кг cоставляет 241Pu. Утилизация оружейного плутония в тепловых реакторах увеличивает его годовую наработку в 3 раза по сравнению с наработкой в ВВЭР на урановом топливе. В условиях длительного хранения ОЯТ значительная часть 241Pu превращается в 241 Am, что затрудняет дальнейшее использование плутония и захоронение отходов. Помимо нежелательного накопления 241Pu утилизация оружейного плутония в ВВЭР приводит к увеличению в несколько раз массы Аm , Np и Cm по сравнению с ВВЭР на уране. В результате выжигания основного изотопа 239Pu при утилизации оружейного плутония в ВВЭР накопится нуклидов обшей радиотоксичностью, превышающей в 3 раза радиотоксичность трансурановых элементов, накапливаемых при работе ВВЭР такой же мощности, но на уране. Иная картина складывается при утилизации оружейного плутония в быстрых реакторах. Радиотоксичность утилизированного плутония здесь почти совпадает с радиотоксичностью первоначального плутония. Рис. 87. Изменение радиотоксичности трансурановых элементов за первый цикл утилизации оружейного и энергетического плутония в ВВЭР на урановом топливе (1), оружейном плутонии (2). 1/3 загрузки энергетического плутония (4), энергетическом плутонии (5) и быстром реакторе на оружейном (3) и энергетическом плутонии (6). Характер изменения индекса радиотоксичности показан на Рис. . Для сравнения приведен индекс радиотоксичности годовой выгрузки трансурановых элементов для ВВЭР на урановом топливе. Видно, что наилучший радиоэкологический эффект достигается при утилизации энергетического плутония в быстром реакторе. В этом цикле такой реактор является выжигателем наиболее радиотоксичного изотопа плутония - 241Pu. Поэтому при прочих равных условиях в первую очередь необходимо утилизировать выделенный энергетический плутоний, а затем оружейный. Табл. 77. Изменение содержания изотопов в реакторном плутонии во времени. Изотоп Первоначальный состав после 2 лет после 14,4 лет плутоний -241 1 0,91 0,5 ameриций-241 0 0,09 0,5 241 1г 241 Табл. 77. показывает, каким образом Am накапливается в 200 г реакторного плутония, содержащего Pu во время переработки. Период полураспада 241Pu составляет 14,4 года, и в течение каждого периода полураспада половина 241Pu преобразуется в 241Am. Для простоты мы проигнорировали распад самого америция. Кроме того, 28,8 лет слишком незначительный срок по сравнению с Т= 432 года для америция. Рис. 88. Изменение радиотоксичности отходов во времени в зависимости от типа топливного цикла (кг 239Pu в расчете на 1 ГВт(эл)·год); 1 - ВВЭР, замкнутый ЯТЦ с 1/3 смешанного уран-плутониевого топлива; 2 - ВВЭР, открытый ЯТЦ; 3 - ВВЭР, замкнутый ЯТЦ со смешанным уран-плутониевым топливом; 4 - БН с плутонием; 5 - БН с плутонием и Np, Am, Cm. Из анализа Рис. 88 следует, что работа быстрого реактора в режиме рецикла плутония и Am, Np, Cm существенно (в 100 раз и более) сокращает объем и радиотоксичность актиноидов, уходящих в безвозвратные потери. Отработанное топливо после выгрузки из реактора проходит цикл операций, который начинается с помещения его в специальный водяной бассейн выдержки, находящийся на территории каждой АЭС, в И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm котором оно должно выдерживаться 5-10 лет для снижения теплоотдачи и радиационного фона. Типичная активная зона коммерческого реактора содержит 80 т топлива, а бассейн - 400 т. Через год количество выделяемого ОЯТ тепла снижается в 200 раз, а радиоактивность - в 10 раз. После выдержки в бассейне ОЯТ можно перемещать в централизованное хранилище или направлять на переработку. ОЯТ после извлечения из реактора представляет собой высокотехнологичный продукт, 98% которого составляют энергетически ценные диоксиды природных изотопов урана (238U и 235U) и плутоний, наработанный в реакторе. В процессе выдержки в бассейне нарастает, практически в линейной пропорции, концентрация весьма опасного изотопа 137Cs. Цезий обладает периодом полураспада 30 лет и вместе со своим короткоживущим продуктом распада 137Ba создают половину активности продуктов деления. В бассейне выдержки содержится суммарная радиоактивность продуктов распада 5 МКи. Поэтому есть угроза выброса в атмосферу радиоактивных веществ в результате аварий в бассейне или преступных действий, способных привести к выкипанию, вытеканию воды в другие водоемы, а также вследствие неисправности системы водоводов или пожара, возникшего при падении в бассейн большого самолета и пробивания его стенки валом авиационной турбины, или кумулятивным зарядом. С целью предотвращения в топливе явления критичности, топливные сборки помещаются в металлические контейнеры, стенки которых содержат бор, поглощающий нейтроны. При этом установлено, что в случае внезапной потери в бассейне воды, в результате аварии или террористического акта, конвективное охлаждение сборок воздухом будет малоэффективным. Это означает, что свежее ОЯТ может относительно быстро нагреться до температуры, при которой оболочка топлива потеряет герметичность и из неё начнут выделяться летучие продукты деления, включая опасный 137Cs. Возникший пожар может распространиться и на более старое ОЯТ, что приведёт к долговременному загрязнению окружающей местности. Возможна также потеря охладителя в результате атаки террористов. С целью предотвращения подобных происшествий предлагается предусмотреть ряд превентивных мер: снижение вероятности случайной потери охладителя из бассейна с ОЯТ; повышение защищенности бассейнов от возможной атаки террористов; снижение вероятности возникновения пожара в случае потери охладителя; сокращение запасов ОЯТ в бассейнах. Бассейны с ОЯТ представляют собой весьма прочные железобетонные сооружения, размещенные внутри охраняемой территории; - конструкция бассейнов создается таким образом, что сам бассейн с ОЯТ находится ниже уровня окружающего грунта, что препятствует вытечке из него воды даже в случае повреждения; - в бассейне находится громадное количество воды, в результате чего при гипотетически возможных авариях и связанных с ними утечкой воды, у оператора имеется большой запас времени для устранения их последствий. В том случае, если ОЯТ выдерживалось в бассейне 10 лет, оно может быть переведено на содержание в контейнерах сухого хранения. Такие контейнеры не боятся потери охладителя, поскольку они охлаждаются путем естественной конвекции, которая создается теплотой распада отработанного топлива, т.е. их охлаждение является полностью пассивным. Для того, чтобы произошел выброс радиоактивного материала стенка контейнера должна быть пробита снаружи или контейнер должен быть подвергнут сильному нагреву внешним источником до такой степени, что его оболочка разрушится. Для образования большого выброса ОЯТ необходимо произвести одновременное разрушение многих контейнеров, что весьма маловероятно. 13.9 Утилизация оружейного плутония Утилизация оружейного плутония, имеющая целью ликвидацию его оружейного потенциала, и эффективное использование плутония для получения энергии – существенно разные задачи. Для исключения или затруднения использования плутония в военных или террористических целях достаточно перевести его в состояние, по составу и форме близкое к состоянию энергетического плутония. Сделать это можно, пропустив оружейный плутоний через легководный энергетический реактор. При этом оружейный (военный) плутоний будет иметь изотопный состав, идентичный реакторному (гражданскому). Однако, при стандартной кампании это требует много времени. Поэтому имеет смысл вести облучение плутониевого топлива не в энергетическом, а в специальном (укороченном) режиме. Сокращение времени облучения ТВС, содержащих оружейный плутоний, до уровня, обеспечивающего необходимую степень денатурации, позволяет повысить пропускную способность современных реакторов при сокращении расхода урановых ТВС, и сохранить остаточный энергетический потенциал денатурированного плутония для его эффективной реализации в реакторах следующих поколений (наряду с накапливаемым в современных реакторах энергетическим плутонием). Критерием степени денатурации может служить «стандарт отработанного топлива», одним из показателей которого является относительное содержание изотопа 240Pu, типичное для энергетического плутония. В условиях реактора типа ВВЭР в рамках не более 1/3 загрузки плутониевых ТВС с содержанием плутония 3-4,4% и при их одногодичной кампании возможно увеличение пропускной способности по И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm крайней мере в 2-3 раза, т.е. с примерно 300 т/год в энергетическом режиме до 600-900 т/год в режиме денатурации. При этом энерговыработка урановых ТВС за счёт недожигания плутония может быть увеличена по крайней мере на 20 %. Поскольку средние сечения взаимодействия нейтронов с изотопами плутония, влияющие на эффективность денатурации, существенно зависят от спектра нейтронов в реакторе, то процесс денатурации более эффективен в условиях, характерных для реакторов типа РБМК. Возможности решения проблемы путем только технического контроля ограничены. Известная позиция, что полное решение проблемы - это прекращение и запрещение радиохимической переработки отработавшего топлива и направление его на захоронение - при комплексном рассмотрении всех вопросов топливного цикла, связанных с использованием ядерного топлива, оказывается неприемлемой с точки зрения дальних перспектив развития человеческой цивилизации, т. к. приводит практически к безвозвратной потере энергоресурсов, при необходимости надежного и контролируемого хранения этих "отходов" в течение сотен тысяч лет. Рис. 89. Энерговыделение при спонтанном делении (Ватт/кг) и интенсивность источника нейтронов (н/г/с) из-за спонтанного деления для различных изотопов плутония. Другая идея денатурации плутония заключается в увеличении доли 238Pu в топливе за счёт трансмутации младших актинидов (т.е. осуществление процесса 237Np, 241Am→238Pu) и в сжигания высокообогащённого по 235U топлива (т.е. осуществление процесса 235U(<20%)→236U → 237 Np→238Pu). Такая денатурация важна из-за высокого энерговыделения за счёт α-распада. Кроме того, спонтанное деление 238Pu даёт источник нейтронов большой интенсивности. Табл. 78. Физико-технические характеристики ядерных реакторов. Тепловые корпусные Параметр ВВЭР-1000 ВВЭР-440 Тепловые канальные Быстрые реакторы РБМК1000 CANDU (PHWR) БН-600 БН-800 Мощность, МВт тепловая 3000 1375 3200 2779 1470 2100 электрическая 1000 440 913 881 600 800 Срок службы, лет 30 30 30 30 30 30 КИУМ, % 70 70 70 75 70 70 23.4 14.0 44,5/год 119.0 4.3 2.8 Масса перегружаемой топливной партии, т Обогащение топлива подпитки, % урановый цикл 4.40 3.35 2.40 0.71 21.0 28,6*** плутониевый рецикл* 4.67 3,50** 2,44** 0.89 16.0 22.0 Остаточное обогащение отвалов, % 0.2 0.2 0.2 нет 0.2 0.2 Кампания топлива, лет 3.0 3.0 3.7 1.0 1.0 1.3 Глубина выгорания, ГВт.дней/т 40 29 21 8.33 62 100 Содержание в выгружаемом урановом топливе (справочно), % урана-235 1.24 1.20 0.66 0.20 ? ? делящегося Pu 0.82 0.66 0.30 0.26 ? ? * эффективность делящихся изотопов Pu по отношению к урану-235 принята 0,9 и 1,3 в тепловых (ВВЭР, CANDU) и быстрых реакторах (БН) соответственно; разбавителем МОХ-топлива служит отвальный уран с остаточным обогащением 0,2%; содержание плутония в МОХ-топливе CANDU принято, исходя из загрузки 1 тонна плутония на реактор. ** плутониевый цикл ВВЭР-440 и РБМК рассматривается для сравнения с ВВЭР-1000 и CANDU соответственно. *** урановый цикл БН-800 рассматривается для сравнения с плутониевым циклом того же реактора. 13.10 Плутониевое топливо энергетических реакторов Интерес к сплавам плутония вызван главным образом возможностью использования их как горючего в ядерных реакторах. Такое горючее может быть двух типов: жидкое и твердое. Идея горючего в виде жидкого И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm плутониевого сплава была предложена еще в 1946. В первых же исследованиях сплавов плутония пытались найти умеренно разбавленные легкоплавкие сплавы, т. е. растворы плутония в легкоплавких металлах, которые не были бы настолько разбавлены, что для достижения сверхкритического размножения нейтронов в реакторе потребовалась бы слишком большая масса сплава. Однако, с большинством металлов, особенно с такими легкоплавкими металлами, как ртуть, галлий, олово, свинец и другие, плутоний образует тугоплавкие соединения, поэтому растворимость его в этих металлах при низких температурах ограниченна. Только магний и висмут могут растворять нужные количества плутония при низких температурах. Расплавленный магний растворяет при температуре эвтектики (552°) 15 ат. % плутония, а максимальная растворимость плутония в расплавленном висмуте при 700o 8 ат.%, т. е. более чем вдвое превышает содержание урана при той же температуре. В качестве жидкого горючего для реактора LAMPRE в Лос-Аламосе предусматривается применение легкоплавких эвтектических сплавов плутония с железом, кобальтом и никелем. Однако, поскольку эти двойные сплавы содержат больше плутония, чем это желательно, были предприняты поиски третьего компонента - разбавителя, который не повышал бы заметно температуру плавления. Им оказался церий. Поэтому в Лос-Аламосе и Лаборатории Маунда в Майамисберге (штат Огайо) были проведены исследования диаграмм состояния тройных систем плутония и церия с кобальтом, никелем или медью В исследованиях тройных систем с добавками металлов, понижающих температуру плавления (железо, кобальт, никель или медь), было найдено, что сплавы плутоний - церии - медь могут иметь достаточно низкую температуру плавления при не очень высоком содержании плутония, но сплавы плутоний - церий - железо достаточно легкоплавки только тогда, когда содержание плутония в них выше, чем желательно для применения в реакторах. Рис. 90. Обращение с плутонием после переработки ОЯТ реакторов ВВЭР Рис. 91. Схема производства и «сжигания» МОКС-топлива в быстрых реакторах. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Рис. 92. Сокращение объемов долговременно хранимого ОЯТ. Некоторые конструкторы реакторов интересовались жидким горючим из тройных сплавов, содержащих в качестве разбавителя уран (вместо церия), плутоний и металл, понижающий температуру плавления. Был исследован ряд тройных сплавов плутония, урана и третьего металла, однако оказалось, что они слишком тугоплавки, и нет такого материала для контейнера, чтобы их можно было поддерживать в нем в расплавленном состоянии. По этой причине тройные сплавы с ураном далее не исследовались. Обычно считается, что жидкое горючее менее подвержено радиационному повреждению, чем твердое ядерное горючее, и из него проще удалить продукты деления. Рис. 93. Замещение части хранимого топлива. Сплавы, используемые в реакторах как твердое горючее, классифицируются по содержанию плутония на два типа: 1) очень разбавленные и 2) умеренно концентрированные. Фактически в ядерных реакторах используются, за исключением нескольких критических сборок и экспериментальных реакторов малой мощности, только сплавы алюминий-плутоний. Эти сплавы содержат 2-20 вес.% плутония и принадлежат к классу сплавов, очень разбавленных горючим. Они пригодны для тепловых реакторов, но непригодны для реакторов на быстрых нейтронах, так как из-за малого содержания плутония требуется очень большая критическая масса. В этих сплавах плутоний находится в виде соединения PuAl4, распределенного в матрице из очень чистого алюминия, что придает им хорошую теплопроводность. Сплавы радиационно стойкие. Было достигнуто выгорание 60% плутония с незначительным увеличением твердости и объема (разбуханием). Перспективны сплавы медь-плутоний и железо - плутоний. В качестве горючего рассматривались и другие разбавленные плутонием сплавы, состоящие из твердых растворов его в уране, тории, α-цирконий и γ-церий (кубическая фаза при комнат-нон температуре). Однако поскольку эти фазы могут растворять более 10 ат.% плутония, правильнее рассмотреть их в категории умеренно концентрированных твердых сплавов. Под «умеренно концентрированными» сплавами подразумеваются сплавы, содержащие 5-50 ат.% плутония. Низшие составы в этой области отвечают однофазным сплавам, которые можно получить, используя металлы, образующие твердые растворы. Сплав, содержавший 15 вес.% плутония в тории, довольно устойчив, а все твердые растворы плутония в α-уране (ромбическая структура) слабо сопротивляются радиационному повреждению. В двойных сплавах при концентрациях плутония более 10 ат.% появляются нежелательные промежуточные фазы, но однофазный сплав циркония с 40 ат.% плутония удерживает δ-фазу (кубической структуры) при комнатной температуре. Сплав высоко устойчив против действия облучения. При облучении 238U нейтронами образуется 239Pu. Вводя 238U в нейтронный поток реактора, загруженного плутонием, можно осуществить «воспроизводство» нового 239Pu. Поэтому если к горючему, содержащему плутонии, добавить уран, то скорость снижения реактивности уменьшится вследствие воспроизводства нового плутония, замещающего часть сгоревшего. По этим причинам кажется заманчивой идея создания горючего из сплава урана с плутонием. Наибольший интерес представляют сплавы, содержащие 20-40 ат.% плутония. Однако такие сплавы состоят целиком или большей частью из фазы, имеющей такие неблагоприятные свойства, как большая хрупкость, малая прочность, пирофорноcть, низкая коррозионная стойкость и, наконец, плохая устойчивость против облучения. Было предпринято широкое исследование тройных сплавов урана, плутония и третьего элемента с целью улучшения механических свойств. Наиболее успешно эта цель была достигнута добавками молибдена к урану и плутонию, В опытах с И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm умеренным выгоранием сплавы уран - плутоний - молибден показали довольно хорошую устойчивость против облучения. Существенным фактором, способствующим превосходной устойчивости к радиационным повреждениям, является изотропная кристаллическая структура кубической объемноцентрированной фазы. Поскольку одним из основных продуктов деления 239Pu является молибден, у металлургов возникла идея стабилизировать фазу посредством сплава уран-плутоний - «фиссиум», где «фиссиум» - смесь продуктов деления, в которых преобладают молибден, рутений и другие элементы, стабилизирующие эту фазу. Такой сплав имеет известные преимущества в отношении работы в реакторе и регенерации горючего. Кроме того, сплавы этого типа имеют лучшую устойчивость против облучения, чем сплавы уран - плутоний – молибден. К сожалению, исследования в области использования чистого плутония и его сплавов с другими металлами в качестве топлива в реакторах, проводившиеся с 60-х гг. ХХ в., оказались безуспешными. Основой способа сжигания стал разработанный в конце 50-х годов Бельгийским центром ядерных исследований и компанией “Belgonucleaire” метод производства способной к делению смеси урана и плутония. Метод был назван MIMAS (MIcronized MASter blend); с 1985. данная компания начала промышленное производство такого топлива. Название MOX (Mixed-OXide fuel) получило топливо, состоящее из диоксидов плутония и 238U. С того момента, как было установлено, что оно может использоваться в обычных реакторах, многие страны стали его производить и более 30 европейских атомных станций перешли с уранового топлива на смешанное. МОХ-топливо используется на некоторых АЭС Японии и США. Есть одно весьма коварное обстоятельство, связанное с МОКС-топливом. Использование его в реакторах приводит лишь к изменению изотопного состава оружейного плутония, однако и гражданский плутоний может быть использован для создания ядерного взрывного устройства. В качестве одного из возможных видов топлива ядерных реакторов на быстрых нейтронах, способных обеспечить расширенное воспроизводство делящихся материалов, можно использовать смеси расплавленных солей: хлориды урана и плутония в смеси с солями разбавителями, в качестве которых могут быть хлориды лития, натрия, калия, магния, кальция и свинца. В последнее время повысился интерес к плутониевому топливу типа расплава. Хлоридные смеси вполне пригодны в качестве материалов зоны воспроизводства ядерного горючего. Интерес к топливу в виде солевых расплавов определяется лёгкостью и относительно небольшой стоимостью приготовления, возможностью проведения непрерывной очистки его от продуктов деления и изменения состава смеси в процессе работы реактора и организации теплосъема. Все это подтверждено исследованиями на жидкосолевых реакторах MSRE и MSBR (США). Переработка отработавшего ядерного топлива, которая обеспечивает утилизацию запасов плутония и возврат в топливный цикл невыгоревшего 235U, реальна с использованием электрохимической технологии в расплавах хлоридов щелочных металлов. Существует технологическая схема процесса переработки облученного оксидного уран-плутониевого топлива и обеспечения его рецикла в реакторах на быстрых нейтронах, включающая: растворение топлива в расплаве хлоридов щелочных металлов хлорированием; очистку расплава от электроположительных продуктов деления (ПД) электролизом; разделение, осадительную кристаллизацию и извлечение из расплава диоксида плутония; доизвлечение урана электролизом; концентрирование ПД осаждением фосфатов. Наилучшие результаты получены с использованием смеси NaCl-KCl и в присутствии в расплаве UCl4 (до 40%). Процесс исследован и отработан на облученном смешанном топливе реактора БН-350. Предложенный метод принципиально может быть использован для одновременной переработки топлива активной зоны и зоны воспроизводства. 13.11 Сжигание плутония в быстрых реакторах Главная особенность реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования неделящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. Может быть использован и «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Реакторы на быстрых нейтронах дают возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120–140 новых ядер, способных к делению. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 79. Основные характеристики быстрых реакторов России. Реактор Потребление Pu Статус работ по обоснованию возможности использования МОКС-топлива БОР-60 (действующий) 30-50 кг/год Обосновано, 18-летний опыт эксплуатации БН-600 (действующий) 60-70 кг/год (18 ТВС) 240 кг/год (гибридная АЗ) 1100 кг/год (100% МОКС) Обосновано, имеется лицензия Разработка техпроекта Физические расчеты БН-800 (строящийся) 1650 кг/год (100% МОКС) Проект, лицензирован на строительство ВВЭР-1000 (7 действующих и 3 строящихся) 250-280 кг/год (на 1 ВВЭР1000, 30% МОКС) НИОКР Главная особенность использования урано-плутониевого топлива в реакторах на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20–27%) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях. Замечание. Напомним, что чем дольше работает ядерное топливо в активной зоне реактора типа ВВЭР, тем больше в нём чётных изотопов и тем ниже энергетическая ценность этого плутония для использования в качестве вторичного ядерного топлива. В реакторах на быстрых нейтронах делятся (выгорают) как нечётные, так и чётные изотопы. Поэтому состав плутония в топливе „быстрых“ реакторов относительно стабилен. На Рис. 94 представлена схема производства и «сжигания» МОХ-топлива. Утилизация плутония в реакторах на быстрых нейтронах происходит путем «сжигания» его в активной зоне, что превращает реактор из производителя плутония в его потребителя (это вовсе не означает, что потребляется весь плутоний: в отработанном топливе его содержится лишь немного меньше, чем в «свежем»). Концентрация плутония в МОХ-топливе для бридеров существенно выше, чем для легководных реакторов. С точки зрения ядерного распространения одна из проблем, связанных с бридерами, состоит в том, что ядерные материалы, входящие в ядерное топливо, могут быть использованы снова, и это позволит применять данные реакторы для производства большего количества плутония, включая оружейный. Проектируемый реактор БН-800 сможет полностью работать на МОХ-топливе и способен на утилизацию 50 т плутония в течение 30 лет. Как уже упоминалось, замкнутый топливный цикл быстрых реакторов позволяет решить ряд концептуальных проблем атомной энергетики. Если говорить о России, то у нас топливные ресурсы ректоров на быстрых нейтронах включают: выделенный 239Pu в смеси с другими изотопами (из ОЯТ ВВЭР-440, 40 тонн), выведенный из оборонных программ плутоний оружейного качества (34 тонны), 238U, накопленный в различных формах и хранящийся, как отвалы (более 100 тысяч тонн), облучённое ядерное топливо, накопленное после выгрузки из реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 (к середине века 40 тыс тонн, сейчас 15 тыс тонн). Каждая загрузка (2 т Pu) активной зоны реактора БН-800 при коэффициенте воспроизводства 1,2 даёт 400 кг дополнительного плутония, т.е. 5 перегрузок дают запустить новый реактор. На сегодня ресурс составляет более 70 тонн плутония, пригодного для использования в быстрых реакторах. Поскольку реакторы-размножители позволяют из 38 урана вновь получать плутоний, то ресурсы 238U, обедненного, практически неисчерпаемы. Если реактор-размножитель будет работать с коэффициентом воспроизводства 1,2, то ежегодно он будет выдавать 400 кг нового плутония и после 5 перегрузок накопит плутония на запуск нового реактора. Причём в быстром реакторе можно напрямую использовать облученное топливо из реакторов ВВЭР-1000 и РБМК. Одним из компонентов облученного топлива, и соответственно радиоактивных отходов, являются минорные актиниды – нептуний, америций, кюрий, которые напрямую не используются как топливо. Сегодня топливо для быстрых реакторов позволяет принять и уничтожить эти компоненты в одном и том же реакторе. В результате заметно снижается радиотоксичность радиоактивных отходов, и сравнительно быстро после выгрузки топлива мы выходим на экологическое равновесие. В этом видится решение экологической проблемы. Замкнутый топливный цикл быстрых реакторов полезен и с точки зрения защиты от распространения делящихся материалов. Топливо при рецикле в быстрых реакторах может быть очищено не до высокой И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm степени очистки. Поэтому оно всё время будет находиться в категории облученного ядерного топлива, т. е. в высокорадиоактивном состоянии. И это позволяет его контролировать, с одной стороны, а с другой стороны с ним достаточно трудно работать вручную. Важным инженерным барьером является использование дистанционно управляемых автоматических технологий, которые позволяют работать с облученным топливом и с его продуктами только в дистанционных условиях, что создает дополнительный барьер по несанкционированному использованию этих материалов. В России имеет место пример использования технологий нового поколения для замыкания топливного цикла быстрых реакторов, которое позволит решить проблемы ресурсов, накопления ядерного топлива, радиоактивных отходов и проблему нераспространения. 13.12 Сжигание МОХ-топлива на АЭС с реакторами ВВЭР Часть плутония может быть сожжена на тепловых реакторах типа ВВЭР. Каждый такой реактор может быть потреблять от 250 до 280 кг плутония в год. В настоящее время программа энергетического использования высвобождаемого оружейного плутония является затратной, такой она останется в течение ближайших десятилетий. Основные причины – отсутствие производства МОХ-топлива с производительностью 2 т плутония в год и более, а также наличие значительных количеств сравнительно дешевого уранового топлива. Табл. 79. Расчётный изотопный состав ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 Выгорание, ГВт сут/т 40 50 55 60 232 U, 10-7% 2,1 3,5 4,3 5,3 235 U, % 1,28 0,88 0,71 0,57 236 U, % 0,58 0,63 0,69 0,70 Следует, однако, учесть, что ни один из российских тепловых реакторов не проектировался с учетом возможности использования такого топлива. Показатели безопасности действующих ВВЭР даже на урановом топливе не отвечают требованиям, предъявляемым к реакторам повышенной безопасности нового поколения. Кроме этого, при ориентировании на ВВЭР с полной загрузкой такого топлива для утилизации оружейного плутония потребовалось бы в два раза больше таких реакторов, чем быстрых такой же мощности. Это обусловлено различиями в годовом расходе плутония на изготовление топлива для ВВЭР и быстрых. При ограничении доли смешанного топлива 1/3 загрузки активной зоны (как, например, во французских АЭС) требуемое число ВВЭР возрастает в 6 раз по сравнению с быстрыми Изотопы плутония отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОХ-топливе: уменьшению поглотительной способности управляющих стержней. Это происходит из-за того, что МОХтопливо сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий, поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавленного в теплоноситель. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОХ-топливом в непосредственной близости от управляющих стрежней; Рис. 94. Комбинированный топливный цикл БНреакторов с использованием ОЯТ реакторов LWR и с заменой в хранилищах ОЯТ легководных реакторов на UO2 после переработки. использование МОХ-топлива в ВВЭР вносит различные важные для безопасности физиконейтронные изменения, которые значительно влияют на поведение активной зоны в рабочем и аварийном режиме. В МОХ-топливе доля запаздывающих нейтронов меньше и значения коэффициентов реактивности менее благоприятны, поэтому события, ведущие к возрастанию реактивности, рассматриваются как более серьезные для реактора на МОХ-топливе, чем для реактора с обычным UO2 топливом. Для реакторов ВВЭР важны события, связанные с охлаждением активной зоны, такие как разрыв главного циркуляционного контура. Из-за меньшей доли запаздывающих нейтронов и меньшего времени жизни мгновенных нейтронов в активных зонах с МОХ-топливом развитие некоторых аварийных ситуаций (таких, как неконтролируемое выведение стержня или избыточное охлаждение при срабатывании системы охлаждения активной зоны) будет более быстрым. Эта особенность будет усиливаться при увеличении доли И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm МОХ-топлива и степени обогащения плутония, а также с увеличением глубины выгорания ядерного топлива. ВВЭР с МОХ-топливом приближаются по нейтронным характеристикам активной зоны к реакторам на быстрых нейтронах. Для этих типов зон наиболее опасны аварии, связанные с возрастанием мощности (с разрушением активной зоны или вводом положительной реактивности при срабатывании системы аварийной защиты); ускорение износа материалов реактора. Использование МОКС-топлива приводит к повышению средней энергии нейтронов, что ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы внутрикорпусных деталей реактора, при этом наблюдается радиационное охрупчивание корпуса реактора, а также увеличивается количество продуктов коррозии в теплоносителе, что приводит к повышенной нагрузке на спецводоочистку I контура и ведет к повышению радиоактивности теплоносителя; физико-технические характеристики смешанного урано-плутониевого топлива (по сравнению с урановым топливом) в случае использования его на действующих АЭС оказывают негативное влияние на уровень безопасности самой станции, а именно: более низкая температура плавления (ниже на 20–40о); теплопроводность (ниже); выход газообразных продуктов деления (выше); выход негазообразных элементов (выше); повышенное образование йода, трития, актинидов. При работе легководных реакторов на урановом топливе из общей массы нарабатываемого энергетического плутония ~250 кг/(ГВт(эл)бгод) около 30 кг составляет 241Pu. Утилизация оружейного плутония в тепловых реакторах увеличивает его годовую наработку более чем в 3 раза по сравнению с наработкой ВВЭР на урановом топливе. В условиях вынужденного длительного хранения отработавшего топлива значительная часть 241Pu превращается в 241Am, что существенным образом затрудняет дальнейшее использование и захоронение отходов. При использовании МОХ-топлива на АЭС выявляются новые сценарии радиационных аварий, тем самым снижается общий уровень безопасности самой АЭС. Опыт использования МОКС промышленностью пока очень мал по сравнению с опытом применения уранового топлива. Топливные сборки МОКС-топлива составляют менее 0,2% от всех сборок, используемых в мире для питания ЛВР. Даже в Германии, крупнейшем после Японии иностранном клиенте плутониевой промышленности Франции и Великобритании, доля МОКС-сборок не превышает 4% (200 тонн МОКС на 5000 тонн уранового топлива). В случае серьезной аварии на реакторе с нарушением герметичности активной зоны, доза на заданном расстоянии от реактора в случае загрузки его на треть МОКС-топливом будет выше в 2,3-2,5 раза. В столько же раз усугубятся последствия выброса радиоактивности. 13.13 Производство МОХ-топлива в России и в мире Первый завод, который строится на ПО «Маяк», с проектной мощностью 1,3 т плутония, должен был быть введен в эксплуатацию в 2000. Проект осуществляется совместно с Францией с 1993. Новый завод по производству MOХ-топлива будет пятым по счету на ПО «Маяк». Второй завод по производству MOХтоплива предполагается построить в Красноярске-26, но проект находится в стадии разработки. MOХ-топливо планируется использовать на строящейся Южно-Уральской АЭС (расположенной в Челябинске-65), которая будет состоять из трех энергоблоков с реакторами типа БН-800. Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 т плутония для начальной загрузки и 1,6 т для ежегодной подпитки. Рис. 95. Ядерные процессы в топливе: а) Стандартное UO2 топливо; б) МОХ-топливо. В настоящее время рассматривается возможность строительства установки промежуточной производительности для обеспечения МОX-топливом восьми реакторов типа ВВЭР-1000 и быстрых реакторов БН-600 и БН-800. Установка проектируется на основе опыта, технологии и оборудования по производству МОX-топлива в г. Ханау (Германия). И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Табл. 80. Предприятия по производству уран-плутониевого топлива в мире Страна, ядерный комплекс Бельгия, Дессель Франция, Кадараш Маркуль Япония, Токаи-мура Великобритания, British Nuclear Fuel Германия, Ханау Россия, НИИАР, Димитровград ПО «Маяк» США Производительность по МОКС-топливу, т/г. 1995 2000 40 80 20 25 120 120 10 15 8 8 100 1 0,4 0 1 0 13.14 Технология МОХ-топлива Технологии изготовления МОХ-топлива из оружейного и реакторного плутония существенно различаются. В результате демонтажа из боеголовки извлекается таблетка ядерного материала, так называемая «пита», на основе 239Pu (с обогащением более 90%). Её необходимо переработать в ядерное топливо. Возможна переработка плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатахпроизводителях плутония – растворение плутония в кислотах (смесь HNO3+HF или смесь HNO3+HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO2 через оксалатное осаждение, или смешанный оксид (U,Pu)О2 путем совместного соосаждения ураната и плутоната аммония, или плазменной денитрацией. Вместе с тем, водные способы отличает многостадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных отходов. По одной из методик сплав плутоний-галлий растворяют в качестве анода электролизом раствора хлористого аммония (концентрация 3-20мас.%). Одновременно с растворением сплава происходит осаждение гидроксида плутония. Осадок гидроксида плутония отделяют от раствора, содержащего галлий. Осаждают галлий путем разложения гидроксида аммония. Полученный раствор хлористого аммония используют для растворения сплава. Более прогрессивными методами переработки металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива ядерных реакторов являются «неводные» – пирохимические технологии. При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных чем в водных технологиях. К тому же, пирохимические технологии более прозрачны с точки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений. Для конверсии плутония в смешанное топливо использован процесс пирохимической переработки сплава Pu-Ga в МОХ-топливо, включающий стадии: растворение металлического сплава плутония и диоксида урана в расплаве солей NaCl+2CsCl; электролиз расплава с регулируемым соосаждением оксидов плутония и урана; обработка катодного осадка и получение гранулированного топлива. В процессе производства происходит очистка топлива от легирующей добавки (Ga) до уровня требований технических условий на виброуплотненное оксидное топливо реакторов на быстрых нейтронах. Изготовление ТВЭЛов методом виброуплотнения возможно в двух вариантах: ручном - в перчаточных боксах и дистанционном - в защитных камерах. На практике используют два «неводных» метода переработки плутония оружейного качества в реакторное топливо: пирохимический – гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO2 в одном реакторе; и пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов (NaCl+KCl) с последующей осадительной кристаллизацией PuO2 в одном электролизере. Аналогичные технологии используются и для компактных видов топлива, например, нитридного. Технология изготовления таблеточного оксидного урано-плутониевого топлива для ТВЭЛов энергетических реакторов предусматривает два варианта подготовки топлива для изготовления таблеток: – путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония; – путем изготовления таблеток из химически соосажденных порошков (U, Pu)О2 в присутствии поверхностно-активных веществ. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm В первом варианте применяют смешивающий аппарат, что позволяет сократить время смешивания с 16–24 ч до нескольких минут при одновременном измельчении и уплотнении частиц порошка. Этот вариант обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Технология пыльная, что является её существенным недостатком. По второму варианту производится соосаждение солей урана и плутония из раствора с образованием малопылящих гранул. При прессовании таблеток используют сухую связку – стеарат цинка, что позволило существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Табл. 81. Радиационные характеристики необлученных ТВС БН-600 с различными видами топлива Топливо UO2 Смешанное: оружейный плутоний энергетический плутоний Интенсивность излучения, с-1 нейтронного 4,8⋅102 гамма-излучения 2,9⋅109 6,7⋅105 3,6⋅106 1,1⋅1012 7,6⋅1012 Табл. 82. Радиационные характеристики отработавших ТВС БН-600. Топливо UO2 Смешанное (оружейный плутоний) Интенсивность излучения, с-1 нейтронного 1,2⋅105 3⋅106 гамма-излучения 4,52⋅1014 5,17⋅1012 Исходным продуктом для приготовления оксидов плутония являются азотнокислые растворы плутония после экстракционной очистки. Однако, из-за пассивации металлического плутония в азотной кислоте невозможно получить растворы нитрата плутония прямым растворением металла, что усложняет технологию приготовления этих растворов. Обычно эту трудность преодолевают растворением за 12-20 часов облучённых уран-плутониевых стрежней в растворе 13М азотной + 0,5М фтористоводородной кислот при температуре 125о. Полученные азотнокислые растворы направляют на экстракционный аффинаж с тремя циклами очистки плутония от урана и других элементов. Известен способ растворения отработанного реакторного топлива на основе плутоний-алюминиевого сплава в 5,4 М азотной кислоте, содержащей 0,05 М азотнокислой ртути. Полученные азотнокислые растворы плутония подвергают экстракционной очистке. Известен способ растворения отходов рафинировочных плавок металлического плутония и стружки после токарной обработки изделий из плутония в 1,7 М сульфаминовой кислоте. Растворение проводят при температуре ниже 40o, чтобы избежать разложения сульфат-иона. Этот процесс сопровождается выделением водорода. Плутоний содержащие сульфаминовые растворы могут быть переведены в очищенные азотнокислые растворы осаждением гидроокиси плутония, ее растворением в азотной кислоте с последующей экстракционной очисткой азотнокислого раствора. Металлический плутоний быстро растворяется в концентрированной соляной кислоте и с умеренной скоростью в разбавленной с выделением водорода. Солянокислые растворы плутония переводят в очищенные азотнокислые растворы. Азотнокислые растворы плутония после экстракционной очистки (реэкстракты) могут быть сконцентрированы, например, методом упаривания до содержания плутония в упаренных растворах 700-800 г/л. Упаривание нитрата плутония в большинстве случаев является простой операцией, но возможны случаи образования полимерных соединений плутония, что осложняет операции по концентрированию и переработке растворов. Недостатком водных способов получения азотнокислых растворов плутония является их многостадийность, что усложняет технологическую и аппаратурные схемы приготовления этих растворов. Существует электролитический способ извлечения и очистки металлического плутония в расплаве эквимолярной смеси хлоридов калия и натрия, содержащем 8-10 мас.% трихлорида или трифторида плутония, при температуре 700-750o. Этим способом перерабатывают сплавы плутония, например, с железом и галлием, возвратный оружейный плутоний, отработанное металлическое уран-плутониевое реакторное топливо. Электролитический способ рафинирования не требует переводить очищаемый плутоний в какиелибо химические соединения, так как в процессе рафинирования плутоний из анода переходит в электролит в виде ионов трехвалентного плутония, а на катоде эти ионы разряжаются до металла, таким образом происходит переход плутония из одного металлического состояния в другое с высокой степенью очистки от примесей. Очищенный плутоний может быть использован для приготовления концентрированных растворов нитрата плутония. Лучшие результаты даёт способ переработки оружейного плутония до очищенных концентрированных растворов нитрата плутония, пригодных для приготовления топлива энергетических реакторов на основе оксидов плутония, включающий электролитическое рафинирование оружейного И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm плутония в расплаве галогенсодержащих солей. Плутоний после электролитического рафинирования подвергают электрохимическому растворению в 1 - 5 М азотной кислоте (электролите) при температуре от 20o до 80o и анодной плотности тока 0.5 - 10 А/см2 с использованием плутония в качестве анода. Электролитическое рафинирование оружейного плутония проводят в электролизной ячейке, которая включает в себя керамический стакан с катодным и анодным отделениями, вольфрамовый катод, жидкий плутониевый анод, керамическую мешалку для перемешивания электролита, токоподводы к катоду и аноду. Электролитическое рафинирование ведут в электролите KCl-NaCl (эквимолярная смесь) + 8-10 масс.% PuCl3 (PuF3). Плутоний предварительно переплавляют в слитки цилиндрической формы для удобства их размещения в анодном отделении керамического стакана. Электролизную ячейку, собранную и загруженную плутонием и галогенсодержащими солями, предварительно обезвоженными вакуумной сушкой при 300-350o, помещают в обечайку из жаропрочной металлической стали, прикрепленную к крышке электролизного аппарата. Аппарат герметизируют, вакуумируют при нагреве до 300-350o, заполняют очищенным аргоном и далее нагревают до температуры расплавления плутония и солей (700-750C) и затем пропускают через расплавленные соли (электролит) постоянный ток. Электролитическое рафинирование проводят при температуре 700 - 750o, катодной плотности тока 0.05 - 0.1 А/см2, анодной плотности тока 0.45-0.9 А/см2 с перемешиванием электролита. По окончании электролитического рафинирования плутония электролизный аппарат охлаждают, извлекают электролизную ячейку, отделяют катодный металлический плутоний и очищают его от пристывшего электролита, отбирают пробу от плутония для определения в нем содержания примесей (металлических и неметаллических). Полученный рафинированный плутоний подвергают электрохимическому растворению в азотной кислоте. Электрохимическое растворение проводят с использованием плутония в качестве анода в электролизерах цилиндрической формы или ящечного типа с водоохлаждаемыми стенками при параметрах: кислотность азотнокислого электролита 1 - 5 М, температура электролита от 20o до 80o, анодная плотность тока 0.5 - 10 А/см2. В качестве материала катода могут быть использованы тантал, титан, вольфрам, кислотостойкая нержавеющая сталь. Токоподвод к плутониевому аноду от источника постоянного тока осуществляют или через токопроводящую перфорированную корзину (например, из тантала), в которую загружают плутоний, или непосредственно через металлическую подвеску, в которой закрепляют плутоний. Концентрация плутония в азотнокислом растворе (электролите) регулируется объемом электролита, величиной токовой нагрузки и временем электролиза, при этом количество плутония, перешедшего в электролит. Полученный после электрохимического растворения раствор нитрата плутония имеет концентрацию 700 - 800 г Pu/л. Раствор корректируют по валентному состоянию (вводят перекись водорода для стабилизации плутония-IV) и кислотности и в дальнейшем используют в технологии приготовления реакторного топлива. Данный способ позволяет получать очищенные концентрированные растворы нитрата плутония, сокращает число операций и снижает металлоемкость оборудования. Очищенные концентрированные растворы нитрата плутония могут быть использованы, например, в золь-гель процессах для получения спеченных микросфер оксида плутония, как исходного продукта при производстве оксидного топлива энергетических реакторов, в процессах прямой денитрации высококонцентрированных растворов нитрата плутония с получением оксида плутония, который может быть также использован для приготовления реакторного топлива. Современные общепринятые на предприятиях России водные методы переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) имеют ряд недостатков, среди которых: наличие значительного количества замедлителя в системе, увеличение объема радиоактивных отходов, потенциальная опасность (из-за возможности хищения) получения урана и плутония в разделенном и очищенном виде. Этим обусловлено развитие альтернативных технологий. Наиболее перспективным является метод пироэлектрического получения смешанного уран-плутониевого топлива при переработке облученного топлива в расплавах хлоридов щелочных металлов. Преимуществами данного метода являются сравнительно небольшое количество высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов, а также заметное снижение радиохимических характеристик продукта, уменьшающее вероятность его хищения. Предложены менее пылящих процессов получения МОХ топлива, чем механическое смешение оксидов. Первым из них был золь-гель процесс получения гранулированного МОХ топлива, из которого затем прессовались таблетки. Однако этот процесс не позволил обеспечить высокое и стабильное качество таблеток. Поэтому параллельно был разработан метод аммиачного соосаждения урана и плутония. 13.15 Экономика МОХ-топлива В отчете НАН, США 1994 года сказано: «Итак, с точки зрения экономики излишки оружейного плутония являются скорее обузой, чем ценностью. При любом выборе способа его утилизации этот процесс принесет нам скорее убытки, чем прибыль». И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Хорошо сказано, за 15 лет здесь ничего не изменилось. На пути использования МОКС-топлива в реакторах существуют экономические препятствия. МОКСтопливо дороже топлива из обогащенного урана. Замечание. Для ориентации в сфере экономики, укажем, что на сентябрь 1998 года цены на плутоний, установленные изотопным отделением Ок-Риджской Национальной лаборатории (ORNL) были таковы: $8.25/мг за 238Pu (97% чистоты); $4.65/мг за 239Pu (>99.99%); $5.45/мг за 240Pu (>95%); $14.70/мг за 241Pu (>93%); и $19.75/мг за 242Pu. При масштабе производства ~1 т по плутонию в год стоимость МOX-топлива почти вдвое превышает стоимость уранового топлива. Причина прежде всего в обилии на мировом рынке дешевого природного урана и дешевизне и доступности его обогащения. Эти два фактора приводят к тому, что стоимость обогащенного урана достаточно низка. Если предположить, что стоимость природного урана равна 40 долл. за 1 кг (2000 г.) и стоимость обогащения – 100 долл. за единицу разделительных работ (ЕРР), то обогащенный уран стоит 1100 долл. за 1 кг. Цена же производства топливных элементов с МОX-топливом заметно выше. Минимальная стоимость производства 1 кг МОX-топлива составляет 1300–1600 долл. На практике стоимость оказывается еще выше. Стоимость МОX-топлива еще более возрастает при включении в нее стоимости осуществления мероприятий по обеспечению безопасности хранения и транспортировки плутония, которая заметно выше аналогичной стоимости для уранового топлива. Стоимость МОХ-ТВС РМБК и, соответственно, выработанной электроэнергии в 10 раз больше стоимости эквивалентной ей по энерговыработке стандартной урановой ТВС. Основной вклад в стоимость ТВС со смешанным урано-плутониевым топливом вносят затраты на выделение плутония из ОЯТ. Поэтому стоимость ТВС, изготовляемой из урана и плутония, который выделен из ОЯТ легководного реактора с более высокой концентрацией плутония в нем, будет превышать стоимость стандартного уранового топлива в меньшее число (5 раз). Затраты на хранение урановых ОТВС, отсутствующие в случае переработки ОЯТ, немного уменьшат указанные соотношения (до восьми для РБМК и четырех для легководных реакторов). Стоимость начальных загрузок быстрых реакторов будущего может достичь 800 млн$ на блок (примерно 4 т делящегося плутония на 1 ГВт). Согласно расчетам, выполненным Национальной академией наук (НАН) США в 1995, стоимость переработки и производства реакторного топлива на базе низкообогащенного оксида урана (с обогащением 4,4%) составляет 1400$ за 1 кг в ценах 1992, при условии, что цена 1 кг природного урана составляет 55$ за 1 кг. Стоимость производства МОХ-топлива, даже при условии наличия бесплатного плутония (т.е. извлеченного из избыточных ядерных боезарядов), составит 1900$ за 1 кг в ценах 1992, исключая налоги и страховку. Более высокая стоимость МОХ-топлива означает, что ежегодные затраты на полную загрузку реактора мощностью в 1000 МВт данным видом топлива будут на 15 млн$. выше, чем на урановое топливо для реактора аналогичной мощности. В течение всего срока эксплуатации реактора разница между МОХ- и урановым топливом будет выше на 450 млн$ (в ценах 1992), даже если плутоний будет бесплатным. Это эквивалентно 500 млн$ в ценах 1995 г. Стоимость утилизации отработавшего МОХ-топлива будет выше стоимости утилизации уранового топлива, поскольку оно более радиоактивно и содержит в 2–3 раза большее количество остаточного плутония. Ясно, что до тех пор, пока цены на уран относительно низки, использование МОХ-топлива нерентабельно даже при наиболее благоприятных условиях: когда сам плутоний бесплатен, а цены на уран превышают нынешние рыночные цены «спот». Разница в стоимости ещё выше, при учёте затрат на репроцессинг, который потребует в течение всего срока эксплуатации реактора выделения дополнительно сотен миллионов долларов на каждый реактор. Как отметила НАН США в докладе 1994, тот факт, что плутоний представляет собой энергетическую ценность с физической точки зрения, не означает его экономической рентабельности. Нефть, содержащаяся в сланцах, также физически можно использовать в качестве топлива. Но стоимость ее извлечения по сравнению с затратами на добычу нефти из обычных месторождений не позволяет использовать ее, как и плутоний, в качестве экономически выгодного источника энергии. Кроме того, плутоний представляет угрозу с точки зрения распространения ядерного оружия, что также сопряжено со значительными убытками. Табл. 96. Основные характеристики утилизации 50 т избыточного оружейного плутония в ядерной энергетике России Производство МОХ-топлива на Комплекс-300 основе оружейного плутония Пилотная установка Реакторы потребители МОХ- 1 БН-600 и 1 БН-800 (сценарий 1) топлива До 10 ВВЭРБН-600 и 4 1000 ВВЭР-1000 (сценарий 2) И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 Срок утилизации 50 т оружейного 2033 плутония Полные затраты, в млн.USD, в том числе на 1600-1700 600-700 утилизацию плутония, USD, млн Число вовлеченных 2 площадок АЭС Наличие БН-800 плутониевой запроектирована инфраструктуры на БН-600 имеется площадках АЭС Перевозки плутония, PU 330 км/год Число 53 реакторо-лет Техническая Подтверждена обоснованность СоциальноСогласие региональных властей имеется общественное согласие Доля реакторов с МОКС-топливом в полной ~ 5% установленной мощности АЭС (28 ГВт эл.) http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 2032 2050 18001100-1600 2200 1100-1600 600 -1000 5 5 Нет БН-600 имеется ВВЭР-1000 нет 5070 187 1670 187 Требуется НИОКР Требуется выяснение ~ 35% ~ 16% Стоимость охраны плутония для предотвращения кражи или диверсии с целью его оружейного применения высока. Существующие энергетические реакторы могут работать с топливом, содержащим малую величину плутония, представляющую небольшую ценность, и стоимость проектирования и строительства новых реакторов так же весьма велика. Текущая достаточная поставка урана, наличие больших обогатительных мощностей и большие запасы оружейного урана в США и России, который разбавляется для изготовления коммерческого топлива, гарантируют твердые цены на уран в последующие 20-30 лет. Даже при нулевых ценах на оружейный плутоний российско-канадский проект утилизации плутония в реакторе типа CANDU проигрывает по экономичности традиционному урановому варианту топливного цикла реакторов CANDU. Для ВВЭР-1000 не видно экономических преимуществ плутониевого варианта топливного цикла по сравнению с урановым, даже при весьма низких ценах на оружейный плутоний (ниже 5 $/г). Это обусловлено довольно малыми ценами на услуги по обогащению урана, которые предполагает центрифужная технология, развернутая в России. Реактор БН-800 оказывается конкурентоспособным (по критерию приведенных затрат при коэффициенте дисконтирования 10% в год) по сравнению с ВВЭР при ценах на оружейный плутоний ниже 15-20$/г в предположении сравнимых капитальных составляющих этих ректоров. При назначении нулевой цены на оружейный плутоний АЭС с реактором БН-800 на 15% дороже по капитальным затратам, чем АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. "Советские" реакторы типа ВВЭР по топливорасходным характеристикам традиционно уступают зарубежным PWR (на 20% по удельному расходу природного урана на единицу мощности и по приведенным топливным затратам), вследствие худших нейтронно-физических характеристик активной зоны из-за использования стальных деталей ТВС, являющихся сильными поглотителями нейтронов. Эффективность открытого топливного цикла характеризуется отношением выгорания к обогащению топлива (измеряемых в %). Для лучших зарубежных образцов PWR, например, французского N4 оно меньше 1, для ВВЭР-1000 это отношение несколько больше 1. Стремление улучшить топливные показатели новых проектов ВВЭР, дабы приблизить их к зарубежным, за счет использования выгорающих поглотителей и оптимизации схем перегрузок приведет к уменьшению топливной составляющей ВВЭР, а значит к некоторому повышению конкурентоспособности относительно БН-800 на плутониевом топливе при прочих равных условиях. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 13.16 Иммобилизация плутония http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Если извлеченный из отработавшего топлива плутоний повторно использовать в реакторах на быстрых нейтронах, его изотопный состав постепенно становится менее пригодным для оружейного использования. После нескольких топливных циклов, накопление -238Pu, 240Pu и 242Pu делает его неупотребимым для этой цели. Подмешивание такого материала удобный метод «денатурировать» плутоний, или переработать отработавшее ядерное топливо, гарантируя нераспространение делящихся материалов. Это - препятствие против использования реакторного плутония в низкотехнологичных дизайнах. Возросший выход тепла и радиация являются помехами, но не серьезными трудностями, хотя они и рождают проектные ограничения и проблемы с обслуживанием. При усовершенствовании боеголовок и организации надлежащего производственного процесса такие преткновения легко преодолеваются. Альтернативный сжиганию в реакторах способ утилизации плутония – метод иммобилизации, подразумевающий смешивание оружейного материала с высокорадиоактивными отходами, а также жидким стеклом и керамикой, а затем организовать охрану во время хранения, которое кончится в тот момент, когда будет возведен специальный могильник для иммобилизованного плутония. Такая технология, во-первых, обеспечивает невозможность хищения плутония вследствие создания высокого радиационного барьера. А вовторых, его обратное извлечение оказалось бы настолько затратным мероприятием, что изначально теряет всякий смысл. Таким образом, иммобилизация приведет к тому, что плутоний будет защищен от санкционированного или несанкционированного использования в будущем. Хорошей альтернативой смешанному оксидному топливу как способу обращения с плутонием является остеклование (витрификация), заключающееся в смешивании плутония с расплавленным стеклом, в результате чего образуются остеклованные блоки. Остеклование плутония (т. е. обращение с ним как с одним из видов радиоактивных отходов) рассматриваеть его не как «богатое наследство», а как опасный материал, энергетический потенциал которого не следует использовать, даже если бы плутоний доставался «бесплатно». Технология остеклования имеет некоторые преимущества по таким критериям, как риск нераспространения, возможность быстрого осуществления, но и для ее воплощения требуется разрешить некоторые технические проблемы. Технология остеклования плутония не была испытана в промышленных масштабах, но она базируется на двух широко распространенных технологиях - это производство технического стекла и переработка плутония. Кроме того, Франция имеет десятилетний опыт остеклования высокоактивных РАО. У США такого опыта нет: пуск завода по остеклованию высокоактивных отходов в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), многократно откладывается. Теоретически для превращения плутония в вещество, непригодное для оружейного использования, могут быть применены различные материалы - керамика, цемент, металлические покрытия, синтетические материалы, а также различные виды стекла. Однако все они, за исключением, стекла, находятся в стадии научных разработок. В 1982 Департаментом энергетики США в качестве основного материала для завода по переработке отходов в Саванна-Ривер было выбрано боросиликатное стекло, способное продолжительно удерживать радиоактивные отходы геологических формациях. Плутоний в металлической форме, содержащийся в ядерных боезарядах, химически активен и взрывоопасен, поэтому не может быть подвергнут остеклованию сразу, а сначала путем химической переработки должен быть преобразован в более стабильную форму (например, диоксид плутония). Приемлемой технологий отверждения плутония является синтез керамики на основе кубического диоксида циркония и пирохлора. Отверждение плутония начинается с растворения его в азотной кислоте в присутствии небольшого количества плавиковой кислоты для получения раствора нитрата плутония, который сразу направляется в стеклоплавильный тигель, что объединяет стадии кальцинирования и остеклования. Превращение плутония в оксалат (с валентностью III или IV) происходит при нагревании до 1000о на воздухе. Обеспечение условия для окисления плутония, находящегося в смешанном виде с расплавленным стеклом, достигается посредством добавления оксида свинца в расплавленную смесь. Металлический плутоний реагирует с кислородом оксида свинца, образуя оксид плутония, а расплавленный свинец, нерастворяемый в стекле, осаждается на дно плавильной печи. Этот свинец можно снова окислить и использовать повторно. Важным параметром процесса остеклования является количество плутония на единицу веса стекла, поскольку от этого зависит число изготавливаемых стеклянных блоков, а также затраты и время остеклования определенного количества плутония. Для диоксида плутония верхний предел его растворимости в боросиликатном стекле составляет 7% веса стекла. При непревышении этого предела не будет риска достижения критической массы. Уровень высвобождения энергии при достижении порога критичности может быть достаточно высок, что создаст угрозу безопасности персонала и целостности контейнера с плутонием. При концентрации 239Pu в каждом стеклянном блоке выше 7% будет легче извлечь плутоний и вновь использовать его для оружейных целей. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Принимая во внимание соображения, связанные с нераспространением оружейных делящихся материалов, следует стремиться к понижению концентрации плутония в боросиликатных блоках, опираясь не только на технические критерии. Для того, чтобы сделать обратную операцию извлечения плутония из стекла сложной и дорогостоящей, до или в процессе остеклования плутоний можно смешать с другими материалами. В США рекомендуется смешивать плутоний с продуктами деления, чтобы сделать стеклянные блоки высокоактивными, и тогда выделение плутония из них будет весьма трудоемкой операцией. Но этот подход имеет недостатки. Потребуется создать дорогостоящую систему зашиты персонала от радиации в процессе остеклования и тем самым отодвинуть на некоторое время (около десяти лет) все операции по остеклованию плутония. Можно смешать плутоний с 137Cs, который является сильным γ-излучателем. Поскольку период полураспада 137Cs (27 лет) почти в тысячу раз меньше, чем плутония (24 тыс. лет), через несколько сот лет извлечь плутоний из такой смеси будет достаточно просто. Для повышения сложности химического извлечения плутония из стекла, перед остеклованием его можно смешивать с ураном. Добавление обедненного урана сделает смесь неприменимой для оружейных целей. Можно использовать также 232Th. Поскольку 232Th и обедненный уран менее радиоактивны по сравнению с продуктами деления, не потребуется создавать мощной системы радиационной защиты. Определенную привлекательность для смешивания с плутонием имеют редкоземельные элементы (например, европий и гадолиний), которые обладают химическими свойствами, сходными с актинидами. Даже если смесь плутония с РЗЭ удалось бы извлечь из стекла с помощью химической переработки, использовать её для создания ядерного заряда практически невозможно, поскольку критическая масса такой смеси очень велика и требуется дополнительная дорогостоящая переработка. Чтобы удовлетворять критерию нераспространения делящихся материалов, для остеклования смеси плутония с обедненным ураном или редкоземельными элементами потребуется больший объем стекла, чем для остеклования самого плутония. Это означает, что в этом случае должно быть создано более мощное производство стекла. Но и при этом процесс может быть реализован быстрее, чем остеклование плутония с продуктами деления. Преимущества этих вариантов можно соединить в рамках комбинированного варианта, когда плутоний остекловывается в смеси с актиноидами или редкоземельными элементами, а емкость, в которой будет содержаться стеклянный блок, делается радиоактивной, например, с помощью такого γ-излучающего продукта деления, как 137Сs. При таком подходе достигается цель ускорения процесса остеклования, исключая из него этап работы с радионуклидами - сильными γ-излучателями. 137Cs можно добавлять в емкость непосредственно перед ее закрытием или производить такие емкости заранее из сплавов с 137Cs. Потребовалось бы 15 г 137Cs (13500 Ки) для создания такого же радиационного поля в 5500 рад, которое образуется высокоактивными отходами активностью в 200 тыс. Ки, смешиваемыми со стеклом. Для того, чтобы убедить Японию, Индию, Великобританию и Францию прекратить переработку и начать остеклование плутония, могут быть использованы следующие стимулы. 1) Создание международных резервов уранового реакторного топлива, образованных в результате разбавления высокообогащенного урана (высвобожденного из ядерных боеголовок) природным или обеднённым ураном, которые в течение десятилетий могли бы служить в качестве альтернативы топливу на основе плутония. Это ослабит опасения этих стран по поводу уранового дефицита и энергетической зависимости. 2) Международные гарантии финансирования работ по извлечению плутония из стекла, когда будет создана технология изготовления экономически эффективного топлива из плутония. Названные пять стран признают, что на современном этапе развития топливо на основе плутония является неэффективным, но они хотели бы сохранить потенциал производства плутония к тому времени, когда он превратится в экономически выгодный энергоноситель. Наличие финансовых гарантий может убедить их перевести имеющиеся нынешние запасы плутония в форму, неприменимую для военных целей. 13.17 Трансмутация плутония Остеклование гарантирует целостность стекла с плутонием в течение 100 лет, но далее проблема, возможно, станет еще сложнее. Геохимические процессы в земле настолько сложны, что невозможно гарантировать отсутствие непредсказуемых последствий спустя много лет. Наиболее предпочтительный путь уничтожения плутония - это трансмутация его в осколки деления, которые, в основном, имеют гораздо более короткий период полураспада и не обладают высокой α-активностью. Основной альтернативой подземному захоронению предлагается процедура РИТ (разделение и трансмутация). Эта операция предусматривает ликвидацию долгоживущих радионуклидов (в том числе и плутония) путем извлечения из ОЯТ и последующего их деления или распада в ядерных реакторах или с использованием ускорителей заряженных частиц. Однако для полной переработки наработанных трансуранов по программе РИТ потребуется 40 реакторов на быстрых нейтронах, а весь процесс может занять сотни лет. Более эффективно сжигание плутония и минорных актинидов на специальных ускорителях (см. наш курс лекций ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ). И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm 13.18 Захоронение плутония в геологических структурах Предполагается, что остеклованный и загрязнённый вредными для использования элементами плутоний будет отправлен на вечное захоронение в тщательно подобранные геологические структуры. Тем самым человечество навсегда избавится от плутония. Однако, безопасность такого подхода вызывает ряд возражений. Дело в том, что захоронение денатурированного плутония (например, размещение остеклованного плутония в скважинах) не даёт гарантии в его безопасном хранении, особенно в течение длительного времени, и порождает две проблемы. Первая связана с тем, что длительное такого материала является долговременным и относительно недорогим источником делящихся нуклидов, который на протяжении столетий будет сохраняться в таком виде, что из него в любой момент может быть выделен плутоний для создания ядерного оружия. Захоронение по своей сути - залежи «плутониевой руды», находящиеся в резерве. Вторая проблема связана с тем, что в процессе длительного хранения под землей остеклованного плутония будет происходить постепенное вымывание боросиликатногоо стекла (бор активно поглощает нейтроны – играет роль нейтронного яда), образующаяся при этом довольно подвижные соединения плутония с кремнием начнут проникать в окружающую среду. Подобный эффект вызван ослаблением изоляции материала нейтронами деления - явление радиационно ускоренной диффузии. При адсорбции и концентрации таких соединий плутония на глинах вмещаюшей породы со временем может сформироваться критическая масса плутония, способная привести к произвольному ядерному взрыву значительной мощности. Это может произойти в том случае, если около 100 кг 239Pu в виде смеси с диоксидом кремния, имеющей форму сферы, станут критическими при радиусе сферы около 0,5 м (в сухом виде, при наличии воды критическая масса меньше на порядок). Важно, что возникающее критическое состояние обладает положительной обратной связью: выделение энергии в системе приводит к таким измениям в ней, которые постепенно приводят к ещё более высоким темпам энерговыделения. Такие системы являются автокаталитическими. В этом состоит их опасность. Только при содержании в стекле 1% плутония, керамическая форма не будет критичной, даже без дополнительных поглотителей нейтронов. Критичность можно предотвратить путем добавки к стеклу менее выщелачиваемых, чем бор поглотителей нейтронов, либо заменить кремнёвые стёкла на керамику. В качестве долговременной международной политики в отношении ОЯТ признается необходимость ограничения количества его хранилищ в мире, например, не более 25. В хранилище с отработанным топливом одного коммерческого реактора общее количество плутония может достигать 10 т. Увеличение мощности разрабатываемого в США депозитария позволит собрать в одном хранилище ОЯТ от всех реакторов тех стран, где не предполагается вести его переработку. Создание такого международного хранилища поможет значительно сократить риск извлечения ОЯТ, остающегося в хранилищах на площадках АЭС. При этом следует помнить, что в связи с предстоящим в будущем истощением запасов природных энергоносителей, следующим поколениям неминуемо придется обратиться к извлечению и переработке старого ОЯТ и захороненного плутония. Геологические хранилища должны обеспечивать предотвращение выброса радиоактивных материалов в результате естественных процессов, происходящих под землей, или вмешательства человека. Для контроля за ними с целью предотвращения несанкционированного доступа предлагается использовать анализ фотоснимков, получаемых со спутников, а также проведение регулярных инспекций наземных площадок международными группами инспекторов. Для государства, которому принадлежит хранилище, наиболее важными факторами являются возможная продолжительность тайных операций по извлечению ОЯТ и масштабы получения плутония. От ответов на эти вопросы зависит возможность применения международных санкций или военного вмешательства. Определенную потенциальную угрозу может составить изменение национальных границ, когда хранилища с плутонием могут перейти в руки другого государства. Нельзя исключить и возможность создания доступа в хранилища со стороны наднациональных террористических организаций. Сторонники длительного захоронения ОЯТ не без оснований полагают, что ОЯТ, прошедшее дополнительную обработку в виде остекловывания, представляет меньшую опасность вследствие значительной степени разбавления и трудностями выделения из него плутония. В то же время подобные хранилища могут стать сравнительно недорогими источниками получения плутония, в том числе и для использования во враждебных целях. В отдаленной перспективе невозможно обеспечить надежный контроль за содержанием его в подземных геологических захоронениях и на основании этого считают нерациональным такой способ его утилизации. По оценкам ученых США, при осуществлении разработанного проекта хранилища ОЯТ в Юкка Маунтин (шт. Невада) возврат одного заложенного там контейнера составит 10 т топлива, содержащего 100 кг плутония, из которого можно сделать 15- 20 боезарядов. Глен Сиборг (первооткрыватель плутония) являлся непримиримым противником захоронения ОЯТ, представляющего И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm потенциальную угрозу использования содержащегося в нем плутония в военных или террористических целях. В докладе группы Американского ядерного общества под его председательством указывается: "...через длительное время риск распространения плутония может быть полностью устранен только путем его потребления в качестве ядерного топлива". 13.19 Перспективы уран-плутониевого цикла Вновь вернёмся к Концепции устойчивого развития и к её требованию ускоренного развития энергетики, а, следовательно, к необходимости перевода всего урана в плутоний высокого (не хуже военного) качества. Важная проблема – организация эффективного воспроизводства ядерного горючего. Если реактор работает на тепловых нейтронах (напомним, что их скорость – порядка 2000 м в секунду, а энергия – доли электронвольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония, немногим меньшее, чем количество «выгоревшего» 235U. Немногим, но меньше, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддерживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля 235U. Отсюда закономерен вывод: «тепловой» реактор на естественном уране (Канду, Магнокс) – не может обеспечить расширенное воспроизводство ядерного горючего. Иначе обстоит дело с быстрыми реакторами на обогащённом изотопом 235U топливе. Сравним ход цепной ядерной реакции на 235U и 239Pu. Важнейшая характеристика любого ядерного горючего – среднее число нейтронов, испускаемых после того, как ядро захватило один нейтрон, η. В «тепловых» реакторах на уране наблюдается закономерность: каждый нейтрон порождает в среднем 2,08 нейтрона (η=2,08). Помещенный в такой реактор плутоний под действием тепловых нейтронов даёт η=2,03. Несколько иная ситуация в быстром реакторе. Естественную смесь изотопов урана в такой реактор загружать бесполезно: цепная реакция не пойдет. Но если обогатить «сырье» 235U, она сможет развиваться и в «быстром» реакторе. При этом уже η=2,23. Деление плутония быстрыми нейтронами даёт η= 2,70, т.е. возникают «лишние полнейтрона». В любом реакторе один нейтрон нужен для поддержания цепной ядерной реакции, 0,1 нейтрона поглощается конструктивными материалами установки, а «избыток» идет на накопление 239Pu. В одном случае «избыток» равен 1,13, в другом – 1,60. После «сгорания» килограмма плутония в «быстром» реакторе выделяется колоссальная энергия и накапливается 1,6 кг плутония. А уран и в «быстром» реакторе даст ту же энергию и 1,1 кг нового ядерного горючего. И в том и в другом случае налицо расширенное воспроизводство. Но нельзя забывать об экономике. В силу ряда причин цикл воспроизводства плутония занимает несколько лет. Допустим, что пять. Значит, в год количество плутония увеличится только на 2%, если η=2,23, и на 12%, если η=2,7! Ядерное горючее – капитал, а всякий капитал должен давать, скажем, 5% годовых. В первом случае налицо большие убытки, а во втором – большая прибыль. Этот примитивный пример иллюстрирует «вес» каждой десятой числа η в ядерной энергетике. Важно и другое. Ядерная энергетика должна поспевать за ростом потребности в энергии. Это условие выполнимо в будущем только тогда, когда η =3. Если же развитие ядерных энергетических источников будет отставать от потребностей общества в энергии, то останется два пути: либо «затормозить прогресс», либо брать энергию из каких-то других источников. (Вопрос только где их взять?!) При планировании развития ядерной энергетики в СССР 20-30 лет назад использованию плутония как топлива придавалось решающее значение. Идея состояла в том, что для увеличения топливного потенциала ядерной энергетики при отсутствии больших запасов урана необходимо развитие расширенного воспроизводства ядерного горючего на основе быстрых бридеров. Наличие достаточного количества бридеров и радиохимических производств снимает вопрос о запасах природного урана, и использование плутония в бридерах должно определять развитие ядерной энергетики. Идея расширенного воспроизводства ядерного топлива должна была обеспечить широкое развитие ядерной энергетики при скудных запасах урана. По разным причинам, эта идея не была воплощена в жизнь, то теперь к ней снова приходится возвращаться. Хорошо это или плохо, но реальной альтернативы ядерной энергии в крупномасштабном замещении традиционных топлив для решения проблем, связанных с истощением дешевых ресурсов ископаемого топлива и загрязнением окружающей среды продуктами горения нет, к тому же эти проблемы могут обостриться к середине столетия вследствие роста народонаселения и экономики развивающихся стран. Прогнозируется внедрение в энергетику быстрых реакторов в замкнутом топливном цикле, отвечающих требованиям экономики и безопасности. Это послужит основой энергетического обеспечения устойчивого развития человечества, кардинально решив проблему нераспространения ядерного оружия, и будет способствовать экологическому оздоровлению планеты Земля. Тому же будет способствовать и развитие уран-ториевого цикла (см. наш обзор ТОРИЙ). И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Фундаментальным ресурсом для выполнения совокупности главных требований является уникальный избыток нейтронов в быстрых реакторах с топливом U-Pu. Благодаря ему может быть найдена и адекватная техническая концепция (топливо, теплоноситель, конструкция и т.д.) быстрого реактора, не слишком отклоняющаяся от существующей мирной и военной технологии и последовательно реализующая принципы естественной (внутренне присущей) безопасности. Этот подход привел к концепции реактора БРЕСТ со свинцовым теплоносителем. Ресурсы дешевого урана для тепловых реакторов оцениваются в 10 млн т, что в энергетическом эквиваленте меньше ресурсов нефти и газа, тем более угля, так что реакторы на 235U не могут существенно повлиять как на мировое потребление обычного топлива, так и на снижение выбросов парниковых газов. При сохранении крайне низких цен на уран в тепловых реакторах сможет быть использован и уран из бедных месторождений. Но при возвращении к развитию ЯЭ рост спроса затрат на разведку и освоение новых месторождений, «динамическая рента» приведут к многократному росту цен на уран и его вклада в стоимость энергии. При достигнутой доле в производстве электричества ядерная энергетика на традиционных реакторах, в основном легководных, сможет развиваться лет 40, помогая решению проблем топливо дефицитных стран и районов, или несколько дольше при ожидаемом снижении этой доли. Ядерная энергетика более высокого уровня может быть развита на быстрых реакторах. Однако первое поколение быстрых реакторов оказалось во много раз дороже тепловых. С быстрыми реакторами (БР) и замкнутым циклом связывают и опасность распространения ядерного оружия, что привело к остановке этих разработок в США, затем и в Европе. Но без БР ядерная энергетика лишается серьезной перспективы и главных аргументов. Между тем, ядерная технология, отвечающая требованиям большой энергетики по безопасности и экономике, может быть создана на уже существующей ядерной технике. Она позволит увеличить прирост на порядок по сравнению с нынешним уровнем ~350 ГВт (эл). Создание новой ядерной технологии открывает новые возможности развивающимся странам, отвечает глубоким интересам развитых стран и должно быть поддержано их правительствами при условии, что это будет технология, снижающая риск расползания ядерного оружия. Долговременный сценарий развития ядерной энергетики, разумеется, весьма ориентировочный, представлен на Рис. 97. Кривая 1 описывает продолжение развития ядерной энергетики на тепловых реакторах традиционного типа на 235U, в основном легководных. При потреблении легководным реактором 200 т природного урана в год на 1ГВт (эл) и ресурсах дешевого урана 107 т эти реакторы вырабатывают 5·104 ГВт (эл)лет (примерно столько же реакторо-лет) и произведут 104 т делящегося Pu (200 кг/г на 1 ГВт (эл)). Повторное использование Pu, выделяемого сейчас на построенных во Франции, Англии и России заводах, позволило бы на 20-25% увеличить топливные ресурсы тепловых реакторов. Но современная нерентабельность использования в них МОХ-топлива не стимулирует расширения этих производств, а распространение этой технологии в мире увеличивает риск расползания ядерного оружия. Малоэффективное сжигание Pu в тепловых реакторах ограничит возможности создания на следующем этапе крупномасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах. Поэтому сценарий исходит из продолжения работы тепловых реакторов первого этапа в основном в открытом топливном цикле. Многие развивающиеся страны проявляют интерес к тяжеловодным реакторам, позволяющим использовать природный уран и обеспечивающим независимость от поставщиков обогащенного урана. Увеличение их доли в ядерной энергетике первого этапа (сейчас около 5%) привело бы к некоторой экономии природного урана (примерно в 1,5 раза на реактор) и росту производства Pu (примерно вдвое на реактор). В 4-6 раз меньшая глубина выгорания топлива в сравнении с легководным ректором увеличит накопление отработанного топлива и потребности в его хранилищах, так что трудно ожидать существенного изменения доли тяжёловодных реакторов. Пока есть дешевый уран, нет необходимости и в переходе тепловых реакторов на цикл Th-233U. Тепловые реакторы разных типов, вероятно, окажутся предпочтительными и в более отдаленной перспективе в некоторых секторах энергопроизводства: малые и средние атомные станции (десятки-сотни МВт (т)) для удовлетворения локальных нужд в тепле и электричестве удаленных районов, куда проведение линий электропередачи и доставка топлива затруднены и дороги, или технологических потребностей в высокотемпературном тепле. Тепловые реакторы выгодно будет в дальнейшем, с удорожанием U, перевести в топливный цикл Th-233U с КВ~0,8 (кривая 2) с покрытием дефицита в 233U его производством в U–бланкетах БР. Главной сферой применения ядерной энергии останется централизованное производство электричества на крупных АЭС мощностью тысячи МВт с его передачей на сотни километров для района с миллионным населением. И.Н.Бекман ПЛУТОНИЙ Учебное пособие Глава 13 http://profbeckman.narod.ru/Pluton.htm Рис. 97. Ориентировочный сценарий роста ядерных энергогенерирующих мощностей: 1 – развитие ядерной энергетики на тепловых реакторах на 235U (в основном – легководных); 2 – тепловые реакторы с топливным циклом Th-233U; 3 – быстрые реакторы (U-Pu); 4 – ядерные мощности в целом (тепловые и быстрые реакторы); 5 – общие мощности (ядерные и неядерные). Электричество остается наиболее универсальной и удобной для передачи и конечного использования формой энергии, его производство растёт быстро и занимает важное место в потреблении топлив (сейчас около 1/3). Пэтому, крупномасштабное развитие ядерной энергетики, представленной кривой 3 с условным началом в 2020, предполагает строительство крупных АЭС. Подобные масштабы возможны только на БР с КВ≥1. Главным мотивом применения в первых быстрых реакторах легкого и теплопроводного натриевого теплоносителя служила его способность отводить высокие тепловые потоки от топлива со снижением времени удвоения Pu, Т2, необходимого для достижения ожидающихся высоких темпов роста энергетики, в том числе ядерной. Теперь картина изменилась. Темпы роста энергетики снизились (утроение производства электричества за 50 лет соответствует темпам 2%), накапливаются большие количества Pu, так что коротких Т2 не требуется. Сценарий Рис. вполне может быть осуществлен быстрыми реакторами с КВ~1 и умеренной энергонапряженностью. Содержащиеся в отработанном топливе реакторов первого этапа 104 т Pu и 1,5·104 тонн 235U позволят ввести быстрые реакторы мощностью 4 тыс. ГВт (эл), использующие сначала Pu в смеси со слабообогащенным (1-4%) ураном (дообогащенный регенерат топлива тепловых реакторов). При оптимальном КВА=1,05 (минимум изменения реактивности) ядерные мощности достигнут 8 тыс. ГВт (эл) за счет избыточного воспроизводства Pu. Поэтому их разработка подчинена исключительно достижению экономичности и безопасности. Замена Na на химически пассивный высококипящий теплоноситель, отказ от уранового бланкета при обеспечении внутреннего воспроизводства КВ=КВА~1, использование плотного и теплопроводного топлива (но не для повышения энергонапряженности, а для достижения КВА~1 и снижения запасов реактивности) вместо оксидного соответствуют этим целям. Избыток нейтронов в быстром реакторе в цикле U-Pu без U-бланкета и высокий поток быстрых нейтронов обеспечивают быстрым реакторам преимущество в трансмутации долгоживущих радионуклидов (как собственных, так и от тепловых реакторов) для решения проблемы радиоотходов без создания специальных «сжигателей». Равновесный состав топлива (КВА~1) создает предпосылки к применению технологии его переработки, сводящейся к не очень глубокой очистке от продуктов деления, исключающей извлечение с её помощью плутония. Использование такой технологии в «неядерных» странах обеспечивало бы определенную степень их независимости от ядерных стран, не нарушая международного режима нераспространения, в любом случае требующего пресечения краж топлива и создания нелегальных производств по его переработке. Таким образом, выбор быстрых реакторов в цикле U-Pu в качестве основы крупномасштабной ядерной энергетики, сделанный ее основоположниками еще в 40-50 годы ХХ в., остается верным и в новых условиях, однако эти условия и накопленный опыт требуют новых подходов к их созданию. Итак, нравится это кому, или нет, но, начиная с середины этого века, ядерная энергетика перейдёт на быстрые реакторы с трансмутацией всего урана (прежде всего – обеднённого) в плутоний высокой изотопной чистоты (не хуже оружейного) с последующим его сжиганием в медленных и быстрых реакторах (окончательное устранение плутония будет производиться на быстрых реакторах с безурановым топливом). Безопасность такой энергетики обеспечит разведка и международные полицейские силы.

«РАДИОХИМИЯ Том I РАДИОАКТИВНОСТЬ И РАДИАЦИЯ Учебное пособие Москва Бекман И. Н. УДК 539.1 ББК 24.13 Б Бекман Игорь Николаевич – доктор химических наук, профессор кафедры радиохимии...»

-- [ Страница 1 ] --

И. Н. Бекман

РАДИОХИМИЯ

РАДИОАКТИВНОСТЬ И РАДИАЦИЯ

Учебное пособие

Бекман И. Н.

Бекман Игорь Николаевич –

доктор химических наук, профессор кафедры радиохимии Химического факультета Московского государственного университета имени М.В. Ломоносова;

заслуженный профессор МГУ.

Редакторы Бекман Э.М. и Полонская-Буслаева О.А.

Бекман И.Н.

Б42 Радиоактивность и радиация. Радиохимия.

Том 1: учебное пособие/И.Н.Бекман.- МО, Щёлково:

Издатель Мархотин П.Ю. 2011.- 398 с.

ISBN 978-5-905722-05-9 «Радиоактивность и радиация» – первая часть учебного пособия «Радиохимия». Книга содержит систематические сведения по радиоактивности, радионуклидам и сопутствующим им излучениям, кинетике распада и накопления радиоактивных изотопов, строению ядра и ядерным процессам, источникам радиоактивных излучений, методам регистрации радиоактивных излучений, взаимодействию радиации с веществом, методам разделения изотопов, а также способам статистической обработки результатов радиометрических измерений. Приведены сведения о биологическом действии радиации, рассмотрены методы радиационной дозиметрии, и обсуждены правила безопасности при работе с радионуклидами. Описаны свойства некоторых радиоактивных изотопов.

Пособие может быть полезно студентам-радиохимикам, студентам и аспирантам химических и политехнических вузов, исследователям, работающим с радиоактивными веществами, и всем интересующимся изотопами, радиоактивными излучениями и методами их использования в современной науке, технике и медицине.

ББК 23.1 ISBN 978-5-905722-05-9 © Бекман И.Н., 2011 Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1

ПРЕДИСЛОВИЕ

«Радиоактивность и радиация» – первая часть учебного пособия «Радиохимия», состоящего из семи томов: 1. Радиоактивность и радиация (Основы радиохимии), 2. Радиоактивные элементы (Ядерно-физические, радиологические и химические свойства радиоактивных элементов; методы их получения и использования), 3. Фундаментальная радиохимия (Химия горячих атомов, состояние и диффузия радионуклидов в различных средах; методы разделения радиоактивных веществ), 4. Ядерная индустрия и промышленная радиохимия (Ядерные топливные циклы; радиохимические технологии в ядерной индустрии), 5. Прикладная радиохимия (Метод радиоактивных индикаторов, ядерно-физические и радионуклидные методы диагностики), 6. Экологическая радиохимия и радиоэкология (Состояние и миграция радионуклидов в природных средах), 7. Радиационная и ядерная медицина: физические и химические аспекты (Синтез радиофармпрепаратов и их применение в диагностике и терапии).

С точки зрения университетского образовательного процесса, пособие «Радиоактивность и радиация» содержит информацию, необходимую для понимания материала, излагаемого в параллельных курсах лекций:

«Фундаментальная и прикладная радиохимия», «Ядерная индустрия», «Ядерная физика», «Радиоэкология» и др. Однако, книгу можно использовать вне всякой связи с каким-либо учебным процессом, и рекомендовать его всем, кто интересуется явлением радиоактивности и проблемами, возникающими при работе с радионуклидами и испускаемыми ими ионизирующими излучениями.

В предлагаемом учебном пособии основное внимание уделено физическим основам радиохимии, в частности – элементам атомной и ядерной физики, а также радиационной химии. Рассмотрены такие аспекты, как свойства ядер, явление радиоактивности, кинетика распада и накопления радионуклидов, ядерные процессы, источники радиоактивных излучений, свойства различных типов излучений, взаимодействие радиации с веществом, методы получения радиоактивных изотопов, свойства некоторых радиоактивных изотопов стабильных элементов, методы регистрации радиоактивных излучений и методы измерения радиоактивности твёрдых, жидких и газообразных препаратов. Приведены сведения о биологическом действии радиации, методах радиационной дозиметрии, и обсуждены правила техники безопасности при работе с радионуклидами. В заключительной части пособия даны основные способы статистической обработки результатов радиометрических измерений.

Учебное пособие написано по материалам лекций, более двадцати лет читаемых на кафедре радиохимии химического факультета Московского государственного университета им. М.В.Ломоносова.

Бекман И. Н.

1. ИСТОРИЯ ОТКРЫТИЯ ЯВЛЕНИЯ РАДИОАКТИВНОСТИ

И ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Открытие радиоактивности произошло в конце 19-го века, причём случайно. Однако оно, видимо, было неизбежно, о чем свидетельствует тот факт, что об испускании солями урана таинственного излучения ещё в середине того же века независимо друг от друга сообщали французы Ньепс (1858 г.) и Сент-Виктор (1867 г.). К сожалению, их наблюдения не стали открытием и были забыты. Явление радиоактивности открыл А.Беккерель в 1896 г. Само открытие было неожиданным, но оно произошло в рамках целенаправленных работ по изучению структуры атома и свойств излучений.

В данной главе рассмотрены этапы развития учения о радиоактивности, и эксперименты, приведшие к открытию ядра, законов радиоактивного распада, ядерных процессов и свойств ионизирующих излучений.

1.1 Основные элементарные частицы Электрон.

В течение тысячелетий в науке царствовала гипотеза о неделимости и «бесструктурности» атома. Отход от этих представлений начался в теории электричества. В 1749 г. Б. Франклин предположил, что электричество представляет собой своеобразную материальную субстанцию. В его работах впервые появляются термины: заряд (положительный и отрицательный), частицы электричества. Термин «электрон» как название фундаментальной неделимой единицы заряда в электрохимии предложен Дж. Дж. Стоуни в 1894 г. Открытие электрона как частицы принадлежит Дж. Дж. Томсону, который в 1897 г. установил, что отношение заряда к массе для катодных лучей не зависит от материала источника. М. Фарадей в 1833 г. для объяснения опытов по электролизу ввёл термин «ион» для носителей электричества в электролите и предположил, что ион обладает неизменным зарядом.

Название «электрон» происходит от греческого слова, означающего «янтарь»: ещё в древней Греции естествоиспытателями проводились эксперименты - куски янтаря тёрли шерстью, после чего те начинали притягивать к себе мелкие предметы.

Открытие электрона - носителя отрицательного элементарного электрического заряда - и ионов свидетельствовало о сложном строении атома и возможности развала его на отдельные составляющие.

В открытии первой элементарной частицы – электрона - заметную роль сыграли катодные лучи, обнаруженные в 1859 г. Ю.Плюккером. Название дано Э. Гольдштейном, который полагал, что катодные лучи представляют собой волновой процесс в эфире. В. Крукс утверждал, что катодные лучи - потоки частичек вещества. В 1895 г. Ж. Перрен экспериментально доказал, что катодные лучи - это поток отрицательно заряженных частиц, которые движутся прямолинейно, но могут отклоняться магнитным полем. Далеко не все физики были согласны с гипотезой атомного электричества. Так, Дж.Максвелл, создавший фундаментальную теорию электрических и магнитных явлений, категорически её отвергал.

Катодные лучи - электронный пучок в вакууме, порождающий магнитное поле и отклоняющийся в магнитных и электромагнитных полях.

4 Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 С 1895 г. Дж. Дж. Томсон в Кавендишской лаборатории Кембриджского университета начал количественное изучение отклонения катодных лучей в электрических и магнитных полях. Работал он с трубкой Гейсслера.

Томсон доказал, что все частицы, образующие катодные лучи, тождественны друг другу и входят в состав вещества. Частицы катодных лучей Томсон называл «корпускулами». Согласно его гипотезе катодные лучи состоят из частиц, заряд которых не превышает элементарного заряда ионов е. Масса таких частиц должна быть в тысячи раз меньше массы атома. (Действительно, как оказалось, масса электрона составляет 1/1837 массы атома водорода). Гипотезу о существовании материи в состоянии ещё более тонкого дробления, чем атомы, Томсон изложил на заседании Королевского общества 29.04.1897. Однако идея об электроне не сразу получила признание.

Так, М.Планк не поверил в гипотезу об электроне. Слово «электрон» первоначально использовалось для обозначения величины заряда «корпускулы». Только со временем электроном стали называть саму частицу. Электрический заряд электрона измерен Р. Милликеном в 1912 г., и лишь тогда эта первая элементарная частица получила право на существование. В 1923 г. Луи де Бройль предположил, что электрон может иметь волновые свойства. В 1925 г. Дж. Уленбек и С. Гоудсмит постулировали спин электрона. В 1927 г. К. Дэвиссон, Л. Гермер и Дж. Томсон подтвердили волновую природу электрона.

Прямое экспериментальное доказательство существования фотона было дано Р. Милликеном в 1915 г. в его исследованиях фотоэффекта, а также А. Комптоном в 1922 г., который обнаружил рассеяние рентгеновских лучей с изменением их частоты. Поскольку масса покоя фотона в отличие от других частиц (кроме нейтрино) равна нулю, фотон стали считать частицей не сразу: вначале полагали, что наличие конечной и отличной от нуля массы покоя – обязательная черта элементарной частицы. Понятие «квант света» ввёл Планк в 1901 г. для того, чтобы объяснить законы излучения абсолютно чёрного тела. Но тогда фотон считался не частицей, а только минимально возможной «порцией» энергии света той или иной частоты. Хотя предположение Планка о квантовании энергии света абсолютно противоречило всей классической теории, сам Планк понял это не сразу. Он писал: «…я пытался как-то ввести величину h в рамки классической теории. Однако вопреки всем таким попыткам эта величина оказалась весьма строптивой». Впоследствии эта величина была названа постоянной Планка (h=6,626·10-34 Дж·с).

Статус частиц фотоны получили в рамках теории относительности А. Эйнштейна, который в 1905 г. показал, что кванты имеют не только энергию, но и импульс, и что они являются частицами (при массе покоя равной нулю перемещаются они со скоростью света). Электромагнитное излучение (свет) является потоком отдельных квантов (фотонов), что хорошо объясняет закономерности фотоэффекта.

Открытие второй элементарной частицы – протона было сделано Резерфордом в 1919 г., хотя ион Н+ был к этому времени давно известен.

Бекман И. Н.

В 1913 г. Э. Резерфорд выдвинул гипотезу, что одной из частиц, входящих в ядро атома любого химического элемента, должно быть ядро атома водорода, т.к. было уже известно, что массы атомов химических элементов превышают массу атома водорода в целое число раз. Резерфорд поставил опыт по исследованию взаимодействия -частиц с ядрами атома азота.

В результате взаимодействия из ядра атома азота вылетала частица, которую в 1920 г. Резерфорд назвал протоном (от греч. простейший, первичный) и предположил, что это ядро атома водорода.

Ядерная реакция азота с гелием (-частицами) имеет вид:

7 N + 2 He 8 O +1 p (1) Резерфорд заключил, что «ядро атома азота распадается вследствие громадных сил, развивающихся при столкновении с быстрой -частицей, и что освобождающийся водородный атом образует составную часть ядра азота». В 1925 г. П.Блэкет получил в камере Вильсона первые фотографии следов протона, одновременно подтвердив открытие искусственного превращения элементов. В 1933 г. О.Штерн измерил магнитный момент протона. В 1955 г. О. Чемберлен, Э. Сегре, К. Виганд и Т. Ипсилантис открыли антипротон. В 1956 г. Р. Хофштадтер впервые измерил электромагнитный радиус протона.

В 1920 г. Резерфорд высказал предположение, что должна существовать частица массой, равной массе протона, но не имеющая электрического заряда. Однако обнаружить такую частицу Резерфорду не удалось.

В 1930 г. В.Боте и Г.Беккер проводили облучение лития и бериллия

Частицами и с помощью счётчика Гейгера регистрировали возникающее при этом проникающее излучение. Поскольку на это излучение не оказывали влияние электрические и магнитные поля, и оно обладало большой проникающей способностью, авторы пришли к выводу, что испускается жёсткое -излучение. В 1932 г. Фредерик и Ирен Жолио-Кюри также провели опыты с бериллием, пропуская новое проникающее излучение через парафиновый блок. Они обнаружили, что из парафина выходят протоны с высокой энергией, и заключили, что, проходя через парафин, -излучение в результате рассеяния порождает протоны.

Дж.Чедвик в 1932 г. повторил эксперимент по облучению бериллия

Частицами. Он также использовал парафин и с помощью пропорционального счётчика, позволяющего определить распределение энергии между различными частицами, показал, что проникающее излучение состоит из нейтральных частиц с массой близкой к протонам - нейтронов. В случае бериллия, например, они образуются в результате ядерной реакции:

4 Be+2 He=6 C+0 n. (2) При прохождении через вещество нейтроны не теряют энергию на ионизацию атомов вещества, поэтому имеют огромную проникающую способность.

Чедвик оценил массу нейтрона путём анализа энергетического баланса ядерных реакций с участием нейтрона. Свойства новой частицы были исследованы супругами Жолио-Кюри, которые показали, что она неустойчива по сравнению с протоном; для её массы они нашли значение 1,0 (при 16О=16,000). Была оценена кинетическая энергия нейтронов, испусРадиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 каемых источником Ро+Ве. Эти работы привели к открытию искусственной радиоактивности.

В 1951 г. Дж. Робсоном был измерен период полураспада нейтрона.

Достаточно точное определение периода полураспада свободного нейтрона (11,7 мин) проведено в 1959 г. П.Е.Спиваком. В 2005 г. А.П. Серебров уточнил эту величину до Т=10,14 мин, а в 2010 К.Накамура предложил для нейтрона величину периода полураспада Т=10,18 мин.

Позитрон.

В 30-е - 50-е годы 20-го века новые частицы открывались главным образом в космических лучах. В 1932 г. в их составе А. Андерсоном была обнаружена первая античастица - позитрон (е+) - частица с массой электрона, но с положительным электрическим зарядом. Существование позитрона непосредственно вытекало из релятивистской теории электрона, развитой П. Дираком (1928-31 г.г.) незадолго до обнаружения позитрона.

Существование позитрона было подтверждено наблюдениями Блэккета и Оккиалини в камере Вильсона. Затем супруги Жолио-Кюри открыли, что позитроны образуются при конверсии -лучей, а также испускаются искусственными радиоактивными изотопами. Так как фотон

Излучения, будучи нейтральным, образует пару: позитрон и электрон, то из принципа сохранения электрического заряда следует, что по абсолютной величине заряд позитрона равен заряду электрона.

Впервые массу позитрона измерил Ж.Тибо, который установил, что массы позитрона и электрона отличаются менее чем на 15%. Более поздние эксперименты подтвердили, что позитрон и электрон имеют равные массы.

В 1938 г. Э. Штюкельберг для объяснения стабильности протона ввёл понятие барионного числа.

Нейтрино.

Открытие нейтрино - частицы, почти не взаимодействующей с веществом, началось с теоретической догадки В. Паули (1930 г.), позволившей за счёт предположения о появлении такой частицы устранить трудности применения закона сохранения энергии к процессам -распада радиоактивных ядер. Экспериментально существование нейтрино было подтверждено лишь в 1953 г. (Ф. Райнес и К. Коуэн, США).

В 1933 г. создана теория -распада с учётом нейтрино; введено понятие нового типа взаимодействия - слабого (Э.Ферми). Теория Ферми основана на протонно-нейтронной модели ядра и опирается на понятие нейтрино и законы сохранения спина и энергии.

В 30-годы теория Ферми была обобщена на позитронный распад (Вик, 1934) и на переходы с изменением углового момента ядра (Гамов и Теллер, 1937). В 1938 г. А. Алиханов и А.Алиханян предложили для обнаружения нейтрино исследовать отдачу ядер в процессе электронного захвата (электронный захват 7Be). В 1943 г. Дж. С. Аллен в процессе электронного захвата на ядре 7Be измерил импульс отдачи конечного ядра (7Li), подтвердив гипотезу о существовании нейтрино. В 1946 г. Б.Понтекорво предложил «хлорный метод» детектирования нейтрино.

В 1956 г. Ф. Райнес и К. Коэн зарегистрировали антинейтрино. В 1962 г. было установлено, что существуют два разных нейтрино: электронБекман И. Н.

ное и мюонное. В 1964 г. в распадах нейтральных К-мезонов было обнаружено несохранение комбинированной чётности (введённой Ли Цзун-дао и Ян Чжэнь-нином и независимо Л. Д. Ландау в 1956 г.). В 1957 г. Б. Понтекорво выдвинул идею нейтринных осцилляций. В 1962 г. Л. Ледерман показал, что электронное нейтрино отличается от мюонного. В 1998 г. получено первое свидетельство осцилляции нейтрино (при регистрации атмосферных мюонных нейтрино на установке Супер-Камиоканде, Япония).

1.2 Рентгеновское излучение К открытию рентгеновского излучения привели эксперименты с трубкой Крукса, газовым разрядом и катодными лучами (В.Крукс, 1890).

Катодные лучи известны с середины 18-го века. Еще в 1748 г. было замечено, что в стеклянной трубке, из которой откачан воздух, при пропускании электрической искры вспыхивают огни. Сто лет спустя аналогичное явление наблюдал Фарадей, когда подвёл ток от электрической машины к стеклянной трубке с разреженным воздухом. Он отметил, что из положительного электрода (анода) исходит фиолетовое свечение, протянувшееся почти до самого катода, который также мерцал в темноте. Ещё через двадцать лет Плюкер, добившийся сильного разрежения в стеклянной трубке, заметил, что светится не только катод, но и стекло, расположенное вблизи него. Еще через десять лет Гитторф вставил между катодом и фосфоресцирующим стеклом твёрдый предмет и заметил, что он отбрасывает тень. Из чего он сделал вывод, что невидимые лучи испускает катод.

В.Крукс, который изобрёл много разных по форме катодно-лучевых трубок, высказал предположение, что катодные лучи – поток каких-то отрицательно заряженных частиц. В 1891 г. Г.Герц открыл, что катодные лучи проходят сквозь тонкие слои металла. В 1894 г. Ф.Ленард вывел пучок катодных лучей из трубки. Он сделал на её конце отверстие и закрыл его тонкой алюминиевой фольгой, чтобы не нарушался вакуум.

Рис. 1. Рентгеновский снимок кисти руки Берты Рентген.

Немецкий ученый В.К.Рентген, занимался изучением катодных лучей, экспериментируя с трубкой Гитторфа. 8.11.1895 Рентген обнаружил свечение экрана, покрытого платиносинеродистым барием (тетрацианоплатинат бария, Ba). Поскольку экран находился от источника излучения на значительном расстоянии (катодные лучи до него долететь не могли), а трубка была покрыта светонепроницаемым кожухом, то Рентген предположил, что свечение экрана вызвано высокоэнергетическими невидимыми лучами. Он назвал их Х-лучами (в некоторых странах, в том числе – в России, они теперь называются рентгеновскими). Широкому признанию открытия Рентгена способствовало получение им изображений различных предметов на фотопластинках в рентгеновских лучах.

20.01.1896 Анри Пуанкаре на заседании Парижской Академии рассказал об открытии новых лучей и высказал предположение, что рентгеновское излучение связано с флюоресценцией и, возможно, возникает всеРадиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 гда в люминесцирующих веществах и никакой катодной трубки для получения Х-лучей не надо.

В феврале-марте 1896 года эту гипотезу проверял Анри Беккерель.

Он использовал фотографическое действие через чёрную бумагу активированных солнечным светом кристаллов солей урана.

Замечание. Для эксперимента Беккерель выбрал из обширной коллекции отца соль, обладающую большой интенсивностью свечения под действием солнечных лучей (жёлто-зеленая фосфоресценция) – двойной сульфат уранила и калия (UO2SO4·K2SO4·2H2О). Выбор соли случаен – в его распоряжении были соли, обладавшие аналогичными свойствами, но не содержащие уран. Если бы Беккерель взял любую другую соль, то открытия радиоактивности не состоялось бы. Поэтому говорят о случайности открытия радиоактивности. Однако тщательность и точность проведения всех операций, позволили Беккерелю сделать великое открытие.

На первом этапе эксперименты подтвердили гипотезу Пуанкаре, но вскоре Беккерель открыл, что урановая соль даже без воздействия солнечного света обладает свойством испускать излучение, проходящее через чёрную бумагу. Особенно наглядным подтверждением наличия высокопроникающего, но не являющегося рентгеновским, излучения от препарата, оказался эксперимент, в котором подставка, в углубления которой была насыпана соль урана, была зажата между двумя фотопластинками, завернутыми в чёрную бумагу. Обе пластинки дали достаточно чёткие изображения (рис. 2).

Рис. 2. Отпечаток соли урана (калийуранилсульфат), помещенной в углубления подставки, на фотопластинках, приложенным к разным сторонам подставки.

Открытие А. Беккерелем явления радиоактивности (1.03.1896 г.).

Продолжая исследование, Беккерель обнаружил, что новое излучение испускают соли только урана, другие люминесцирующие или фосфоресцирующие вещества излучений не дают.

В случае солей урана интенсивность излучения определяется только количеством урана в препарате и совершенно не зависит не только от температуры и агрегатного состояния, но и от того, в какие соединения входит уран. Излучение испускается не соединением, а химическим элементом - ураном. Окончательно это подтвердилось при работе с металлическим ураном, который оказался активнее его солей.

Так было открыто явление радиоактивности: свойство некоторых элементов самопроизвольно распадаться и испускать излучение без внесения энергии извне. В течение нескольких последующих лет было установлено, что мощность излучения урана не уменьшается со временем.

В 1901 году М. Кюри ввела понятие радиоактивности. В 1902 году В. Рамзай экспериментально показал, что радиоактивный процесс протекает как мономолекулярная реакция распада вещества, а Э.Резерфорд и Ф.Содди предложили первое объяснение механизма радиоактивного процесса как явления самопроизвольного распада химического элемента: атомы радиоактивных элементов претерпевают самопроизвольный распад, сопровождающийся испусканием - или -частиц и образованием атома нового элемента. В 1903 г. они же сформулировали закон радиоактивных Бекман И. Н.

превращений и дали его математическое выражение, каноническая форма которого Nt=N0.e-t общепринята в настоящее время. Согласно предложенной схеме, радиоактивный распад, например, радия приводит к его превращению в радон и гелий. Образование гелия было экспериментально подтверждено В.Рамзаем и Ф. Содди.

Количественная интерпретация радиоактивных явлений стала возможной после того как в 1905 г. Э. Швейдлер доказал статистический характер радиоактивных превращений и ввёл понятия «вероятность распада» и «период полураспада». Экспериментальное обоснование этих представлений дал в 1906 г. К.Кольрауш. Так возникла трактовка радиоактивности как вероятностного процесса.

В 1934 г. супруги Жолио-Кюри открыли искусственную радиоактивность. Они получили путём ядерных превращений нестабильные изотопы лёгких элементов, которые обладали, в зависимости от относительного массового числа, способностью к -излучению. Изотопы с относительно большим массовым числом, излучали электроны, так что их атомный заряд увеличивался на единицу, и они испытывали сдвиг вправо на одно место по периодической системе. Если же массовое число оказывалось относительно малым, то изотопы перемещались на одно место влево, излучая позитроны и уменьшая тем самым свой ядерный заряд на единицу. В результате этих ядерных реакций образуются радиоактивные изотопы известных лёгких элементов, например, кислорода, углерода, азота, фтора, и других.

1.3 Радиоактивные элементы и изотопы В 1898 г. М.Кюри и Г.Шмидт независимо друг от друга обнаружили активность у тория.

В 1897 г. Беккерель обратился к П.Кюри с просьбой выяснить, нет ли в излучающих веществах примесей, которые могли бы играть особенную роль. П.Кюри порекомендовал М. Склодовской-Кюри работать по этой теме. В 1896 г. супруги Кюри установили, что радиоактивность урановых минералов больше, чем радиоактивность урана, в них содержащегося. Это наблюдение привело их к предположению, что в урановых минералах содержится какой-то значительно более радиоактивный элемент, чем уран.

Переработав несколько тонн урановой руды из чешского месторождения Яхимов, они получили два очень радиоактивных осадка: сернокислый барий и гидроксид висмута. В осадке гидроксида висмута в 1898 г. был обнаружен новый элемент – полоний (в чистом виде его выделить не удалось;

хлорид полония оказался в 900 раз активнее урана). В 1902 из осадка сернокислого бария был выделен радий (М.Кюри, П.Кюри и Ж.Бемон).

В этих работах был указан конкретный материальный носитель радиоактивных явлений (атомы радиоактивных элементов) и реально открыт такой носитель (радий), у которого изучаемый процесс протекает с гораздо большей интенсивностью, чем у урана.

Открытие радиоактивности вызвало большой интерес учёных. К сожалению, радий купить было невозможно. Положение спас немецкий химик профессор Ф. Гизель - специалист по хинину. Он выделил активные вещества из руд урана примерно в то же время, что и супруги Кюри. Модернизировав методику К.Р. Фрезениуса, использованную в слегка модиРадиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 фицированном виде Кюри, Гизель перешёл от хлорида к бромиду радия и получил довольно чистую соль радия. (В 1898 г. М.и П. Кюри имели ещё не вполне чистые образцы двух новых радиоактивных излучателей). Препарат радия он выделил раньше М.Кюри. В 1900 г. Гизель обнаружил новый радиоактивный элемент, хотя тут же выяснилось, что его уже (1899 г.) открыл А.Дебьёрн и назвал актинием. С 1903 г. Ф.Гизель (фирма «Хининфабрик», Брауншвейг) начал поставлять в продажу по сравнительно умеренным ценам чистые соединения радия (гидрат бромида радия содержал 50% элемента). До этого приходилось работать с соединениями, содержавшими самое большее 0,1% радия!

В 1900 г. Э.Резерфорд обнаружил радиоактивный газ, выделяемый солями тория, и назвал его эманацией (ныне торон, Tn, 220Rn). Дорн в этом же году установил, что соли радия также выделяют эманацию (радон, 222Rn), а в 1903 г. А.Дебьёрн показал, что соли актиния выделяют актинон (An, 219Rn). В 1902 г. Э.Резерфорд и Ф.Содди доказали, что торон – инертный газ. В том же году измерен коэффициент диффузии эманации радия в воздухе (П.Кюри, Ж.Данн). В 1903 г. отрыт радиоторий (228Th) (О.Хан). В 1906 г. Н.Кэмбеллом и А.Вудом открыта -радиоактивность калия и рубидия. Тем самым было доказано, что радиоактивность не только свойство тяжёлых атомов, но может проявляться у любых элементов периодической таблицы. Протактиний обнаружен О.Ханом и Л.Мейтнер в 1907 г. В 1909 г.

доказано, что различные изотопы свинца являются конечным продуктом трёх естественных радиоактивных семейств (Дж. Грэй). В 1910 г. получен чистый металлический радий (М.Кюри, А.Дебьерн). Первый международный радиевый эталон (М.Кюри, А.Дебьерн) изготовлен в 1911 г.

В 1912 г. произошло открытие изотопов - обнаружено существование атомов неона с массой 20 и 22 (Дж. Дж. Томсон).

В 1913 г. введено понятие изотопа и продемонстрирована изотопия у радиоактивных элементов (Ф.Содди), сформулировано правило сдвига (закона смещения) при радиоактивном распаде - правило сдвига СоддиФаянса (Ф.Содди и К.Фаянс независимо друг от друга, а так же А.С.Рассел), что позволило прийти к представлению о равенстве заряда ядра атома порядковому номеру соответствующего элемента в периодической системе. В том же году проведено разделение изотопов методом газовой диффузии (Ф. Астон). В 1914 г. осуществлено разделение химически неделимых радиоэлементов с помощью метода диффузии (Г.Хевеши), доказано существование стабильных изотопов свинца (Ф.Содди и др.). В 1915 г. разработан метод меченых атомов (Д.Хевеши, Ф.Панет). В 1916 г. Ф.Панет ввёл понятие химического элемента. В 1917 г. обнаружены изотопы высшего порядка – ядерные изомеры (Ф.Содди), а в 1918 г. доказано существование изотопов среди продуктов радиоактивного распада (Дж.Дж.Томсон).

В 1919 г. Ф. Астон построил масс-спектрограф с высокой разрешающей способностью и предложил электромагнитный метод разделения изотопов (принцип действия масс-спектрографа предложил в 1907 г.

Дж. Дж. Томсон), с помощью которого обнаружены изотопы у хлора и ртути, а в 1920 г. установлены особенности изотопного обмена (Г.Хевеши). В 1918 г. предсказана возможность существования ядерной изомерии (С. Мейер), а в 1921 г. на примере 234Ра открыто явление изомерии атомных ядер (О.Ган). В 1923 г. Д.Хевеши применил метод меченых атомов к решеБекман И. Н.

нию биологических проблем, проведя исследование поглощения растениями свинца из раствора. К 1925 г. явление изотопии было доказано почти для всех стабильных элементов (главным образом благодаря работам Ф.Астона). Важную роль в характеристике изотопов сыграла кривая зависимости упаковочных коэффициентов от массовых чисел (кривая Астона).

Упаковочный коэффициент – величина, равная отношению дефекта массы атомного ядра к массовому числу. Он характеризует значение удельной (в пересчёте на один нуклон) энергии связи нуклонов в ядре.

Всего к 20-м годам 20-го века было открыто 40 природных элементов и изотопов, и установлена между ними генетическая связь.

В 1911 году Ф.Содди издал книгу «Химия радиоактивных элементов», в которой подробно описал ряд последовательных радиоактивных превращений радия через радон до свинца.

Первая искусственная трансмутация элементов осуществлена в 1918 г. Бомбардируя атомы азота, находившегося в воздухе, -частицами,

Э.Резерфорд впервые осуществил искусственное превращение элементов:

ядро азота превратилось под воздействием -частиц (ядер атома гелия) в ядро кислорода с выделением ядра водорода.

Важным событием явилось открытие нейтрона (Чедвиг, 1932 г.) и искусственной радиоактивности (И. и Ф.Жолио-Кюри, 1934 г.).

Первыми радиоактивными изотопами, открытыми при бомбардировке различных элементов -частицами были 13N, 30P и 27Si. Бомбардируя лист алюминия -частицами полония, И. и Ф. Жолио-Кюри наблюдали с помощью счётчика Гейгера-Мюллера, что при удалении источника

Частиц или при уменьшении их энергии ниже некоторого порога эмиссия нейтронов прекращается, однако эмиссия позитронов продолжается с периодом полураспада 3 мин. Авторы предположили, что ядерная реакция протекает по схеме:

e + (стабильный) 13 Al+ 2 He0 n + 15 P 14 Si (3) Они подтвердили своё предположение, растворив облучённый алюминий в соляной кислоте с последующим удалением образовавшегося радиоактивного продукта (30РН3) газовым потоком. Аналогичные результаты были получены с бором, который превращался в радиоазот, и с магнием, который давал радиоалюминий.

Перед Второй мировой войной доказана возможность искусственного получения радиоактивных изотопов почти всех известных стабильных элементов. Были открыты ядерные реакции, позволившие начать получение радиоактивных изотопов и синтез новых элементов, в том числе трансурановых. В 1937 г. К.Перрье, Э.Сегре осуществили синтез первого искусственного элемента – технеция (бомбардировкой ядер молибдена дейтронами), Э.Сегре получил астат (1940 г.), М.Перей открыла франций (1939 г.), в 1940 г. Э.Макмиллан, П.Абельсон синтезировали 239Np (-излучатель), а Г.Сиборг, Э.Макмиллан, А.Валь, Дж. Кеннеди, Э.Сегре - плутоний (в том числе 239Pu.) В 1930 г. открыт изотоп 238U (Ф.Астон), а в 1935 г. – 235U (А.Демпстер). В 1947 г. в продуктах деления урана был обнаружен один новый элемент – прометий.

В 1940 г. осуществлен синтез нептуния (Э.Макмиллан, П.Абельсон) и плутония (Г.Сиборг, А.Валь, Дж. Кеннеди, Э.Сегре), выделен чистый 235U Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 (Дж. Даннинг, А.

Нир), доказано, что 235U делится медленными нейтронами (Ю.Бут, Дж. Даннинг, А.Гросс) и предсказана возможность протекания в системе с ураном и тяжёлой водой цепной ядерной реакции деления (X. Халбан, Л.Коварски). В 1944 г. предложена актинидная теория, играющая важную роль для систематики и предсказания свойств тяжёлых трансурановых элементов (Г.Сиборг). В 1946 г. осуществлен синтез 95-го и 96-го элементов – америция и кюрия (Г.Сиборг, Р.Джеймс, Л.Морган, А.Гиорсо), измерены константы деления урана (Дж. Шарф-Гольдхабер, Дж. Клайбер).

В 1966 г. Л. Ледерман получил ядра антидейтерия, а в 1970 г. Ю. Прокошкин - ядра антигелия.

В 1940-1953 г.г. Г. Сиборг и др. синтезировали трансурановые элементы - плутоний, нептуний, америций, кюрий, берклий, калифорний, эйнштейний, фермий.

Начиная со второй половины 20-го века и до настоящего времени синтез тяжёлых элементов в мире вели и ведут три исследовательских центра: в Дубне (Россия), в Беркли (США) и в Дармштадте (Германия). Все элементы, начиная с 93-го (нептуний) и до недавно открытого 117-го, были получены именно в этих лабораториях.

В 1987 г. Международные союзы чистой и прикладной химии (IUPAC) и физики (IUPAP) создали совместную международную комиссию, которая рассмотрела вопрос о приоритете в открытии новых элементов. В 2010 эта комиссия дала наименования новым элементам: элемент 104 назван резерфордием (Rf) в честь Э.Резерфорда; элемент 105 - дубнием (Db) в честь города в России, где был открыт этот и многие другие новые элементы; элемент 106 - сиборгием (Sg) в честь американского физика и радиохимика Г. Сиборга, участвовавшего в выделении и синтезе многих новых элементов – от плутония до менделевия; элемент 107 - борием (Bh) в честь знаменитого датского физика Н. Бора; элемент 108 назван хассием (Hs) в честь земли Гессен в Германии, где находится крупнейший научноисследовательский центр по синтезу и изучению новых элементов; элемент 109 - майтнерием (Mt) в честь австрийской исследовательницы (физика и радиохимика) Лизе Майтнер, которая вместе с О. Ганом открыла элемент протактиний и сделала много других важнейших работ, способствовавших установлению строения атома; элемент 110 - дармштадтием (Ds) в честь города Дармштадта в Германии, где открыты многие новые искусственные элементы; элемент 111 - рентгением (Rg) в честь В. Рентгена; элемент - коперницием (Cр) в честь Н. Коперника. В 2004 – 2006 гг. официально был признан факт успешного синтеза элементов с номерами 113, 114 и 116, а в 2010 – элементов 117 и 118. Эти элементы названий пока не имеют.

1.4 Радиоактивные излучения После того, как в руках исследователей появились мощные источники радиации, в миллионы раз более сильные, чем уран (препараты радия, полония, актиния), были начаты детальные изучения свойств радиоактивного излучения. Прежде всего, была изучена проникающая способность лучей, а также действие на излучение магнитного поля. Оказалось, что радиация неоднородна, а представляет собой смесь «лучей». Гизель первым продемонстрировал отклонение «лучей Беккереля» в магнитном поле. П. Кюри обнаружил, что при действии магнитного и электрического

–  –  –

Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 Радиация радия действует и на биологические объекты. В 1900 г.

Гизель и Вальхоф указали на физиологическое действие новой радиации. В 1911 г. для лекции Беккерелю понадобилось радиоактивное вещество, он взял его у супругов Кюри, и пробирку положил в жилетный карман. Прочтя лекцию, он вернул владельцам радиоактивный препарат, а на следующий день обнаружил на теле покраснение кожи. Беккерель рассказал об этом П. Кюри, тот поставил на себе опыт: в течение десяти часов носил привязанную к предплечью пробирку с радием. Через несколько дней у него наблюдалось покраснение, перешедшее в язву, от которой он страдал два месяца. Вскоре Л. Мату (ассистент Беккереля) сообщил, что радиоактивные излучения ускоряют прорастание семян. Затем обнаружились целительные свойства излучения: радий помогал при раке, волчанке, некоторых других болезнях кожи. Тем самым были заложены основы нового метода лечения - лучевой терапии.

В 1906 г. открыто характеристическое рентгеновское излучение (Ч. Варила), а в 1908 г. показано, что оно является фундаментальным свойством атома (Ч.Баркла, Ч.Сандлер). В 1908 году создан прибор для регистрации отдельных заряженных частиц (счётчик Г.Гейгера – В. Мюллера). В 1934 г. Вальтер Боте разработал метод совпадений.

В 1910 осуществлено первое определение энергии -частиц по их отклонению в магнитном поле (О.Байер, О.Ган). В 1911 г. Э.Резерфорд создал теорию рассеяния -частиц в веществе. В том же году было показано, что постоянные распада -излучателей связаны с длиной пробега -частиц (Зависимость между временем жизни и энергией распада радиоактивных ядер - закон Гейгера-Нэтолла). В 1912 г. открыты космические лучи (В.

Гейс) и изобретен прибор для наблюдения следов заряженных частиц (камера Ч. Вильсона). В 1913 г. открыт непрерывный спектр энергии излучения (Дж. Чэдвик), доказана идентичность рентгеновских спектров изотопов, окончательно подтверждено равенство порядковых номеров у изотопов данного элемента (Э. Резерфорд, Э. Андраде).

Помимо экспериментальных достижений, в начале 20-го века существенный прогресс был достигнут в сфере теоретической физики. В 1900 г. М.Планк создал теорию квантов. В 1903 г. А.Эйнштейн ввёл понятие кванта света (фотона) и создал специальную теорию относительности, в которую включил формулу Пуанкаре: E=mc2, связывающую массу (m) c полной внутренней энергией (Е) и скоростью света (с). Проверить этот закон Эйнштейн предложил путём определения количества энергии, выделяемого радиоактивными веществами. Экспериментальное доказательство существования фотона получено в 1923 г.

В 1923 г. открыто явление рассеяния коротковолнового излучения на свободном или слабо связанном электроне (эффект А.Комптона) и дана теоретическая интерпретация этого явления (А.Комптон, П.Дебай); обнаружены ядра отдачи (П.Блэкетт) – получена фотография следа протона и расщепления ядра азота -частицами. Протоны отдачи идентифицированы И. и Ф. Жолио-Кюри в 1932 г. В 1929 г. создана квантовая теория эффекта Комптона и предложено уравнение, описывающее рассеяние электронов в этом эффекте (уравнение Клейна-Нишины). В том же году О.Клейн и И.Нишина вывели формулу для рассеяния высокоэнергетичных Бекман И. Н.

фотонов на электронах, а Н.Мотт - формулу для кулоновского рассеяния релятивистских электронов.

В 1934 г. открыто свечение чистых прозрачных жидкостей под действием гамма-лучей (эффект С.И.Вавилова – П.А.Черенкова). Теория этого эффекта дана И.Е.Таммом и И.М.Франком в 1937 г. В 1944 г. предсказано синхротронное излучение (Д.Д. Иваненко, И.Я. Померанчук) открытое в 1946 г. Блюитом.

1.5 Типы распада Как уже упоминалось, на рубеже веков было обнаружено два типа распада:

Распад и --распад, которые часто сопровождаются

Излучением.

В 1911 г. Г. Гейгер и Дж. Нэттол установили зависимость между временем жизни и энергией -распада радиоактивных ядер. В 1914 г. была предсказана внутренняя конверсия (Э. Резерфорд), а в 1925 г. открыт ожеэффект (П. Оже). В 1928 г. разработана теория -распада как туннельного процесса (Г. Гамов, Э. Кондон, Р. Герни).

В 1930 г. В. Паули высказал предположение, что при -распаде испускается частица, обладающая несравненно большей проникающей способностью, чем электроны. Её не могут задержать стенки калориметра, и она уносит с собой часть энергии. Так родилось представление о нейтрино.

Теория -распада была создана в 1934 г. Э. Ферми, который предположил, что электрон и нейтрино возникает в момент распада нуклона в ядре, и постулировал новое взаимодействие - слабое. Он ввёл константу, которая играет для -распада такую же роль, что заряд для электромагнитных процессов, и вычислил её величину на основании экспериментальных данных.

Теория Ферми позволила рассчитать форму -спектров и связать граничную энергию распада со временем жизни радиоактивного ядра. Нейтрино в этой теории имело заряд, равный нулю, и нулевую массу. Современная теория объединенного слабого и электромагнитного взаимодействия включает модель Ферми как первое приближение.

В 1934 г. открыт позитронный (+-распад) (И. и Ф.Жолио-Кюри). В том же году Х.Бете и Р.Пайерлсом предсказан обратный -распад. В 1934 г.

выдвинута идея, что обратный -распад является процессом, вызываемым свободным нейтрино (X. Бете и Р.Бэчер). В 1935 г. предсказан двойной распад и разработана его теория (М.Гепперт-Майер), в 1935 г. - захват орбитального электрона (Х.Юкава), а в 1936 г. - K-захват (X. Юкава, С.Саката), который был открыт Л.Альваресом в 1937 г. В 1938 г. открыто конверсионное излучение ядерных изомеров (Л.Русинов, Б.Понтекорво), обнаружено испускание электронов внутренней конверсии веществами, захватывающими нейтроны (Дж. Гофман, Р.Бэчер). В 1935 г. предсказан L-захват, который экспериментально обнаружен в 1949 г.

(Б.М.Понтекорво). В 1936 г. объяснено существование метастабильных состояний ядер (К.Вейцзеккер).

Одним из центральных событий в истории учения о радиоактивности является открытие спонтанного и вынужденного деления урана.

Э. Ферми, подвергая уран воздействию медленных нейтронов, наблюдал слабую -активность, которую он приписал образованию трансурановых ядер. О.Хан, Л.Мейтнер и Ф. Штрассман, проведя аналогичные эксРадиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 перименты, подтвердили эту гипотезу и предложили несколько цепочек распада, заканчивающихся эказолотом. Ирен Кюри тоже интересовалась продуктами, получающимися в результате нейтронного облучения тория и урана. В сотрудничестве с Г.Хальбаном и П. Прейсверком она выявила образование двух новых радиоактивных ядер. Затем вместе с П. Савичем среди продуктов урана И.Кюри обнаружила новый -излучатель с периодом полураспада 3,5 ч, который химически отделялся от элементов, рассматриваемых как «трансурановые» и проявлял свойства лантанида. Идентифицировать его тогда не удалось (впоследствии оказалось, что это – изотоп лантана, осколок деления урана).

Для прояснения ситуации О.Хан и Ф. Штрассман продолжили свои эксперименты и обнаружили образование щелочноземельного продукта.

Сначала его приняли за изотоп радия, но, в конце концов, его удалось отделить от радия, но не от бария. Было дано химическое доказательство того, что при нейтронном облучении урана образуется элемент с атомным номером на 36 единиц меньше урана. Так, завершением работ по облучению урана медленными нейтронами, начатых в 1934 г. Э.Ферми, стало открытие О.Ханом и Ф.Штрассманом в 1938 г. вынужденного деления урана под действием нейтронов.

Замечание. О возможности деления ядер в 1934 г. писала И.Ноддак, но на её предсказание современники не обратили внимания.

Результаты, полученные О.Ханом и Ф.Штрассманом, были интерпретированы Л. Мейтнер и О. Фришем в 1939 г., как распад ядра урана на два осколка примерно равной массы. Л.Мейтнер введено понятие «деление ядра». Ф.Жолио доказал деление урана на два осколка. А.Гольштейн, А.Рогозинский и Р.Вален показали, что деление сопровождается эмиссией нейтронов. О.Фриш, Ф.Жолио-Кюри, Г.Андерсон и Дж. Даннинг подтвердили деление ядра урана на два осколка и осуществили непосредственное измерение энергии деления. В том же году Н.Бор на основе капельной модели развил качественную (капельную) теорию деления ядер, и совместно с Дж. Уиллером дал количественную интерпретацию (ввёл параметр Z2/A) и предсказал возможность спонтанного деления урана. Деление, как вид радиоактивного распада, было экспериментально обнаружено К.А. Петржаком и Г.А.Флёровым.

В 1935 г. открыта ядерная изомерия у естественных (О.Хан, 1921 г.) и искусственных (И.В.Курчатов, Б.Курчатов, Л.Мысовский, Л.Русинов, 1935 г.) изотопов, а в 1936 г. объяснена причина ядерной изомерии (Г.ВанВургис). В 1934 г. открыта внутренняя конверсия -лучей с образованием электронно-позитронных пар (А.И.Алиханов и др.). В 1939 г. В.Фарри предположил возможность безнейтринного двойного -распада.

В 1947 году Г. Болдуин и Г. Клайбер наблюдали гигантский резонанс в ядерных реакциях под действием фотонов. В 1948 г. обнаружен

Распад нейтрона (А.Снелл и Л.Миллер), а 1949 г. установлена зависимость скорости электронного захвата от химического состояния (Э.Сегре).

В 1951 г. предсказана протонная радиоактивность (Б.С.Джелепов). В 1952 г.

зарегистрированы ядра отдачи, возникающие при электронном захвате в аргоне (Дж. Родебак, Дж. Аллен), доказан закон сохранения импульса при испускании нейтрино. В 1957 г. экспериментально обнаружена продольная Бекман И. Н.

поляризация -частиц в -распаде: +-частицам соответствует левый винт,

–-частицам – правый.

В 1961 г. доказано существование двух типов нейтрино – электронного и мюонного (Л.Ледерман, М.Шварц, Дж. Штейнбергер), обнаружен

Распад положительного пиона, открыто явление испускания запаздывающих протонов (В.А. Карнаухов, Дж.Черны, 1970, З. Хофман, 1982 г.). В 1967 г. обнаружен двойной -распад и двойное тормозное излучение. В 1970 г. открыта протонная радиоактивность (Дж. Черны), а в 1984 г. - кластерный распад.

Предположение о возможности эмиссии протона в радиоактивном распаде возникло еще в 1915 г. в лаборатории Э. Резерфорда. В 1951 г.

Б.С.Джелепов рассчитал возможность протонного распада нейтроннодефицитных ядер, а в 1958 г. В.А.Карнаухов оценил границы стабильности ядер по отношению к протонному распаду. В 1962 г. коллектив физиков (В. А. Карнаухов, Г. М. Тер-Акопьян, В. Г. Субботин и Л. А. Петров), работая на Ускорителе тяжелых ионов ОИЯИ (г. Дубна), открыл протонный распад:

эмиссию запаздывающих протонов. Эта разновидность радиоактивности была обнаружена путём анализа свойств радиоактивных продуктов, получающихся при облучении никеля пучком ядер неона. Испускание запаздывающих протонов - двухступенчатый процесс. На первом этапе этого процесса протонно-избыточное ядро испытывает протонный распад. Образовавшееся дочернее ядро оказывается возбуждённым и распадается, испуская протон. В 1963 г. Р.Бэртон и Р.Макферсон идентифицировали излучатель запаздывающих протонов на примере 25Si. В 1970 г. Дж.Черны (Беркли, США) наблюдал протонную активность – распад возбужденного (изомерного) состояния ядра 53mСо.

Излучатель запаздывающих протонов открыт в ОИЯИ (Дубна) при облучении никеля пучком ускоренных ионов 20Ne (1962). Практически одновременно такие же излучатели были обнаружены и среди лёгких ядер. К 1991 г. было открыто более 100 излучателей, самый лёгкий из которых 9С (Т= 0,13 с), самый тяжёлый l83Hg (Т= 8,8 с). Впервые слабая протонная активность наблюдалась при облучении 96Ru пучком 32S (ОИЯИ, 1972). В 1981 г. С. Хофман (Центр исследования тяжёлых ионов, ФРГ) обнаружил протонную радиоактивность основного состояния 151Lu и 147Tm. Сегодня известно более 25 изотопов, распадающихся из основного (или изомерного) состояния по этому каналу.

В 2002 г. впервые наблюдался процесс одновременного излучения двух протонов (двухпротонный распад), предсказанный в 1991 году. Он был обнаружен у изотопа 45Fe в экспериментах на GSI и GANIL (Кан, Франция).

В 2005 г. установлено, что 54Zn тоже испытывает двухпротонный распад.

Если протонная активность относится к числу видов радиоактивных превращений, предсказанных теоретически, то открытие спонтанно делящихся изомеров является примером неожиданностей в истории учения о радиоактивности. Явление спонтанного деления ядер, находящихся в изомерном состоянии, было открыто в 1961 году (С.М.Пеликанов, В.А.Друин, В.А.Карнаухов) на примере изомера 242Am.

В 1984 г. независимые группы учёных в Англии (X. Роуз, Г. Джонс) и России (Д.В.Александров) открыли кластерную радиоактивность некоторых тяжёлых ядер, самопроизвольно испускающих кластеры - атомные Радиоактивность и радиация. Радиохимия. Том 1 ядра с атомным весом от 14 до 34. В настоящее время известно 25 ядер от 114Ba до 241Аm, испускающих из основных состояний кластеры типа 14С, 20О, 24Ne, 26Ne, 28Mg, 30Mg, 32Si и 34Si. Энергии относительного движения вылетающего кластера и дочернего ядра меняются от 28 до 94 МэВ.

1.6 Строение ядра и ядерные реакции В 1911 г. произошло открытие атомного ядра и предложена планетарная модель строения атома (Э.Резерфорд). Ядерная модель возникла из экспериментов Х. Гейгера и Э. Марсдена по рассеянию -частиц различными веществами, для интерпретации которых Резерфорд вывел формулу для рассеяния заряженных частиц в кулоновском поле. Модель предполагает, что атом содержит центральное положительно заряженное ядро, в котором сосредоточена почти вся масса атома, а вокруг ядра на значительном расстоянии вращаются электроны. Эта модель послужила важной предпосылкой физического обоснования закона периодичности.

В 1913 г. Нильс Бор предложил квантовую модель атома. В 1924 г. В.

Похожие работы:

«27.03.05 Инноватика (222000.62 Инноватика) Профиль подготовки Управление инновациями в медиаиндустрии Сведения об обеспеченности образовательного процесса учебной, методической литературой и периодическими изданиями по образовательной программе № Дисциплина Автор, название, место издания, издательство, год издания учебной и п/п методической литературы, вид и характеристика иных информационных ресурсов Иванова Н.К. Лексикология английского языка: Электронное учебное пособие / Ивановский гос....»

«Министерство образования РФ Тверской государственный технический университет Управление экологической экспертизы по тверской области Кафедра химии Ю.М.Поташников УТИЛИЗАЦИЯ ОТХОДОВ ПРОИЗВОДСТВА И ПОТРЕБЛЕНИЯ Учебное пособие для студентов специальности 32-07-00 «Охрана окружающей среды и рациональное использование природных ресурсов» Тверь 2004 УДК 504. 064. 47 Поташников Ю.М. Утилизация отходов производства и потребления Учебное пособие. – Тверь.: Издательство ТГТУ, 2004.– 107 с. Изложены...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «ВОРОНЕЖСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» ПРОГРАММА УЧЕБНО-ПРОИЗВОДСТВЕННЫХ ПРАКТИК СТУДЕНТОВ КАФЕДРЫ АНАЛИТИЧЕСКОЙ ХИМИИ Учебно-методическое пособие Составители: О.Н. Хохлова Т.В. Елисеева А.Н. Зяблов Издательско-полиграфический центр Воронежского государственного университета Утверждено научно-методическим советом химического факультета 25 сентября 2008 г., протокол № 1...»

«Общая характеристика программы подготовки научнопедагогических кадров в аспирантуре по направлению подготовки 18.06.01 «Химические технологии», профиль подготовки – Технология химических процессов и защита от коррозии. Настоящая основная образовательная программа высшего образования (далее – образовательная программа аспирантуры) по направлению подготовки научно-педагогических кадров в аспирантуре 18.06.01 «Химические технологии», профиль Технология электрохимических процессов и защита от...»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования УЛЬЯНОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ Коллоидная химия Методические указания к лабораторным работам для студентов специальности “Инженерная экология” Составители: Письменко В.Т., Калюкова Е.Н. Ульяновск 200 УДК 541.1(075.8) ББК Рецензент к.т.н. И.А. Дорофеев Одобрено секцией методических пособий научно-методического совета университета Письменко В.Т., Калюкова Е.Н....»

«ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ ИРКУТСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ (ГОУ ВПО ИГУ) КАФЕДРА ОБЩЕЙ ФИЗИКИ Г.А. Кузнецова Качественный рентгенофазовый анализ Методические указания Иркутск 2005 г PDF created with FinePrint pdfFactory Pro trial version http://www.fineprint.com Введение Информацию об элементном составе различных объектов (горных пород, минералов, химических соединений, сплавов и т. д.) можно...»

«Пояснительная записка Программа внеурочной деятельности «Разговор о правильном питании» по спортивнооздоровительному направлению развития личности разработана для обучающихся 1 класса средней общеобразовательной школы, в соответствии с Федеральным государственным стандартом начального общего образования второго поколения. Данная программа представляет обучающимся широкую панораму правильного и здорового питания как компонент сохранения здоровья и долголетия. В основной школе этот материал будет...»

«Федеральное агентство по образованию Государственное образовательное учреждение Высшего профессионального образования «Казанский государственный технологический университет» Р.А. Хайруллин, М.Б. Газизов, А.И. Алехина, Л.Р. Багаува МЕТОДЫ ПОЛУЧЕНИЯ ОРГАНИЧЕСКИХ СОЕДИНЕНИЙ Учебное пособие Казань 2008 ББК УДК 547 (075.8) Методы получения органических соединений: учебное пособие/ Р.А.Хайруллин, М.Б.Газизов, А.И.Алехина, Л.Р.Багаува; Казан. гос. технол. ун-т. Казань, 2008. – 309 с. Рассмотрены...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ Нижегородский государственный университет им. Н.И. Лобачевского С.К. Игнатов ЗАДАЧИ ПО КВАНТОВОЙ ХИМИИ Учебно-методическое пособие Рекомендовано методической комиссией химического факультета для студентов ННГУ, обучающихся по направлению подготовки 04.03.01 «Химия» и специальности 04.05.01 «Фундаментальная и прикладная химия» Нижний Новгород УДК 544.18 ББК 24.511.2 И 26 И 26 Игнатов С.К. ЗАДАЧИ ПО КВАНТОВОЙ ХИМИИ. Учебнометодическое пособие. – Нижний...»

«Государственное общеобразовательное учреждение «Школа № 237 им. В.Ф.Орлова» СТРУКТУРНОЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ № 242 «Согласовано» «Утверждаю» РАБОЧАЯ ПРОГРАММА по _химии_ _9 класс _2 часа в неделю, 68 часов в год кол-во часов в неделю, в год Учитель: Шведова Галина Ивановна, высшая категория Ф. И. О. педагога, категория Рабочая программа разработана на 1 год (годы обучения) Учебник Г. Е. Рудзитис, Ф. Г. Фельдман. Химия. 8 класс. Просвещение, 2007. (Автор, название, издательство, год издания)...»

« по учебной дисциплине ОП.04 Физиология с основами биохимии по специальности: программы подготовки специалистов среднего звена (ППССЗ) 49.02.01 «Физическая культура» Дербент 2015 Организация-разработчик: Частная образовательная организация высшего образования «Социально-педагогический институт» (ЧОО ВО СПИ). Разработчик: Цахуева Ф.П....»

«Содержание Стр.1. Общее положение..2 2. Список рекомендуемых профилей подготовки бакалавров по направлению 020100-химия..3 3. Требования к результатам освоения основной образовательной программы;..3 4. Примерный учебный план подготовки бакалавров..3 5. Примерные программы дисциплин. 12 6. Требования к итоговой государственной аттестации выпускников бакалавриата..73 7. Список разработчиков и экспертов ПООП. 1. Общее положение Примерная основная образовательная программа высшего...»

« Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова Научно-образовательный центр по нанотехнологиям Химический факультет Кафедра химической технологии и новых материалов И.М. Афанасов, Б.И. Лазоряк ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ КЕРАМИЧЕСКИЕ ВОЛОКНА Учебное пособие для студентов по специальности «Композиционные наноматериалы» МОСКВА 2010 1 Редакционный совет: проф. В.В. Авдеев, проф. А.Ю. Алентьев, проф. Б.И.Лазоряк доц. О.Н. Шорникова Методическое руководство предназначено для слушателей...»

«СОДЕРЖАНИЕ 1. Общие положения 1.1. Нормативные документы для разработки ОПОП Магистратуры по направлению подготовки 020100 Химия.1.3. Общая характеристика вузовской основной образовательной программы высшего профессионального образования (магистратура) по направлению подготовки 020100 Химия.1.3 Требования к уровню подготовки, необходимому для освоения ОПОП ВПО 1.4. Участие работодателей в разработке и реализации ОПОП ВПО 2. Характеристика профессиональной деятельности выпускника ОПОП...»

«Нижегородская государственная медицинская академия Кафедра биохимии имени профессора Г. Я. Городисской МЕТОДИЧЕСКОЕ ПОСОБИЕ ДЛЯ ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ ПО БИОХИМИИ ДЛЯ СТУДЕНТОВ ВЫСШЕГО СЕСТРИНСКОГО ОБРАЗОВАНИЯ Нижний Новгород Составители: зав. кафедрой, профессор Е. И. Ерлыкина, доценты С. П. Калашников, П. П. Загоскин, В. М. Фокин, Т.И. Шлапакова, ст. преподаватели Т. С. Семенова, Л. И. Якобсон, ассистенты О. В. Баринова, О. И. Александрова Методическое пособие для практических занятий по...»

«Пояснительная записка Рабочая программа по учебному предмету «Химия», 11а класс составлена в соответствии с требованиями федерального компонента государственного стандарта общего образования, примерной программы среднего (полного) общего образования по химии, 10 класс, М.: «Просвещение», 2008г., авторской программы Г.Е.Рудзитиса и Ф.Г.Фельдмана «Программа курса химии для 8 – 11 классов общеобразовательных учреждений», допущенной Департаментом общего среднего образования Министерства образования...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования «ТЮМЕНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ» Институт химии Кафедра неорганической и физической химии Нестерова Н.В. ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ АДСОРБЦИИ Учебно-методический комплекс. Рабочая программа для студентов направления 04.03.01 Химия профиль подготовки «Физическая химия» очная форма обучения Тюменский государственный университет Нестерова...»

«МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования «Ивановский государственный химико-технологический университет» Утверждаю: Ректор _ О.И. Койфман « » 2011 г. Номер внутривузовской регистрации Основная образовательная программа высшего профессионального образования 240100 Химическая технология Направление подготовки Наименование магистерской программы Химия и технология полимерных покрытий магистр Квалификация...»

«Муниципальное бюджетное общеобразовательное учреждение гимназия «Перспектива» городского округа Самара Ассоциированная школа ЮНЕСКО Утверждено Приказ № от «» _2014г. и.о. директораМБОУ гимназии «Перспектива» г.о.Самара Л.П. Покровская ПРОГРАММНО -МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ 2014-2015 учебный год Химия. 11 класс. Базовый уровень (2 час в нед., 68 часов в год) Предмет, курс Анисимова Елена Александровна Учитель Габриелян О.С. Программа курса химии для 8-11 классов Составлено в общеобразовательных...»
Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам , мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.

«1 И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ Спецкурс. Лекция 20. ДОРЕАКТОРНАЯ ЧАСТЬ УРАНОВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА Содержание. 1. ДОБЫЧА УРАНОВОЙ РУДЫ 1 1.1 Урановые...»

И.Н.Бекман

ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ

Спецкурс.

Лекция 20. ДОРЕАКТОРНАЯ ЧАСТЬ УРАНОВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

1. ДОБЫЧА УРАНОВОЙ РУДЫ 1

1.1 Урановые рудники и запасы урана 1

1.2 Переработка урановой руды. 6

2. ПОЛУЧЕНИЕ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО УРАНА 9

3. ОБОГАЩЕНИЕ УРАНА. 10

3.1 Гексафторид урана 10

3.2 Методы разделения изотопов 11 3.2.1 Разделение изотопов 11 3.2.2 Изотопные эффекты 13 3.3.3 Газовая диффузия. 14 3.2.4 Диффузия в потоке пара (противопоточная масс-диффузия) 16 3.2.5 Термодиффузия 16 3.2.6 Газовое центрифугирование 17 3.2.7 Электромагнитное разделение. 17 3.2.8 Химическое обогащение 18 3.2.9 Аэродинамическая сепарация 18 3.2.10 AVLIS (испарение с использованием лазера). 18 3.2.11 Дистилляция 19 3.2.12 Электролиз 19 3.2.13 Изотопный обмен 19

3.3 Разделение изотопов урана 21 Урановый топливный цикл – основной цикл современной атомной энергетики. Он состоит из трёх частей: дореакторной, реакторной и послереакторной.

В этой лекции мы рассмотрим дореакторную часть уранового топливо-энергетического цикла, включающего в себя такие стадии, как добычу и обогащение урановой руды, получение металлического урана и его оксидов, обогащение урана изотопом урана-235 (Рис.1). Коротко остановимся и на проблеме разделения изотопов (не только урана (топливо), но и изотопов водорода (применительно к замедлителям нейтронов) и бора (применительно к поглотителям нейтронов). Все вопросы, связанные с реакторным материаловедением (изготовление тепловыделяющих элементов, тепловыделяющих сборок, замедлителей, стержней управления и т.п.) будут рассмотрены в 29-ой лекции.

1. ДОБЫЧА УРАНОВОЙ РУДЫ Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата. Основные стадии этапа: собственно добыча урансодержащей руды; ее механическое обогащение посредством удаления пустой породы; измельчение полученной рудной массы; выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия; получение уранового концентрата путем извлечения урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением); сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка.

1.1 Урановые рудники и запасы урана Уран - это металл, примерно такой же, как олово или цинк, который содержится в большинстве пород и даже в морской воде. Некоторые типичные концентрации урана в различных средах приведены в таблице (ppm - промилле, одна миллионная часть).

Табл.1 Конценрация урана в различных природных средах Высокосортные источники 2 % U или 20000 ppm U Низкосортные источники 0.1 % U или 1000 ppm U Гранит 4 ppm U Скальные породы 2 ppm U Среднее количество в земной коре 1.4 ppm U Морская вода 0.003 ppm U До второй мировой войны уран считался редким металлом. Сейчас известно, уран более распространен, чем ртуть, кадмий, серебро и содержится в промышленных рудах примерно в таких же концентрациях, как мышьяк или молибден. Его средняя концентрация в земной коре примерно 2 части к 1 миллиону, что в переводе на язык весовых единиц равняется миллиардам тонн! Он занимает 48 место по содержанию в кристаллических породах. В литосфере уран более распространен, чем такие недорогие вещества как цинк и бор, встречающиеся в концентрациях 4 г/т. Содержание урана в гранитных породах вполне достаточное, чтобы радиоактивный газ радон, продукт распада, представлял серьезную биологическую опасность в местах выхода гранита на поверхность. Уран обнаружен и в морской воде, в концентрации 150 мкг/м3.

Уран не встречается в виде мощных месторождений, но зато известно большое число минералов, содержащих уран:

карнотит, отенит, уранинит, торбернит, тюямунит. Уран входит в достаточной концентрации в 150 различных минералов, и в небольшом количестве - еще в 50. Первоначально его нашли в магматических гидротермальных жилах и пегматитах, включая уранинит и смоляную обманку. В этих рудах уран содержится в виде диоксида, который, в зависимости от степени окисления, имеет средний состав от UO2 до UO2.67. Еще руды, имеющие экономическое значение: аутанит, гидраткальциевый уранильный фосфат; тобернит, гидратмедный уранильный фосфат; коффинит, гидратированный силикат урана; карнотит, гидраткалиевый уранильный ванадат. Урановые руды имеются по всему миру. Запасы и коммерческие сделки выражаются в эквивалентных массах Завод по выпуску U3O8. Месторождения смоляной обманки, твэлов самой богатой ураном руды, располагаются Урановое главным образом в Канаде, Конго и США.

–  –  –

Рис.2 Расположение урановых месторождений на территории России Балансовые месторождения. Стрельцовский урановорудный район: Стрельцовское, Лучистое, Широндукуевское, Тулукуевское, Октябрьское, Дальнее, Новогоднее, Юбилейное, Пятилетнее, Весеннее, «Антей», Аргунское, Мартовское, Малотулукуевское, Жерловое.

Зауральский урановорудный район:

Далматовское. Забалансовые месторождения. Ергенинский урановорудный район: 1 – Степное.

Зауральский урановорудный район: 3 – Добровольное. Республика Хакассия; 5 – Приморское. Республика Бурятия, Витимский урановорудный район: 6 – Хиагдинское; 7 – Радионовское; 8 – Витлауское; 9 – Количикан; 10 – Джилиндинское; 11 – Тетрахское; 12 – Вершинное; 13 – Неточное; 14 – Кореткондинское;

15 – Намару; 16 – Дыбрын. За пределами Витимского района: 17 – Имское; 18 – Буяновское. Читинская область: 19 – Горное; 20 – Березовое; 22 – Дурулгуевское. Стрельцовский урановорудный район: 23 – Цаган-Торон; 24 – Юго-Западное; 25 – Широндукуевское; 26 – Безречное. Республика Саха–Якутия, Эльконский урановорудный район: 27 – Южное; 28 – Северное; 29 – Центральная зона; 30 – Весенняя зона;

31 – Агдинская зона; 32 – Пологая зона; 33 – Невская зона; 34 Для добычи и переработки урана вблизи разведанных месторождений построены горнодобывающие и перерабатывающие предприятия: Приаргунское производственное горнохимическое объединение (г. Краснокаменск, Читинская обл., Россия), Восточный горноперерабатывающий комбинат (г. Желтые воды, Украина), Прикаспийский горно-плавильный комбинат (Актау, Казахстан), Целинный горно-перерабатывающий комбинат (Степногорск, Казахстан), производственное объединение «Южнолиметалл» (Бишкек, Киргизия) Навоийский горно-плавильный комбинат (Навои, Узбекистан) и Восточный промкомбинат редких металлов (Чкаловск, Таджикистан). Кроме Приаргунского ПГХО на территории России добыча и переработка урановых и ториевых руд ранее велась Лермонтовским ПО «Алмаз» (Ставропольский край) и Новотроицким рудоуправлением.

По состоянию на 01.01.1999 г. государственным балансом запасов урана России учтены запасы 16 месторождений, из которых 15 сосредоточены в одном районе - Стрельцовском в Забайкалье (Читинская обл.) и пригодны под горный способ добычи. Долматовское месторождение с содержанием урана в руде 0,06%, расположенное в Зауралье (Курганская обл.), пригодно для добычи способом скважинного подземного выщелачивания. В 1999 г. здесь введена в эксплуатацию опытно-промышленная установка подземного выщелачивания производительностью 50 т урана/год. Одно из лучших месторождений (Тулукуевское) с запасами богатых руд для открытой добычи практически отработано. В последние годы тенденция к погашению лучших запасов месторождений резко усилилась. Так, в 1998 погашались запасы со средним содержанием 0,419 %. Остающиеся в недрах запасы с таким содержанием составляют всего 54% от числящихся по балансу в качестве «активных».

Корпорация «ТВЭЛ» сегодня - единственная компания, которая добывает природный уран в России. Она включает три дочерних предприятия: это Приаргунское горно-химическое объединение в городе Краснокаменске Читинской области (добывает 3 тыс. тонн урана в год), ЗАО «Далур» в Курганской области и ОАО «Хиагда» в Бурятии. Два последних предприятия еще не вышли на проектные мощности, там еще идет строительство и одновременно разведка прилегающих месторождений. Планируется, что каждое из них должно добывать к 2012 году по 1 тыс. тонн урана в год.

Таким образом, в России пока существует единственное интенсивно разрабатываемое месторождение урана – Краснокаменский рудник в Забайкайлье (Читинская область). Среднее содержание урана в руде - 0,38 %, годовая производительность рудника - 2,5 тыс. т урана. При современном уровне добычи, запасы руды на этом месторождении создают 20-летнюю обеспеченность сырьем действующего уранодобывающего предприятия (АООТ «Приаргунское производственное горно-химическое объединение»). Здесь уран добывают шахтным способом. То есть в подземных рудниках на глубине до 800 метров добывают урановую руду, потом ее доставляют на завод и с помощью различных химических процессов извлекают уран, который дальше идет на переработку для получения топлива в той форме, в которой оно необходимо.

В Курганской области (Долматовское месторождение) и на Хиагдинском урановом месторождении Бурятии применяется подземное скважинное выщелачивание урана. В одну скважину закачиваются специальные кислотные растворы, которые выщелачивают уран, а через другую скважину все это с помощью насоса извлекается наверх. Затрат при таком способе гораздо меньше, чем при прокладывании шахты, и технология выщелачивания обеспечивает экологическую безопасность работ. В Бурятии сейчас объем добычи составляет 1,5 тыс. тонн уранового концентрата в год. Разведанные запасы месторождения рассчитаны на 50 лет.

Замечание. В Канаде концентрация урана в рудах месторождений, отрабатываемых подземным способом, в 100 раз превосходит то, что находится в недрах Приаргунского комбината. Соответственно, чтобы получить такое же точно количество, нам надо добыть в 100 раз больше.

Сейчас готовится проект по освоению новых месторождений в Якутии. В России есть и очень крупные месторождения. Они были открыты и разведаны еще в 70-х годах прошлого века, но потом были поставлены в резерв. Государственным балансом учтены запасы 38 урановых месторождений, относимых к забалансовым (т.е. разведанным, но не разрабатываемым). Среди последних выделяются запасы Эльконского и Ергенинского урановорудных районов, рассматриваемые как резервные. Так, в Эльконском районе в Республике Саха-Якутия запасы урана (более 200 тыс. т) количественно превосходят все балансовые запасы в стране, но из-за рядового качества руд они могут стать рентабельными только при высокой цене на уран. К перспективным регионам относится Онежский район (Карелия), где обнаружены запасы ванадиевой руды с содержанием урана, золота и платины; Витимский район (Сибирь) с разведанными запасами в 60 тыс. т при концентрации урана 0,054% в руде с сопутствующими скандием, редкоземельными элементами и лантаноидами;); Западно-Сибирский район (Малиновское месторождение с запасами 200 тыс. т урана), а также Енисейско-Забайкальский район и Дальневосточный рудоносный район, расположенный в прибрежной зоне Охотского моря.

Украинские урановые залежи считаются одними из богатейших. Месторождения этого элемента расположены в Кировоградской области: Ватутинское, Мичуринское, Желтореченское.

Из стран СНГ наиболее перспективным является недавно построенный Киргизский Навоийский горно-металлургический комбинат (НГМК), который в 2001 г начал разработку крупного уранового месторождения. Переработку руды осуществляет завод в Учкудуке. В 2005 дало первую продукцию совместное казахско-киргизско-российское добывающее предприятие «Заречное», которое ещё находится на стадии строительства. На первом этапе (2003–2006 годы) СП «Заречное» будет производить до 500 тонн урана в год. Впоследствии его объемы возрастут до 700–800 тонн. При этом урановый концентрат, произведенный на нашем КГРК, будет поставляться в Россию. В Казахстане недавно начали добычу урана на рудниках Южный Моинкум, Акдала и Южный Карамурун. Уникальна по размерам запасов урана Чу-Сарысуйская ураново-рудная провинция в Южном Казахстане. Исключительная ценность этого района заключается еще и в том, что на месторождениях этой провинции возможно добывать уран бесшахтным способом методом подземного выщелачивания через буровые скважины.

Рис.3. На урановом руднике

Напомним, что в России сейчас действует 29 ядерных реакторов на АЭС, которые потребляют более 4 тысяч тонн урана в год. Большая же часть урановых месторождений бывшего Союза осталась на территории Казахстана и Узбекистана. Дефицит урана в России восполняется за счет стратегических запасов этого сырья, сделанных еще в советское время, и за счёт добычи на Читинской шахте.

1.2 Переработка урановой руды.

Минералы, из которых добывают уран, всегда содержат такие элементы как радий и радон.

Поэтому, хотя сам по себе уран слабо радиоактивен, добываемая руда потенциально опасна, особенно если это высококачественная руда. Радиационная опасность, связанная с сопутствующими элементами, характерна не только для ураносодержащих руд, но и для любой горнодобывающей промышленности. Часто уран добывается открытым способом, при котором карьеры имеют хорошую естественную вентиляцию. Подземная урановая шахта вентилируется специальными мощными устройствами.

Конечными продуктами переработки рудного сырья являются чистые химические соединения, из которых получают металлический уран.

Урановые руды содержат обычно небольшое количество ураносодержащего минерала (0,05-0.5% U3O8), так что необходимы предварительное извлечение и обогащение. Механические методы обогащения (радиометрическая сортировка, разделение в тяжелых суспензиях, гравитация, флотация, электростатика) неприменимы для урана, в дело идут методы гидрометаллургии выщелачивание - обычный первый шаг обработки руды (иногда ему предшествует отжиг).

В классическом способе кислотного выщелачивания руда первоначально спецтальным образом измельчается и обжигается для обезвоживания. При этом удаляются углеродсодержащие фракции, уран сульфатируется, восстановители, которые могут быть препятствием для выщелачивания, окисляются. Затем смесь обрабатывается серной или азотной кислотами, или смесью этих кислот.

Твердые частицы, остающиеся после растворения урана извлекают, и помещают на длительное хранение в специальные резервуары. Резервуары сконструированы таким образом, чтобы обеспечить надежное хранение этих материалов. Такие отходы содержат основную долю радиоактивных веществ, находящихся в руде (таких, например, как радий).

Уран переходит в сульфат уранила, радий и другие металлы в урановой смолке оседают в виде сульфатов. С добавлением едкого натра уран осаждается в виде диураната натрия Na2U2O7.6H2O (часто уран осаждают в виде диураната аммония или гидроксида уранила).

При обработке руд и бедных концентратов растворы содержат лишь 0.5 - 2 г U в л. В этом случае для извлечения и концентрирования урана широко применяют сорбцию на ионообменных смолах, экстракцию органическими растворителями (для экстракции из сернокислых растворов используют алкилфосфорные кислоты, амины), или выпаривание. Во время экстракции растворителями урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей, например раствора трибутилфосфата в керосине. В современных промышленных методах в качестве растворителей фигурируют алкил-фосфорные кислоты (например, ди(2-этилгексил)-фосфорная кислота) и вторичные и третичные алкиламины. Как общее правило, экстракция растворителями предпочитается ионообменным методам при содержании урана в растворе после кислотного выщелачивания более 1 грамма на литр. Однако оно неприменимо для восстановления урана из карбонатных растворов. Уран, удовлетворяющий условиям оружейной чистоты, обычно получают из диураната натрия через прохождение дополнительной очистки, используя трибутилфосфатный очистительный процесс. Первоначально, Na2U2O7.6H2O растворяют в азотной кислоте для подготовки сырьевого раствора. Из него избирательно удаляется уран при разбавлении раствора трибутилфосфатом в керосине или иной подходящей углеводородной смесью. Наконец, уран переходит из трибутилфосфата в подкисленную воду для выделения высокоочищенного уранильного нитрата.

После извлечения из раствора, осадок, содержащий уран, имеет ярко желтую окраску ("yellowcake"). После высокотемпературной сушки окись урана (U3O8), теперь уже зеленого цвета, загружается в специальные емкости объемом до 200 литров. Высушенные или прокаленные осадки являются полупродуктами, служащими для получения чистых соединений урана (UF4, U3O8 или UO2).

Замечание. Мощность дозы облучения на расстоянии одного метра от такой емкости равна, приблизительно половине того, что человек получает во время полета на самолете. Все эти операции проводятся в соответствии с нормативами радиационной безопасности на предприятиях горнодобывающей промышленности. Эти правила и нормы устанавливают строгие стандарты по контролю за гаммаоблучением, и возможным попаданием в организм радона и других радиоактивных материалов. Стандарты относятся как к персоналу предприятий, так и к населению. Доза 20 mЗв/год в течение более чем пяти лет является максимально допустимой для персонала предприятий, включая облучение радоном и других радиоактивных веществ (в дополнение к естественному фону и исключая экспозицию при медицинской диагностике). Гамма-излучение исходит преимущественно от изотопов висмута и свинца. Газ радон выделяется из горных пород, в которых происходит распад радия. Вследствие спонтанного радиоактивного распада он переходит в дочерние изотопы радона, которые являются эффективными излучателями альфачастиц. Радон находится в большинстве горных пород, и, как следствие этого, находятся и в воздухе, который все мы вдыхаем. При высоких концентрациях радон представляет опасность для здоровья, так как небольшой период полураспада означает, что альфа-распад может происходить внутри организма после его вдыхания, что, в конечном счете, может вызывать рак легкого. (Под "Радоном" обычно понимают изотоп Rn-222. Другой изотоп, Rn-220 (появляется вследствие распада тория и известен как "торон"), является распространенной составляющей многих минеральных песков). При добыче и производстве урана предпринимаются различные меры предосторожности для защиты здоровья персонала: Тщательно контролируется уровень запыленности, чтобы минимизировать попадание в организм гамма- или альфаизлучающих веществ. Пыль является главным источником радиоактивного облучения. Она обычно дает вклад в 4 mЗв/год в ежегодную дозу, получаемую персоналом. Ограничивается внешнее радиоактивное облучение персонала в шахтах, на заводах и местах размещения отходов. На практике уровень внешнего облучения от руды и отходов обычно настолько низок, что он практически не влияет на увеличение допустимой ежегодной дозы. Естественная вентиляция открытых месторождений уменьшает уровень экспозиции от радона и его дочерних изотопов. Уровень облучения от радона редко превышает один процент от уровня, допустимого для непрерывного облучения персонала. Подземные рудники оборудуются совершенными системами вентиляции для достижения того же уровня. На подземных рудниках средняя доза облучения составляет, приблизительно, 3 mЗв/год. Существуют строгие гигиенические нормы на работу персонала с концентратом окиси урана, поскольку он химически токсичен, подобно оксиду свинца.

На практике предпринимаются предосторожности, защищающие органы дыхания от попадания токсинов, аналогичные тем, которые используются при работах на свинцовых плавильных печах.

К чистоте урана предъявляются весьма высокие требования. Так, содержание примесей элементов с большим сечением захвата нейтронов (B, Cd, Li, РЗЭ и др.) не должно превышать стотысячных и миллионных долей процента. Для очистки технические продукты обычно растворяют в азотной кислоте. Эффективным способом очистки является экстракция нитрата уранила органическими растворителями (трибутилфосфат, метилизобутилкетон). Из очищенных азотнокислых растворов кристаллизуют уранилнитрат UO2(NO3)2*6H2O или осаждают пероксид UO4*2H2O, осторожной прокалкой (кальцинированием) которых получают UO3. Последний восстанавливают водородом до UO2, которую действием сухого HF при 430-600о переводят в UF4

– основное исходное соединение для производства металла.

Типичная методика выделения делящихся радионуклидов из урановой руды. Уран обычно встречается в виде урановой соляной руды (окись урана) и карнолита (комплексное уранованадиевое соединение). Обогащенную руду обрабатывают смесью азотной и серной кислот.

Уран переходит в раствор в виде UO2++, а металлы, образующие нерастворимые сульфаты (Pb, Ba, Ra и др.), вместе с нерастворимыми в кислоте силикатами остаются в осадке. Добавляя к раствору избыток Na2CO3, получают основной раствор, в котором уран содержится в виде комплексного карбоната, а в осадок переходят элементы, образующие нерастворимые карбонаты, гидроокиси или основные карбонаты (Fe, Al, Cr, Zn и т.д.). Снова добавляя в раствор HNO3 до кислой реакции, получают раствор уранил-нитрата с формулой для твердой соли UO2(NO3)2*6H2O, который растворим в диэтиловом эфире. Экстрагирование уранилнитрата с помощью этого растворителя дает исключительно чистый продукт, вполне пригодный для изготовления урана для ядерных реакторов. При прокаливании уранилнитрата получается окисьзакись U3O8. Эта окись может быть восстановлена до металла в бомбе с Al, Ca или Mg.

Восстановление углеродом дает продукт, сильно загрязненный карбидом урана, а восстановление водородом дает UO2. Этот оксид может быть превращен в UF4 или UCl4 путем обработки безводной HF или HCl при пониженных температурах. Тетрагалоиды восстановливают до металла натрием или кальцием. Галоидная соль KUF5, получаемая из UF4, дает очень чистый металл посредством электролиза.

Для бедных руд (а в России сейчас руды достаточно бедные), обычно используют способ извлечения урана, основанный на ионно-обменной хроматографии. Однако применяемые реагенты весьма дороги, а побочные продукты загрязняют природную среду. Кроме того, эффективность метода падает по мере уменьшения содержания урана в руде. Использование микроорганизмов может уменьшить расходы вдвое, так как бактерии сами «поставляют» реагенты, и разработка даже бедных руд становится оправданной. Для извлечения урана из руды ее необходимо поместить в отвал над слоем непроницаемых пород и опрыскать водным раствором сульфида железа, содержащим популяции сульфидредуцирующих бактерий Thiobacillus ferrooxidans. В процессе жизнедеятельности микроорганизмов образуется железистый сульфат-реагент, который окисляет четырехвалентный уран, превращая его в пятивалентный. Полученное соединение растворяют в кислоте. Радиоактивный элемент извлекают путем концентрирования и очистки методом осаждения и ионного обмена.

Метод бактериальной гидрометаллургии испытан канадскими учеными, которые при возобновлении добычи урана на шахте в Станроке, где запасы руд считались полностью исчерпанными, использовали железобактерии вида Thiobacillus ferrooxidans. Такие бактерии населяют шахтные хвосты (скопления отходов отработанной урановой руды) и откачанные из-под земли кислотные воды. Питаются они серой, разлагая сульфидные минералы. В итоге нерастворимые соединения урана, слагающие руды, становятся растворимыми, и последующее извлечение металла значительно облегчается.

Замечание. При производстве обогащенного урана для обычных реакторов одновременно производится приблизительно в семь раз большее количество обедненного урана. Если же уран обогащают до 93 % содержания 235U (для военных целей), то при этом производится приблизительно в 200 раз большее количество обедненного урана. Все это, учитывая очень большое количество всего урана, которое когдалибо добывалось, является очень ценным сырьем и потенциальным топливом для ядерных установок.

После завершения технологических процессов экстракции урана на предприятиях горнодобывающей промышленности практически весь радиоактивный радий, торий и актиний содержится в отвалах и, следовательно, уровни излучения и испускания радона из таких отходов будут, по всей вероятности, существенны. Однако, маловероятно, что кто-либо построит жилище на вершине отвальных пород и получит повышенную дозу облучения, лежащую за пределами международных норм. Тем не менее, отходы должны быть закрыты достаточным количеством грунта, чтобы уровни гамма-излучения не превышали уровня естественного фона. В этом случае возможно и покрытие этих мест растительностью.

Замечание. Примерно 95% радиоактивности в руде с содержанием 0.3 % U3O8 исходит от радиоактивного распада 238U, достигающей, приблизительно, 450 кБк/кг. Этот ряд имеет 14 радиоактивных долгоживущих изотопов и, таким образом, каждый из них дает, приблизительно, 32 кБк/кг (независимо от массового соотношения). После обработки из руды удаляется 238U и немного 234U (и

U) и радиоактивность снижается до 85% ее первоначального значения. После удаления большей части U, два короткоживущих продукта его распада (234Th и 234Pa) скоро исчезают и, по истечению нескольких месяцев, уровень радиоактивности снижается до 70% ее первоначального значения. Основным долгоживущим изотопом тогда становится 230Th (период полураспада 77000 лет), который превращается в 226Ra с последующим распадом в 222Rn.

2. ПОЛУЧЕНИЕ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО УРАНА

Металлический уран получают восстановлением урановых галогенидов (обычно тетрафторида урана) магнием в экзотермической реакции в «бомбе» - герметичном контейнере, обычно стальном, общая методика известна как «термитный процесс». Реакции в «бомбе»

протекают при температурах, превышающих 1300°C. Прочный стальной корпус необходим, чтобы выдержать высокое давление внутри него. «Бомба» заряжается гранулами UF4 и в избытке засыпается тонко диспергированным магнием и нагревается до 500-700°C, с этого момента начинается саморазогревающаяся реакция. Теплоты реакции достаточно для расплавления начинки “бомбы”, состоящей из металлического урана и шлака - фторида магния, MF2. Этот самый шлак отделяется и всплывет вверх. Когда "бомба" охлаждается, получается слиток металлического урана, который, несмотря на содержание в нем водорода, самый качественный из коммерчески доступных и хорошо подходит для топлива АЭС.

Металл получается и при восстановлении оксидов урана кальцием, алюминием или углеродом при высоких температурах; или электролизом KUF5 или UF4, растворенных в расплаве CaCl2 и NaCl. Уран высокой чистоты можно получить термическим разложением галогенидов урана на поверхности тонкой нити. При завершении процесса обогащения урана, обычно в отходах остается 0.25-0.4% 235U, так как извлекать этот изотоп до конца экономически невыгодно (дешевле закупать большее количество сырья). В США остаточное содержание 235U в сырье после производства возросло с 0.2531% в 1963 до 0.30% в 70-х, по причине снижения стоимости природного урана.

Восстановленные слитки Концентраты руд переплавляют в вакууме и отливают заготовки необходимой формы, которые затем подвергают Отбор пробы обработке давлением. Общая схема производства металлического Разваривание Азотная урана дана на Рис. 3.

U3O8+8HNO3 3UO (NO) +2NO +4H O кислота

–  –  –

Рис. 6 Общая схема производства металлического урана.

7 3. ОБОГАЩЕНИЕ УРАНА.

3.1 Гексафторид урана Для целей ядерной энергетики и ядерного военного комплекса требуется уран-235, который способен поддерживать цепную реакцию деления. Его концентрация в природном уране низка - в среднем 0,7 %. Поэтому требуется обогащение природного урана до 2,4-25 % для энергетических ядерных реакторов и более высокое обогащение для военных целей. Обязательна операция доочистки урана (аффинаж) для превращения его в ядерно-чистый материал, который преобразуется затем в гексафторид урана (UF6). Уран чистят от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтрон поглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте.

Гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения. Технология фторирования в вертикальном плазменном реакторе включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с последующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафторида урана и его конденсация в системе холодных ловушек. Предприятия России по преобразованию оксида урана в гексафторид расположены в Верхнем Нейвинске (Свердловская обл.) и Ангарске (Иркутская обл.). Их совокупная производительность 20 - 30 тыс.

т гексафторида урана в год.

В промышленных масштабах производство гексафторида урана помимо России осуществляют в США, Великобритании, Франции и Канаде. Мощность заводов превышает потребность в производимой ими продукции (используется приблизительно 85% мощности). Производственная мощность предприятий России достаточна не только для удовлетворения внутренних потребностей, но и поставки значительного объема продукции на экспорт.

Разделительная способность обогатительного завода измеряется в единицах массы переработанного вещества (МПП) за единицу времени, например МПП-кг/год или МПП-тонн/год. Выход обогащенного продукта с предприятия заданной мощности зависит от концентрации нужного изотопа во входной породе, выходных отходах и конечном продукте. Исходное содержание полезного изотопа определено природным его содержанием. Зато два остальных параметра можно изменять. Если уменьшить степень извлечения изотопа из исходного вещества, можно увеличить скорость его выхода, но платой за это будет увеличение требуемой массы сырья.

Это подчиняется отношению:

где P - выход продукта, U - разделительная способность, NP, NF, NW - молярные концентрации изотопа в конечном продукте, сырье и отходах. V(NP),

V(NW), V(NF) разделительные потенциальные функции для каждой концентрации. Они определяются как:

Принимая остаточную концентрацию в 0.25%, завод с производительностью 3100 МПП-кг/год произведет 15 кг 90% U-235 ежегодно из натурального урана. Если взять в качестве сырья трехпроцентный U-235 (топливо для АЭС) и концентрацию 0.7% в отходах производства, тогда достаточно мощности 886 МПП-кг/год для того же выхода.

3.2 Методы разделения изотопов 3.2.1 Разделение изотопов Чаще всего разделение изотопов на отдельные изотопы сводится к выделению из смеси одного из изотопных веществ или просто к концентрированию этого вещества в смеси. Примером может служить извлечение 6Li, 235U, D. Разделение изотопов всегда сопряжено со значительными трудностями, т.к. изотопы, представляющие собой незначительно отличающиеся по массе вариации одного элемента, химически ведут себя практически одинаково. Все же скорость прохождения некоторых реакций отличается в зависимости от изотопа элемента, кроме того, можно использовать различие в их физических свойствах, например, в массе. Для разделения изотопов используют различия физических или химических свойств веществ, обусловленные различием в их изотопном составе.

Методы разделения изотопов основаны на различиях в свойствах изотопов и их соединений, связанных с различием масс их атомов (изотопные эффекты). Для большинства элементов относительная разность масс изотопов весьма мала, малы и изотопные эффекты. Этим определяется сложность задачи.

Эффективность разделения изотопов характеризуется коэффициентом разделения. Для смеси двух изотопов C" = 1 C" C "" 1 C "" где С и (1 - C") - относительные содержания лёгкого и тяжёлого изотопов в обогащенной смеси, а С и (1 - С) - в первичной смеси. Для большинства методов лишь немного больше единицы, поэтому для получения высокой изотопной концентрации единичную операцию разделения изотопов приходится многократно повторять. Только при электромагнитном разделении составляет 10-1000 за 1 цикл разделения. Выбор метода разделения изотопов зависит от свойств разделяемого вещества, требуемой степени разделения, необходимого количества изотопов, экономичности процесса (при значительном масштабе производства изотопов) и т. п.

Под изотопными эффектами понимают не идентичность изотопов данного элемента, обусловленную различием масс изотопных атомов (атомных весов). Изотопные эффекты проявляются в различии любых свойств изотопов, кроме радиоактивных.

В соответствии с используемым изотопным эффектом существуют различные методы разделения изотопов: газовая диффузия (различия в коэффициентах диффузии), жидкостная термодиффузия (различие коэффициентов термодиффузии), ректификация или дистилляция (различие давлений пара), химический обмен (неравномерное распределение изотопов при изотопическом обменном равновесии), кинетический метод (различие констант скоростей химических реакций), газовое центрифугирование (различие плотностей), электромагнитный метод (различие удельных зарядов ионов), AVLIS (испарение с использованием лазера) и электролиз.

В связи с потребностью для нужд ядерной энергетики больших количеств таких изотопов, как дейтерий 235U, многие методы разделения изотопов получили промышленное использование:

метод диффузии – для выделения 235U с применением газообразного UF6, методы ректификации, химического обмена и электролиза для выделения дейтерия. Промышленное значение имеет разделение изотопов лития.

Однократная операция разделения изотопов приводит лишь к небольшому обогащению разделяемой смеси по требуемому изотопу, что связано с малыми значениями изотопных эффектов. Поэтому для полного выделения или значительного концентрирования одного из изотопных веществ операцию разделения многократно повторяют в ступенчатом разделительном каскаде. Ступень каскада представляет собой один или несколько параллельно соединенных разделительных аппаратов; ступени соединены между собой последовательно. Поскольку исходное содержание выделяемого изотопного вещества обычно мало, то поток исходной смеси, проходящей через каскад, очень велик по сравнению с количеством получаемого продукта.

Поток исходной смеси подается на первую ступень каскада. В результате операции разделения он разбивается на два потока: обедненный – удаляемый из каскада, и обогащенный – подаваемый на 2-ю ступень.

На 2-й ступени обогащенный поток вторично подвергается разделению:

обогащенный поток 2-й ступени поступает на 3-ю, а ее обедненный поток возвращается на предыдущую (1-ю) и т.д. С последней ступени каскада отбирается готовый продукт с требуемой концентрацией заданного изотопа. Поток смеси, протекающий по каскаду от предыдущих ступеней к последующим, называется прямым, или обогащаемым, а протекающий в обратном направлении – возвратным, или обедняемым.

Замечание. На производительность подобной каскадной системы влияют две причины: степень обогащения на каждой из ступеней и потери искомого изотопа в отходном потоке. Поясним второй фактор. На каждой из стадий обогащения поток разделяется на две части - обогащенную и обедненную нужным изотопом. Поскольку степень обогащения чрезвычайно низка, суммарная масса изотопа в отработанной породе может легко превысить его массу в обогащенной части. Для исключения такой потери ценного сырья обедненный поток каждой последующей ступени попадает снова на вход предыдущей. Исходный материал не поступает на первую стадию каскада. Он вводится в систему сразу на некоторую, n-ю ступень. Благодаря этому с первой ступени выводиться в утиль сильно обедненный по основному изотопу материал.

Количество произведенного обогащенного материала зависит от желаемой степени обогащения и обеднения выходных потоков. Если исходное вещество имеется в большом количестве и дешево, то производительность каскада можно увеличить за счет отбрасывания вместе с отходами и большого количества неизвлеченного полезного элемента (пример - производство дейтерия из обычной воды). При необходимости достигается большая степень извлечения изотопа из материала-сырца (например, при обогащении урана или плутония).

Выбор метода разделения изотопов зависит от величины лежащего в его основе изотопного эффекта, определяющего значение коэффициента разделения, а также от экономических показателей: затрата энергии, стоимость аппараты, производительность, надежность и др. В Табл.3 на примере трех видов изотопов проведено сравнение методов разделения изотопов для водорода, углерода и урана.

Табл. 3 Эффективности различных методов разделения водорода, углерода и урана:

Метод разделения H/D C-12/13 U-235/238 Химическое обогащение 1.2-3 1.02 1.0015 Дистилляция 1.05-1.6 1.01 Газовая диффузия 1.2 1.03 1.00429 Центрифугирование (250 м/с) 1.01 1.01 1.026 Центрифугирование (600 м/с) - - 1.233 Электролиз 7 - Изотопные эффекты Изотопные эффекты – неидентичность свойств изотопов данного элемента, обусловленная различием масс изотопных атомов (атомных весов).

Изотопные эффекты проявляются в различии любых свойств изотопов, кроме радиоактивных.

Однако поскольку для изотопов большинства элементов (за исключением наиболее лёгких) относительное различие в атомных весах изотопов невелико, то изотопный эффект для этих элементов выражены весьма слабо. Даже для лёгких элементов второго периода Периодической системы (Li-Ne) относительные различия в атомных весах изотопов не превышают 35%; для третьего периода (Na-Ar) они не превышают 20%, для четвёртого (K-Kr) и пятого (Rb-Xe) периодов – 15%; для более тяжёлых элементов они всегда менее 10%. Лишь для элементов первого периода (Н – Не) относительные различия в атомов весьма велики – для водорода максимальное различие достигает 200%, а для гелия – 100%.

Неодинаковые атомные веса изотопов обусловливают определённые различия таких свойств изотопных соединений, как плотность, вязкость, показатель преломления, коэффициент диффузии, удельный заряд ионов и др. При этом отношение плотностей изотопных соединений достаточно точно совпадает с отношением их молекулярных весов, а удельные заряды изотопных ионов обратнопропорциональны их молекулярным весам. Кроме того, различие масс изотопных атомов вызывает изменение уровней поступательной, вращательной и колебательной энергии молекул при их изотопном замещении, что приводит к различию колебательно-вращательных спектров изотопных соединений.

Изменение энергетических уровней при изотопном замещении, в свою очередь, вызывает изменение термодинамических свойств, таких как теплоёмкость, теплопроводность, теплоты испарения и плавления, давление насыщенного пара и др. Так, например, отношение давлений пара Н2 и D2 составляет 2,448 при – 251,1о; отношение давлений пара Н2О и D2O составляет 1,148 при 20о и 1,052 при 100о; соответствующее отношение для Н216О и Н218О составляет 1,009 при 23о и 1,003 при 100о.

Что касается химических свойств изотопных соединений, то остаются в основном неизменными, т.к. масса атома не влияет на его электронную конфигурацию, определяющую химические свойства. Однако термодинамическая неравноценность изотопных соединений приводит к неравномерному распределению изотопов при равновесии изотопного обмена (термодинамический изотопный эффект), а также к преимущественной адсорбции одной из изотопных форм на сорбенте. Кроме того, термодинамическая неравноценность исходных изотопных соединений в сочетании с аналогичной неравноценностью переходных состояний (активных комплексов) при химических реакциях изотопных соединений обусловливает различие в скоростях протекания этих реакций (кинетический изотопный обмен). Поскольку термодинамический и кинетический эффекты зависят от различий колебательно-вращательных и поступательных энергетических уровней изотопных молекул, то, исходя из данных колебательного спектра этих молекул, можно рассчитать изотопные эффекты статистическими методами. Термодинамические изотопные эффекты, выраженные отклонениями от единицы коэффициента равновесного распределения изотопов, для изотопного обмена водорода в случае трития и протия могут максимально достигать при 20о 16-18-кратного значения, а в случае дейтерия и протия – 8-9-кратного значения; для изотопного обмена других лёгких элементов – таких, как литий, бор, углерод, азот, хлор, эти отклонения редко превышают 10%, а в случае более тяжёлых элементов они обычно не превышают 1%.

Кинетические изотопные эффекты, выражающиеся отношением констант скоростей химических реакций для различных изотопных соединений, в случае изотопов водорода также могут быть очень велики. Так, например, отношение констант скоростей синтеза бромистого водорода и бромистого дейтерия равно 5. Для изотопов всех других элементов отклонения этого отношения от единицы никогда не превышают 50%.

В основе использования изотопов в качестве меченных атомов лежит их химическая и физикохимическая идентичность. Фактически же всегда имеют место различия в свойствах изотопов, характеризуемые значениями изотопных эффектов. Таким образом, знание изотопных эффектов позволяет вносить поправки на различие свойств изотопов при их использовании в качестве меченых атомов. Очевидно, что учёт соответствующих поправок имеет существенное значение при работе лишь с изотопами лёгких элементов и особенно водорода.

Различия в свойствах изотопов позволяют разделять изотопы и определять их содержание в изотопных смесях. Любой способ разделения изотопов, а также количественный анализ стабильных изотопов основаны на наличии изотопных эффектов (при этом метод разделения тем эффективнее, чем больше соответствующий изотопный эффект). Так, например, ректификационный метод разделения основан на различии в давлениях пара изотопных соединений. В основе метода центрифугирования лежит различие плотностей. Диффузионный метод предполагает различие коэффициентов диффузии. Методы разделения с использованием реакций изотопного обмена основаны на термодинамическом изотопном эффекте. Имеются методы разделения изотопов, основанные на изотопном кинетическом эффекте, как, например, широко распространённый электролитический метод получения тяжёлой воды.

3.3.3 Газовая диффузия.

Диффузия газов через пористые перегородки при пониженном давлении является одним из важнейших методов разделения тяжелых, а также многих легких изотопов. Метод газовой диффузии использует различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. Понятно, что он будет подходить только для веществ, находящихся в газообразном состоянии.

Газообразное соединение разделяемого элемента при достаточно низких давлениях ~ 0,1 н/м2 (~10-3 мм рт. ст.) «прокачивается» через пористую перегородку, содержащую до 106 отверстий на 1 см2. Лёгкие молекулы проникают через перегородку быстрее тяжёлых, так как скорости молекул обратно пропорциональны квадратному корню из их молекулярного веса. В результате газ обогащается лёгкой компонентой по одну сторону перегородки и тяжёлой - по другую.

Поясним принцип действия метода газовой диффузии (см. Рис.5).

При различных скоростях движения молекул, если заставить их двигаться через тонкую трубочку, более быстрые и легкие из них обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Таким образом, ключевой момент здесь - изготовление пористых мембран для разделения. Они должны не допускать утечек, выдерживать избыточное давление. Поскольку легкий изотоп диффундирует быстрее, чем тяжелый, то газ, прошедший через пористую перегородку, обогащается легким изотопом. Для некоторых легких элементов степень разделения может быть достаточно велика, но для урана только 1.00429 (выходной поток каждой ступени обогащается в 1.00429 раза). Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия - циклопические по размерам, состоящие из тысяч ступеней обогащения.

Рис. 5 Схема метода газовой диффузии Исходя из обратно пропорциональной зависимости квадрата средней скорости теплового движения молекул от их массы, можно показать, что максимальный коэффициент разделения изотопных молекул при их диффузии через пористые перегородки определяется выражением M2 =, M1 где М1 и М2 – молекулярные веса легкой и тяжелой изотопных молекул.

Этот метод разделения изотопов дает малые коэффициенты разделения, но легко позволяет провести каскадирование. Таким образом, в общем можно получить большой коэффициент разделения.

Если разница в молекулярных массах очень мала, то необходимо повторение этого процесса тысячи раз.

Количество операций разделения n определяется соотношением:

q =n, где q - необходимая степень разделения. На этом методе основана работа гигантских газодиффузионных заводов для получения 235U из газообразного UF6 (~ 1,0043). Для получения необходимой концентрации 235U требуется около 4000 единичных операций разделения.

Диффузионный разделительный каскад состоит из многих ячеек (ступеней). Каждая ячейка

– камера разделена на две части пористой перегородкой, по одну сторону которой нагнетается насосом газообразная изотопная смесь. Размер пор – порядка длины свободного пробега данных молекул при используемом давлении. Часть смеси проходит через перегородку и при этом обогащается легким компонентом, т.к. скорость его диффузии больше. Из одной части камеры выводится обогащенный поток, из другой – обедненный. Оба потока поступают на соответствующие ступени каскада для дальнейшего разделения. Используется также диффузия разделяемой смеси в каком-либо постороннем газе (или лучше в паре), который легко потом отделить от смеси конденсацией. Смесь подается в струю пара, и часть ее с большим содержанием легкого компонента диффундирует против потока пара.

3.2.4 Диффузия в потоке пара (противопоточная масс-диффузия) Разделение изотопов происходит в цилиндрическом сосуде (колонне), перегороженном вдоль оси диафрагмой, содержащей около 103 отверстий на 1 см2. Газообразная изотопная смесь движется навстречу потоку вспомогательного пара. Вследствие градиента (перепада) концентрации газа и пара в поперечном сечении цилиндра и большего коэффициента диффузии для лёгких молекул происходит обогащение лёгким изотопом части газа, прошедшего сквозь поток пара в левую часть цилиндра. Обогащённая часть выводится из верхнего конца цилиндра вместе с основным потоком пара, а оставшаяся в правой половине часть газа движется вдоль диафрагмы и отводится из аппарата. Пар, проникший в правую часть, конденсируется. На разделительных установках, состоящих из нескольких десятков последовательно соединённых диффузионных колонок с испаряющейся жидкостью (ртуть, ксилол и др.), разделяются в лабораторных масштабах (до 1 кг) изотопы неона, аргона, углерода, криптона, серы.

3.2.5 Термодиффузия В этом случае опять же, используется различие в скоростях движения молекул. Более легкие из них при существовании разницы температуры имеют свойство оказываться в более нагретой области. Коэффициент разделения зависит от отношения разницы массы изотопов к общей массе и больший для легких элементов. Термодиффузионный процесс проводят в пустотелых колоннах с охлаждаемыми стенками и с раскаленной проволокой, протянутой в центре вдоль колонны. Такая колонна в зависимости от ее высоты равноценна многим последовательно соединенным ступеням.

Прямой и возвратный потоки в колонне обеспечиваются естественными конвекционными токами (вдоль раскаленной проволоки ток направлен вверх, а вдоль стенок – вниз). Между потоками в каждом поперечном сечении протекают термодиффузионные процессы, последовательное наложение которых приводит к накоплению тяжелого изотопа внизу колонны, а более легкого – наверху. Несмотря на свою простоту, в этом методе требуются большие энергозатраты для создания и поддержания нагрева. Поэтому широко не применяется.

Обычно термодиффузионная разделительная колонка состоит из двух коаксиально расположенных труб, в которых поддерживаются различные температуры Разделяемая смесь вводится между ними. Перепад температур Т между поверхностями труб создаёт диффузионный поток, что приводит к появлению разности концентрации изотопов в поперечном сечении колонки. Одновременно перепад температур приводит к возникновению конвективных вертикальных потоков газа. Вследствие этого более лёгкие изотопы накапливаются у горячей поверхности внутренней трубы и движутся вверх. Коэффициент разделения = 1 + T T где - постоянная термодиффузии, зависящая от относительной разности масс изотопов, а T = (T1 + T2)/2. Термодиффузионный метод позволяет разделять изотопы как в газообразной, так и в жидкой фазе. Возможный ассортимент разделяемых изотопов шире, чем при разделении методом газовой диффузии или диффузии в потоке пара. Однако для жидкой фазы мало. Метод удобен при разделении изотопов в лабораторных условиях вследствие простоты, отсутствия вакуумных насосов и т. д.

Этим методом был получен Не с содержанием 0,2% 3He (в природной смеси 1,510-5%), изотопы O, 15N, 13C, 20Ne, 22Ne, 35Cl, 84Kr, 86Kr с концентрацией 99,5%. Термодиффузия использовалась в промышленном масштабе в США для предварительного обогащения 235U перед окончательным разделением его на электромагнитной установке. Термодиффузионный завод состоял из 2142 колонн высотой 15 м.

3.2.6 Газовое центрифугирование Впервые эта технология была разработана в Германии, во время второй мировой, но промышленно нигде не применялась до начала 60-х. Разделение осуществляется за счет различия центробежных сил, действующих на молекулы разных масс. (Рис.6). В центрифуге, вращающейся с большой окружной скоростью (100 м/сек), более тяжёлые молекулы под действием центробежных сил концентрируются у периферии, а лёгкие молекулы - у ротора центрифуги.

Поток пара во внешней части с тяжёлым изотопом направлен вниз, а во внутренней с лёгким изотопом - вверх. Соединение нескольких центрифуг в каскад обеспечивает необходимое обогащение изотопов.

Большое преимущество центрифугирования состоит в зависимости коэффициента разделения от абсолютной разницы в массе, а не от отношения масс. Центрифуга одинаково хорошо работает и с легкими и с тяжелыми элементами. Поэтому центрифугирование пригодно для разделения изотопов и тяжёлых элементов. Степень разделения пропорциональна квадрату отношения скорости вращения к скорости молекул в газе. Отсюда очень желательно как можно быстрее раскрутить центрифугу. Типичные линейные скорости вращающихся роторов 250-350 м/с, и до 600 м/с в усовершенствованных центрифугах. Типичный коэффициент сепарации - 1.01 - 1.1.

Применяется противоточная газовая центрифуга, в которой смесь циркулирует, двигаясь вверх, вдоль оси вращения в центральной части, и вниз – по периферии. Такая центрифуга – аппарат колоночного типа с многократным повторением элементарного разделительного эффекта (в каждом поперечном сечении) вдоль направления прямого и возвратного потоков.

Рис.6 Схема метода газового центрифугирования

Центрифугирование использовано для разделения изотопов углерода (в виде CCl4), криптона, ксенона и урана (в виде UF6).

По сравнению с газодиффузионными установками этот метод имеет уменьшенное энергопотребление, большую легкость в наращивании мощности. Недостаток метода – низкая производительность центрифуг и необходимость обеспечения очень больших угловых скоростей (порядка 60000 об/мин). В настоящее время газовое центрифугирование - основной метод разделения изотопов.

3.2.7 Электромагнитное разделение.

Метод электромагнитного разделения основан на различном действии магнитного поля на заряженные частицы различной массы. По сути дела такие установки, называемые калютронами, являются огромными масс-спектрометрами. Ионы разделяемых веществ, двигаясь в сильном магнитном поле, закручиваются с радиусами, пропорциональными их массам и попадают в приемники, где и накапливаются (Рис.6).

Рис.7 Схема метода электромагнитного разделения Вещество, изотопы которого требуется разделить, помещается в тигель ионного источника, испаряется и ионизуется.

Ионы вытягиваются из ионизационной камеры сильным электрическим полем, формируются в ионный пучок и попадают в вакуумную разделительную камеру, помещенную в магнитное поле Н, направленное перпендикулярно движению ионов. Под действием магнитного поля ионы движутся по окружностям с радиусами кривизны, пропорциональными корню квадратному из отношения массы иона М к его заряду е. Вследствие этого радиусы траектории тяжёлых и лёгких ионов отличаются друг от друга. Это позволяет собирать ионы различных изотопов в приёмники, расположенные в фокальной плоскости установки.

Этот метод позволяет разделять любые комбинации изотопов, обладает очень высокой степенью разделения. Обычно достаточно двух проходов для получения степени обогащения выше 80% из бедного вещества (с исходным содержанием желаемого изотопа менее 1%).

Производительность электромагнитных установок определяется значением ионного тока и эффективностью улавливания ионов. На больших установках ионный ток колеблется от десятков до сотен ма, что даёт возможность получать до нескольких граммов изотопов в сутки (суммарно по всем изотопам). В лабораторных сепараторах производительность в 10 - 100 раз ниже.

Электромагнитный метод характеризуется высоким и возможностью одновременного разделения всех изотопов данного элемента. Обычно на больших промышленных установках для одной ступени разделения a ~ 10-100, в лабораторных - в 10-100 раз выше. В большинстве случаев при разделении электромагнитным методом достаточно одной ступени, редко производится повторное разделение предварительно обогащенных изотопных материалов для получения изотопов особо высокой частоты. Основной недостаток метода - относительно низкая производительность, высокие эксплуатационные затраты, значительные потери разделяемого вещества.

Электромагнитное разделение плохо приспособлено для промышленного производства:

большая часть веществ осаждается внутри калютрона, так что его приходится периодически останавливать на обслуживание. Остальные недостатки - большое энергопотребление, сложность и дороговизна технического обслуживания, низкая производительность. Основная сфера применения метода - получение небольших количеств чистых изотопов для лабораторного применения. Они используются для получения радиоактивных изотопов, необходимых для ядерной спектроскопии, для изучения взаимодействия ионов с твёрдым телом (при ионном внедрении и для других целей).

Электромагнитный метод впервые позволил получить килограммовые количества 235U.

Электромагнитный завод в Ок-Ридже (США) имел 5184 разделительные камеры - «калютроны».

Вследствие высокой универсальности и гибкости электромагнитные установки используются для разделения изотопов ~ 50 элементов периодической системы в количествах от мг до сотен г и являются основным источником обеспечения изотопами научно-исследовательских работ и некоторых практических применений изотопов 3.2.8 Химическое обогащение Химическое обогащение использует разницу в скорости протекания химических реакций с различными изотопами. Лучше всего оно работает при разделении легких элементов, где разница значительна. В промышленном производстве применяются реакции, идущие с двумя реактивами, находящимися в различных фазах (газ/жидкость, жидкость/твердое вещество, несмешивающиеся жидкости). Это позволяет легко разделять обогащенный и обедненный потоки. Используя дополнительно разницу температур между фазами, достигается дополнительный рост коэффициента разделения. На сегодня химическое разделение - самая энергосберегающая технология получения тяжелой воды. Кроме производства дейтерия, оно применяется для извлечения Li-6. Во Франции и Японии разрабатывались методы химического обогащения урана, так и не дошедшие до промышленного освоения.

3.2.9 Аэродинамическая сепарация Этот способ можно рассматривать как вариант центрифугирования, но вместо закручивания газа в центрифуге, он завихряется при выходе из специальной форсунки, куда подается под большим давлением. Эта технология использовалась ЮАР и Германией.

3.2.10 AVLIS (испарение с использованием лазера).

Различные изотопы поглощают свет с немного различной длиной волны. При помощи точно настроенного лазера можно избирательно ионизировать атомы какого-то определенного изотопа.

Получившиеся ионы можно легко отделить, допустим, магнитным полем (Рис.8). Такая технология имеет чрезвычайную эффективность, однако в промышленных масштабах пока не применяется.

Рис.8. Схема метода лазерного испарения

3.2.11 Дистилляция Дистилляция (фракционная перегонка) использует различие в скорости испарения различных по массе изотопов. Чем меньше масса атома - тем быстрее будет испаряться этот изотоп.

Лучше всего это работает опять же, на легких элементах. Дистилляция успешно применяется для производства тяжелой воды.

Поскольку, как правило, изотопы имеют различные давления насыщенного пара, например p1 и p2, и различные точки кипения, то возможно разделение изотопов путём фракционной перегонки. Используются фракционирующие колонны с большим числом ступеней разделения;

зависит от отношения p1/p2 и его значение уменьшается с ростом молекулярной массы и температуры. Поэтому процесс наиболее эффективен при низких температурах. Дистилляция использовалась при получении изотопов лёгких элементов - 10B, 11B, 18O, 15N, 13C, а в промышленном масштабе для получения сотен тонн тяжёлой воды в год.

3.2.12 Электролиз При электролизе воды или водных растворов электролитов выделяющийся на катоде водород содержит меньшее количество дейтерия, чем исходная вода. В результате в электролизёре растет концентрация дейтерия. Метод применялся в промышленных масштабах для получения тяжёлой воды. Разделение других изотопов лёгких элементов (лития, калия) электролизом их хлористых солей производится только в лабораторных количествах. Этот самый эффективный метод получения дейтерия (коэффициент разделения более 7) требует такого количества энергии, что по экономическим соображениям, если он и задействуется, то на поздних стадиях очистки.

3.2.13 Изотопный обмен Изотопный обмен – реакция, единственным результатом которой является перераспределение изотопов какого-либо элемента между реагирующими веществами.

При изотопном обмене вещества сохраняют неизменным свой элементный состав и переходят лишь из одних изотопных форм в другие. Такие реакции могут протекать также между различными изотопными формами одного и того же вещества. Возможности проведения реакций изотопного обмена весьма различны: они могут протекать в гомогенных условиях (между растворённым веществом и растворителем, между реагирующими веществами в нейтральном растворителе, в смеси газов и т.п.), а также в гетерогенных условиях (между твёрдым и жидким веществом и нерастворимым газом, между газами на поверхности твёрдого катализатора и т.д.).

Равновесие изотопного обмена характеризуют коэффициентом распределения изотопов и константой равновесия реакции. Коэффициентом равновесия называется величина, показывающая, во сколько раз отношение равновесных концентраций изотопов в одном из реагирующих компонентов больше соответствующего отношения в другом. Константа равновесия представляет собой отношение равновесных концентраций конечных и начальных изотопных форм реагирующих компонентов.

Специфическая особенность реакций изотопного обмена, отличающая их от обычных (элементных) химических реакций, состоит в том, что концентрации реагирующих компонентов остаются неизменными, а изменяется лишь их изотопный состав. Эта особенность приводит к тому, что эти реакции, независимо от их истинного механизма, практически могут быть описаны кинетическим уравнением первого порядка.

Изотопный обмен протекает по различным механизмам, причём встречаются все механизмы, присущие элементным химическим реакциям, и, сверх того, механизмы, не имеющие прямых аналогов в обычной химии.

Изотопный обмен может быть одно-, двух- и многостадийным, гомогенным и гетергенным. В основе его могут лежать переходы электронов, ионов, атомов, групп атомов и целых молекул. В качестве промежуточных стадий реакций изотопного обмена могут наблюдаться диссоциация молекул на заряженные или незаряженные частицы, ассоциации отдельных частиц, внутримолекулярные перегруппировки атомов. Кроме того, изотопный обмен для каждого данного элемента имеет свои характерные черты.

Изотопный обмен широко применяют в различных исследовательских и препаративных работах, а также в промышленности. Им пользуются для разделения природных стабильных изотопов химическими методами, основанными на неравномерном равновесном распределении изотопов между веществами.

Например, для концентрирования дейтерия при промышленном получении тяжёлой воды применяются реакция изотопного обмена:

HDS + H 2O H 2S + HDO и HD + H 2O H 2 + HDO

Для концентрирования 6Li используется реакция:

7 + 6 Li +7LiZ 6 Li + LiZ (реакция проводится на цеолите), Z – цеолитовый радикал.

Применение нескольких ступеней позволяет получать высокое обогащение водорода, азота, серы, кислорода, углерода, лития отдельными изотопами.

*-*-* Помимо перечисленных, существует ряд других методов, применение которых носит ограниченный характер или находится в стадии исследований или технических усовершенствований. К ним относятся: получение 3He, основанное на явлении сверхтекучести 4He;

разделение посредством диффузии в сверхзвуковой струе газа, расширяющейся в пространстве с пониженным давлением; хроматографическое разделение, основанное на различии в скоростях адсорбции изотопов; биологические способы разделения.

Методы разделения изотопов имеют особенности, определяющие области их наиболее эффективного применения. При разделении изотопов лёгких элементов с массовыми числами около 40 экономически более выгодны и эффективны дистилляция, изотопный обмен и электролиз. Для разделения изотопов тяжёлых элементов применяются диффузионный метод, центрифугирование и электромагнитное разделение. Однако газовая диффузия и центрифугирование могут быть использованы, если имеются газообразные соединения элементов.

Поскольку таких соединений мало, реальные возможности этих методов пока ограничены.

Термодиффузия позволяет разделять изотопы как в газообразном, так и в жидком состоянии, но при разделении изотопов в жидкой фазе мало. Электромагнитный метод обладает большим, но имеет малую производительность и применяется главным образом при ограниченных масштабах производства изотопов.

Для обеспечения научно-исследовательских работ и практических применений изотопов в России создан Государственный фонд стабильных изотопов, обладающий запасом изотопов почти всех элементов. Регулярно производится разделение значительных количеств дейтерия 10B, 13C, N, 180, 22Ne и других изотопов. Организован также выпуск различных химических препаратов, меченых стабильными изотопами.

3.3 Разделение изотопов урана Для разделения урана в используются следующие технологии: электромагнитное разделение, газовая диффузия, жидкостная термодиффузия, газовое центрифугирование, аэродинамическая сепарация. Определенного внимания заслуживают следующие, пока промышленно неприменяемые методы: испарение с использованием лазера и химическое разделение Электромагнитный метод основан на том, что два иона, имеющие одну и ту же энергию, но различные массы, фокусируются в разных точках плоскости, если они проходят через однородное магнитное поле, перпендикулярное их траектории. Помещая источник ионов в центр однородного магнитного поля так, чтобы использовать несколько ионных лучей в разных направлениях можно добиться эффективного использования большого магнита. Коллекторы располагаются таким образом, что они пересекают каждый луч и собирают по отдельности два главных изотопа 235U и U с довольно большой степенью чистоты. Метод дает в одной установке большое разделение.

Коэффициент разделения приближается к 100%, но производительность одной установки невелика. Общая производительность может быть увеличена за счет увеличения концентрации U в исходном продукте.

Это была исторически первая техника, способная к производству оружейного урана. Она использовалась в электромагнитном сепараторе Y-12 в Ок-Ридже во время второй мировой войны.

Двух этапов разделения достаточно для обогащения урана до 80-90%. Два остальных метода, доступных в то время - газовая диффузия, жидкостная термодиффузия - применялись для начального обогащения урана и увеличения выхода электромагнитного сепаратора по отношению к сырью из природного урана. Весь использованный в хиросимской бомбе уран произведен по этой технологии. В связи с высокими накладными расходами Y-12 был закрыт в 1946 году. В более позднее время только Ирак пытался промышленно использовать этот метод в своей атомной программе.

Газовая диффузия. Первая практически применяемая в промышленных масштабах технология разделения 238U и 235U. В основу метода положено различие скоростей теплового движения молекул изотопных веществ. Единственное соединение урана, обладающее свойствами, необходимыми для осуществления газовой диффузии, является гексафторид урана UF6. Давление насыщенных паров этого соединения достигает атмосферы при 56оС.

Несмотря на требование наличия для сильного обогащения тысяч ступеней, по затратам это более выгодный метод, чем электромагнитное разделение. Газодиффузионные предприятия по обогащению 235U огромны и имеют большую производственную мощность. Главная трудность создание надежных газодиффузионных барьеров, способных противостоять коррозийному действию UF6. Есть два основных типа таких барьеров: тонкие пористые мембраны и барьеры, собранные из отдельных трубочек. Мембраны представляют собой пленки с образованными травлением порами. Например, азотная кислота протравливает сплав 40/60 Au/Ag (Ag/Zn); либо электролитическим травлением алюминиевой фольги можно получить хрупкую алюминиевую мембрану. Составные барьеры собираются из маленьких дискретных элементов, упакованных в относительно толстую пористую перегородку. Технология изготовления диффузионных барьеров продолжает оставаться засекреченной во всех странах, разработавших ее. Построенное во время второй мировой войны производство K-25 в Ок-Ридже состояло из 3024 ступеней обогащения и продолжало функционировать до конца 1970-х. Разработка подходящего материала для барьеров оказалась сложным делом, что вызвало некоторую задержку с вводом в строй предприятия после войны, хотя даже частично законченный завод внес вклад в накопление 235U для атомной бомбы «Малыш» (Little Boy), сброшенной на Хиросиму. В то время барьеры изготавливались из спеченного никелевого порошка, попытки создать многообещающие мембраны из электролитически вытравленного алюминия провалились. K-25 изначально содержал 162000 м2 мембранной поверхности. Это предприятие, с расширениями, произвело большую часть всего урана для армии США в шестидесятых. С усовершенствованием газодиффузионных барьеров производительность завода возросла в 23 раза. Диффузионное производство потребляет гораздо меньше электроэнергии по сравнению с электромагнитным, но ее расход все равно остается достаточно большим. В 1981 году, после модернизации, оно имело удельную потребляемую мощность на уровне 2370 кВт-ч/МПП-кг. Несмотря на то, что уран низкого обогащения - ценное сырье для производства высокообогащенного урана, газодиффузионные установки низкого обогащения невозможно легко переделать для производства урана высокого обогащения. Высокое обогащение требует много меньших по размеру ступеней, из-за резкого снижения коэффициента обогащения и проблем с критичностью (накопление критической массы урана) у больших по размеру блоков. Огромные размеры обогатительной системы ведут к длительному времени заполнения ее материалом (обогащаемым веществом), до начала выхода продукта. Обычно это время установления равновесия составляет 1-3 месяца. Технология газовой диффузии широко использовалась во множестве стран, даже Аргентина создала действующее обогатительное предприятие для своей тайной оружейной программы (в настоящее время прекращенной). В 1979 году более 98% всего урана производилось с использованием этого процесса. К середине 1980-х эта доля сократилась до 95% с освоением метода центрифугирования.

Жидкостная термодиффузия, т.е. явление изменения диффузионного равновесия газа при наличии перепада температур, также широко используется в практике разделения изотопов.

Термодиффузионное разделение изотопов урана происходит в жидком UF6, находящемся под большим давлением между двумя поверхностями – горячей и холодной. Благодаря разности масс изотопов урана и сложным межмолекулярным силам, происходит разделение изотопов.

Жидкостная термодиффузия оказалась первой технологией, на которой были получены существенные количества низкообогащенного урана. Она применялась в США во время Манхэттенского проекта для увеличения КПД сепаратора Y-12. Это самый простой из всех методов разделения, но предельная степень обогащения по 235U всего ~1% (завод S-50 в Ок-Ридже производил 0.85-0.89% урана-235 в конечном продукте). Серьезным недостатком этого метода является большое потребление энергии.

Газовое центрифугирование. Доминирующий способ разделения изотопов для новых производств, хотя уже существующие мощности - по большей части газодиффузионные. Каждая центрифуга обеспечивает гораздо больший коэффициент разделения, чем одна газовая ступень.

Требуется много меньше ступеней, всего около тысячи, правда стоимость каждой центрифуги гораздо выше. Газовое центрифугирование требует ~1/10 часть энергии, требующейся газовой диффузии (его энергопотребление 100-250 кВт-ч/МПП-кг) и обеспечивает более легкое наращивание масштаба производства. Из развивающихся ядерных стран этой достаточно сложной технологией владеют Пакистан и Индия.

Аэродинамическая сепарация. Аэродинамическое разделение разработано в ЮАР (процесс UCOR, использующий вихревые трубки с давлением 6 бар) и Германии (используются искривленные сопла, работающие с давлением 0.25-0.5 бар). Единственная страна, применявшая этот метод на практике - ЮАР, где было произведено 400 кг оружейного урана на предприятии в Валиндабе, закрытом в конце восьмидесятых. Коэффициент разделения ~1.015, энергозатраты ~3300 кВт-ч/МПП-кг.

Испарение с использованием лазера. AVLIS (atomic vapor laser isotope separation). Технология так и не была воплощена в производстве, разрабатывалась в США в течении 1970-80-х гг. и отмерла вследствие общего переизбытка разделяющих мощностей и сокращении арсенала.

Химическое разделение. Химическое разделение урана разрабатывалось в Японии и Франции, но, как и AVLIS, никогда не использовалось. Французский метод Chemex использует противоток в высокой колонне двух несмешиваемых жидкостей, каждая содержащая растворенный уран.

Японский метод Asahi использует реакцию обмена между водным раствором и мелкоизмельченной смолой, через которую медленно просачивается раствор. Оба способа нуждаются в катализаторах для ускорение процесса концентрации. Процесс Chemex нуждается в электричестве на уровне 600 кВт-ч/МПП-кг. Ирак разрабатывал эту технологию (в виде смешанного производства Chemex/Asahi) для обогащения U-235 до 6-8% и последующем дообогащением в калютроне.

РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ КУРГАНСКАЯ ОБЛАСТЬ АДМИНИСТРАЦИЯ ПЕТУХОВСКОГО РАЙОНА РАСПОРЯЖЕНИЕ от "04" февраля 2013г. № 37-р г. Петухово О соблюдении Центр Защиты Прав СМИ _ СУДЕБНАЯ ПРАКТИКА ЕВРОПЕЙСКОГО СУДА ПО ПРАВАМ ЧЕЛОВЕКА ПО СТАТЬЕ 10 ЕВРОПЕЙСКОЙ КОНВЕНЦИИ ТОМ 1 Санкт-Петербург С892 УДК 341.645: 341.231.14(4) Ответственный редактор – Г. Ю. Арапова Составители – Г.Ю. Арапова, М.А. Андрук Перево...»

«Сатгуру Свами Вишну Дэв О расплывании и возбужденности (по материалам лекций) Всемирная община Лайя-йоги Дивья Лока Содержание Расплывание и возбужденность Драгоценные санкальпы безупречного самадхи Пять драгоце...»

«Л. Ф. Новицкая Проблема нравственного самообретения в пространстве интерсубъективности Великий Новгород ББК 87.7 Печатается по решению Н 73 РИС НовГУ Рецензенты доктор философских наук, профессор С. Н. Иконникова доктор философских наук, профессор С. Т. Махлина Новицкая Л.Ф. Проблема нравственного самообретения в пространстве...»

Модификаций генетических алгоритмов Национальный аэрокосмический университет им. Н. Е. Жуковского "ХАИ" Представлены обзор и анализ существующих модификаций генетичес...» УТВЕРЖДЕНИИ ГОСУДАРСТВЕННОГО РЕЕСТРА ОСОБО ОХРАНЯЕМЫХ ПРИРОДНЫХ ТЕРРИТОРИЙ В РЕСПУБЛИКЕ ТАТАРСТАН И ВНЕСЕНИИ ИЗМЕНЕНИЙ В ОТДЕЛЬНЫЕ ПОСТАНОВЛЕНИЯ КАБИНЕТА МИНИСТРОВ РЕСПУБЛИКИ ТАТАРСТАН...»

«Производство полипропилена (ПП) Сырьё для производства полипропилена Газ конденсирующийся в жидкость при Т =47.7 С, замерзающий при -185,2 С Пропилен выделяют из природного газа, прямогонного бензина путм пиролиза или крекинга. Выделенная пропан-пропиленовая фракция содержит – 80 % пропана, после дегидрирования получают 98-99...»

«слабее. В о б о и х с л у ч а я х з о н ы в л и я н и я в ы т я н у т ы вдоль р е к в одном случае вдоль С е в е р н о й Д в и н ы, а в д р у г о м вдоль О н е г и. / °т \ Двинская Н\\жЗфо (губа / 1.4:-ч:цеверодвинск_ ^Архангельск Новодвиншщ.Самбдед Щ X о vr " \ Холмогорн /...»

«Ирина Владимировна Словцова Менопауза. Как сохранить полноценную жизнь? Доступно. Работает. Проверено автором Серия "Здоровье на все 100!" Текст предоставлен издательством http://www.litres.ru/pages/biblio_book/?art=6508203 Менопауза: как сохранить полноценную жизнь? Доступно. Работает. П...»

«SCIENCE TIME ПУТИ СОВЕРШЕНСТВОВАНИЯ ОРГАНИЗАЦИИ КОНТРОЛЬНОЙ РАБОТЫ НАЛОГОВЫХ ОРГАНОВ РОССИИ НА ОСНОВЕ АДАПТАЦИИ ЗАРУБЕЖНОГО ОПЫТА Михасева Елена Николаевна, Шенкаренко Беатриса Андреевна, Российская академия народного хозяйства и государственной службы при Президенте РФ (филиал), г. Волгоград E-mail:...»

« Уфа-2015 г.ОГЛАВЛЕНИЕ: Гранты, их роль в развитии общества 1. 3 Примеры деятельности, оплачиваемой грантами 2. 4 Процедура получения грантов 3. 5 Гранты Президента Российской Федера...»

Университет им. Ломоносова, Геологический факультет [email protected] Одним из главных недостатков люб...» Дело № А53-15719/2014 09 апреля 2015 года Резолютивн...»

«Вестник археологии, антропологии и этнографии. 2015. № 3 (30) ПРАКТИКИ ВОЗДЕЙСТВИЯ НА ПОГОДУ И ЗАЩИТЫ ОТ СТИХИЙНЫХ БЕДСТВИЙ У КОМИ ЗАПАДНОЙ СИБИРИ Н.А. Лискевич, А.Х. Машарипова Представлены полевые материалы, хар...»

2017 www.сайт - «Бесплатная электронная библиотека - различные документы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам , мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.

Учебник содержит систематический материал по физическим основам радиохимии, дозиметрии и технике безопасности, ядерно-физическим, химическим и радиотоксическим свойствам радиоактивных элементов, фундаментальной радиохимии, включая химию ядерных превращений и радиационную химию, промышленной радиохимии (производство радионуклидов для ядерных зарядов и для топлива атомных реакторов), прикладной радиохимии (включая методы использования меченых атомов), экологической (состояние и миграция радионуклидов в природных средах) и медицинской радиохимии (синтез меченых соединений медицинского назначения и создание радиофармпрепаратов для диагностики и терапии).

Соответствует Федеральному государственному образовательному стандарту высшего образования четвертого поколения.

Для студентов и аспирантов химических факультетов университетов, химико-технологических и технических вузов, специализирующихся в области радиохимии и ядерной химии, для аспирантов и преподавателей смежных специальностей, а также для специалистов и исследователей, работающих с радиоактивными веществами, изотопами, ионизирующими излучениями в технических областях, медицине и в области охраны окружающей среды.

		5
Предисловие к тому 1		8
Принятые сокращения		9
Введение		11
1. Радиохимия и смежные науки		11
2. Краткая история радиохимии		19
Глава 1. Физические основы радиохимии		28
1.1. Атомное ядро		29
1.2. Типы радиоактивного распада		41
1.3. Кинетика радиоактивного распада		51
1.4. Ионизирующие излучения		63
1.5. Ядерные реакции		72
1.6. Измерение ионизирующих излучений		91
1.7. Статистическая обработка результатов радиометрических измерений		106
		124
Задачи		126
Глава 2. Радиоактивные элементы		135
2.1. Технеций		135
2 2 Ппочетий		156
2.3. Полоний		159
2.4. Астат		169
2.5. Радон		174
2.6. Франций		181
2.7. Радий		184
2.8. Актиний		194
2.9 Актиниды		199
2.10. Торий		206
2.11. Протактиний		220
2.12. Уран		227
2.13. Нептуний		259
2.14. Плутоний		273
2.15. Америций		311
2.16. Кюрий		317
2.17. Берклий		321
2.18. Калифорний		322
2.19.Эйнштейний		326
2.20 Феомий		328
2.21. Менделевий		329
2.22. Нобелий		331
2.23. Лоуренсий		332
2 24 Трансактинидные элементы		332
2.25. Резерфордий		341
2.26. Дубний		342
2.27. Сиборгий		343
2.28. Борий		344
2.29. Хассий		344
2.30. Мейтнерий		345
2.31. Дармштадтий		346
2.32. Рентгений		346
2.33. Копернипий		347
2.34. Унунтрий		348
2.35. Флеровий		348
2.36. Унунпентий		349
2.37. Ливерморий		350
2.38. Унунсептий		350
2.39. Унуноктий		351
Вопросы и задания для самоконтроля		351
Задачи		354
Глава 3. Фундаментальная радиохимия		355
3.1. Изотопный обмен		356
3.2. Методы разделения радиоактивных веществ		363
3.2.1. Соосаждение		364
3.2.2. Адсорбция		372
3.2.3. Электрохимия радиоактивных элементов		376
3.2.4. Ионнообменная хроматография		381
3.2.5. Метод экстракции		387
3.2.6. Мембранное разделение		395
3.2.7. Газохимические методы разделения		401
3.3. Состояние радионуклидов в различных средах		407
3.3.1. Коллоидное состояние радиоактивных элементов		364
3.3.2. Состояние радионуклидов в твердой фазе		417
3.3.3. Состояние радиоактивных изотопов в газовой фазе		420
3.4 Радиационная химия в радиохимии		422
3.5. Химические явления, связанные с ядерными превращениями		430
3.5.1. Эффект отдачи		431
3.5.2. Химические последствия радиоактивного распада		441
3.5.3. Эффект Сцилларда-Чалмерса		447
3.5.4. Химия горячих атомов		450
3.5.5.Химические последствия ядерных реакций (n,p), (n, α) и (γ, n)		454
3.6. Изотопные эффекты		458
3.7 Методы анализа изотопного состава		460
Вопросы и задания для самоконтроля		463
Задачи		465
Рекомендуемая литература		468

Предисловие к тому 2		5
Принятые сокращения		7
Глава 4. Промышленная радиохимия		9
4.1. Промышленная радиохимия в ядерной индустрии		10
4.2. Ядерные реакторы		11
4.3. Ядерные топливные циклы		27
4.4. Горнорудная промышленность урана		34
4.5. Переработка урановой руды		43
4.6. Изотопное обогащение урана		55
4.7. Металлургия урана		59
4.8.Топливо для ядерных реакторов		63
4.9. Реакторная стадия ядерного топливного цикла		72
4.10. Обращение с отработавшим топливом		74
4.11. Радиохимическая переработка ОЯТ		80
4.12. Управление радиоактивными отходами		106
4 13. Трансмутация радионуклидов		118
Вопросы и задания для самоконтроля		124
Глава 5. Прикладная радиохимия		126
5.1. Производство радиоактивных изотопов		126
5.2. Радиохронология		133
5.3. Активационный анали		143
5.4. Метод радиоактивных индикаторов в химии		151
5.4.1. Меченые соединения: синтез и свойства		153
5 4.2. Радиоактивные изотопы в аналитической химии		160
5.4.3. Метод радиоактивных индикаторов в физической химии		164
5.4.4. Метол радиоактивных индикаторов в материаловедении		167
Вопросы и задания для самоконтроля		175
Задачи		176
Глава 6. Экологическая радиохимия		180
6.1. Радиоэкологический риск		180
6.2.Природная радиоактивность		183
6.3. Радон в среде обитания		196
6.4. Экологический риск предприятий ядерной индустрии		219
6.4.1. Очистка сбросов предприятий ядерного топливного цикла		219
6.4.2. Техногенные радионуклиды в природных средах		229
6.4.3. Аварии на предприятиях ядерного топливного цикла		233
6.4.4. Ядерные аварии с серьезными экологическими последствиями		242
Вопросы и задания для самоконтроля		248
Глава 7. Медицинская радиохимия		250
7.1. Радионуклидная диагностика		252
7.1.1. Сцинтиграфия		254
7.1.2. Радиоиммунный анализ		269
7.1.3. Однофотонная эмиссионная компьютерная томография		271
7.1.4. Позитронная эмиссионная томография		279
7.2. Радионуклидная терапияь		290
7.3. Радиоиммунная терапия		304
7.4. Производство радионуклидов для ядерной медицины		313
7.5. Радиофармпрепараты для ядерной медицины		323
Вопросы и задания для самоконтроля		333
Глава 8. Радиационная безопасность		335
8.1. Радиационная доза		335
8.2. Методы дозиметрического контроля		352
8.3. Биологическое действие излучений		354
8.4. Техника безопасности		364
Вопросы и задания для самоконтроляя		378
Задачи		380
Предметный указатель		382
Рекомендуемая литература		386

Предисловие к изданию

Целью учебника "Радиохимия" является предоставление студентам вузов информации, необходимой для освоения раздела химии, имеющего дело с радиоактивными веществами, включая знание законов радиоактивного распада и накопления радионуклидов, знакомство со свойствами ионизирующих излучений и закономерностями их взаимодействия с веществом, владение методами измерения ионизирующих излучений и способами статистической обработки результатов радиометрических измерений, знание ядерно-физических, физических, химических и радиотоксических свойств радиоактивных элементов, знакомство со способами получения изотопов и меченных ими соединений, а также методами меченых атомов, используемыми в решении химических, технических или медицинских проблем.

Курс включает описание физико-химических закономерностей поведения радионуклидов в ультраразбавленных состояниях, изотопных эффектов и методов разделения изотопов, особенностей ионного обмена и соосаждения, химии горячих атомов и радиационной химии, адсорбционных, экстракционных, электрохимических и мембранных методов выделения и очистки радиоактивных веществ.

Учебное пособие содержит сведения по химическим компонентам ядерной индустрии, промышленной радиохимии, методам радиоактивных индикаторов. Существенное внимание уделено использованию радиоактивных веществ и испускаемых ими ионизирующих излучений в радиоэкологии и ядерной медицине.

Цели химического образования студента по курсу "Радиохимия":

• освоение основ современной радиохимии и практики производства радиоактивных элементов, методов изучения их ядерно-физических и химических свойств;
• выработка навыков использования радионуклидов и связанных с ними ионизирующих излучений в науке, технике, медицине и охране окружающей среды.

Задачи дисциплины:

• выработать у студента радиохимическое мышление, сформировать прочные знания по радиоактивности и способам ее использования в химии;
• научить методам качественного и количественного анализа радионуклидов, способам измерения радиоактивных излучений, расчетам кинетики распада и накопления радионуклидов, статистической обработке результатов;
• ознакомить с особенностями фундаментальной, промышленной и прикладной радиохимии, в том числе с методом меченых атомов и геохронологией.

  В результате изучения дисциплины и выполнения необходимого объема самостоятельных работ студент будет:
  знать

• физико-химические и биологические основы радиохимии, химию радиоактивных элементов, химию ядерных превращений, основные законы и методы радиохимии, особенности метода радиоактивных индикаторов;
  уметь
• проводить качественный и количественный анализ радионуклидов в различных средах, выделять, концентрировать и очищать радиоактивные вещества, синтезировать меченые соединения и применять их в химии и медицине, определять состояние радионуклидов в различных средах, использовать методы радиохимии для решения задач развития ядерного энергетического комплекса;
  владеть
• навыками обращения с радиоактивными веществами, расчета дозы, получаемой от ионизирующих излучений, и обеспечения защиты от них, регистрации ядерных излучений, обработки результатов радиометрических и радиохимических экспериментов, соблюдения правил техники безопасности работы в химических лабораториях с учетом соблюдения правил индивидуальной защиты и гигиенических нормативов.

Учебник состоит из двух томов: первый том - "Фундаментальная радиохимия", второй том - "Прикладная радиохимия и радиационная безопасность".

В первой главе тома 1 приведены сведения о физических основах радиохимии (строение ядра, явление радиоактивности, кинетика радиоактивного распада, накопление и распад в рядах "генетически" связанных радионуклидов, ядерные реакции, взаимодействие излучения с веществом, методы регистрации ионизирующего излучения, статистика распада и способы обработки результатов радиометрических экспериментов). Во второй главе рассмотрены ядерные, физические, химические и токсикологические свойства радиоактивных элементов (их нуклидов). В третьей главе изложены основные идеи фундаментальной радиохимии (изотопные эффекты, изотопный обмен, распределение радиоактивных изотопов между различными фазами, состояние радиоактивных изотопов в ультрамалых концентрациях), методы разделения радиоактивных веществ (адсорбция и сокристаллизация, экстракция, мембранная технология, электролитические методы), радиационная химия и химия горячих атомов.

В первой главе тома 2 описаны способы применения радиохимических идей и методов в ядерной индустрии (уран-плутониевый и уран-ториевый циклы, включая дореактор-ные, реакторные технологии, а также переработку, трансмутацию и захоронение радиоактивных отходов). Вторая глава посвящена применению радиоактивных изотопов в химии (определение возраста геологических и биологических объектов, различные варианты активационного анализа, эманационно-термический анализа и др.). В третьей главе рассмотрены методы мониторинга состояния и распространения радионуклидов в окружающей среде, а также некоторые аспекты экологической радиохимии и радиоэкологии. В четвертой главе основное внимание уделено перспективам применения методов радиохимии в ядерной медицине (радионуклидная диагностика и терапия, радиоиммунный анализ, методы наработки радионуклидов медицинского назначения и способы синтеза радиофармпрепаратов). Пятая глава посвящена биологическим аспектам радиохимии, в первую очередь биологическому действию ионизирующего излучения, способам оценки радиационных доз при внутреннем и внешнем облучении, а также организации и правилам работы в радиохимической лаборатории, включая дозиметрию и технику безопасности.

Учебник составлен на основе курса лекций, читаемых автором более 20 лет на химическом факультете Московского государственного университета имени М. В. Ломоносова для студентов 4-го курса, изучающих радиохимию.