Дата:
Тема шкільного курсу: ______________________________________________
Урок № ___ (номер уроку в темі)
Тема: Проблеми ядерних відходів
Мета:
Навчальна – з’ясувати вирішення проблем ядерних відходів
Виховна – виховати прагнення до самостійного вирішення поставлених завдань
Розвивальна – розвинути розумові здібності
Тип уроку: урок вивчення нового матеріалу
Хід уроку
І Організаційний момент
ІІ Повторення
ІІІ Мотивація
Ще в 1955 році на випробувальному полігоні в Неваді були проведені експерименти, метою яких було з'ясування дії атомного бомбардування на продукти і напої. Результат був наступним: безалкогольні напої і пиво в пляшках і бляшаних упаковках не піддалися дії потужної ударної хвилі навіть на відстані 390 метрів від центру вибуху. Правда, деякі пляшки розбилися із-за падіння на них шматків породи. Але вміст уцілілої тари виявився абсолютно безпечним для людини. Радіоактивність напоїв була нижча гранично допустимого рівня, їх смакові якості теж практично не змінилися.
Що таке радіоактивне забобруднення ми з’ясували, а як же бути з відходами ядерного палива?
Суперечні розмови навкруги ВЯП - ядерного палива, що відпрацювало, - не замовкають. Що ж це таке - ядерне паливо? Навіщо паливо, що відпрацювало, переробляти?
IV Вивчення нового матеріалу
Спершу, щоб розібратися в питанні, необхідно зрозуміти різницю між ядерним паливом, що відпрацювало, і ядерними відходами. У більшості уявлення про паливо ядерного реактора приблизне таке ж, як про паливо російської печі: дрова згоріли, вийшла зола - кінцевий продукт горіння. З "пальним" ядерного реактора справа йде інакше. Хоча відходи і там є. До них відносяться речовини, що не підлягають подальшому використанню, - матеріали, вироби, устаткування і об'єкти біологічного походження, в яких зміст радіонуклідів перевищує встановлені рівні. Вони утворюються при переробці уранових руд, в процесі виробництва енергії на атомних електростанціях, під час експлуатації кораблів з ядерними енергетичними установками, при використанні радіонуклідів в медицині і, нарешті, при переробці ядерного палива, що відпрацювало.
А як же з продуктами горіння в реакторі? Вже школярі знають, що активним елементом атомного реактора є тепловиділяюча зборка. Паливом в тепловиділяючій зборці АЕС служить уран з атомною масою 235 одиниць (U235). По суті, реактор АЕС використовує тепло ділення U235. Спочатку у витягуваному з руди урані міститься 0,7% U235. У початковому ядерному паливі, що завантажується в реактор, концентрація U235 доведена до 5%. Інші 95% - уран з атомною масою 238 (U238), з нього в реакторі утворюється плутоній з атомною масою 239 (U238→Pu).
Тепловиділяюча зборка, що відпрацювала, витягається з реактора. Але вона зберігає в собі потужний невикористаний і накопичений потенціал (див. схему 1). На 1000 кг ядерного палива, що відпрацювало, доводиться 960 кг урану, 10 кг плутонію, до 3 кг благородних металів (паладій, родій, рутеній) і власне відходів приблизно 25 кг На виході з реактора ми отримуємо не відхід, а продукт, придатний після переробки до подальшого використання. Відноситися до нього, як до відходу, щонайменше безрозсудно. Тому ми навіть терміну ядерне паливо", що "відпрацювало, уникаємо. На мові професіоналів ВЯП - опромінене ядерне паливо. Саме ця назва пояснює, що сам процес горіння палива в реакторі АЕС - підготовка для наступного етапу: переробки. Насправді регенерація ВЯП - абсолютно необхідний в розвитку атомної енергетики процес. І не лише тому, що запаси уранових руд коли-небудь кінчаться, але і тому, що тільки так можна забезпечити екологічну безпеку в атомній енергетиці.
У СРСР з самого початку розвитку атомної енергетики був прийнятий замкнутий ядерний паливний цикл (див. схему 2), що припускає (на відміну від відкритого) виділення урану і плутонію з опроміненого ядерного палива і повторне їх включення в роботу. Це призводить до різкого підвищення ефективності використання природного урану і витягання енергії з плутонію. Повторне включення ядерних матеріалів тільки в енергетику на теплових нейтронах дозволяє удвічі скоротити здобич урану, на яку доводиться 40-50% усієї вартості паливної інфраструктури. А витрати на переробку опроміненого палива можуть бути нижче в порівнянні з витратами у відкритому циклі. Вибираючи замкнутий цикл, ми вирішуємо задачу не лише економічного характеру (повернення урану і плутонію в паливний цикл), не менш важливе дотримання екологічної безпеки. Найважливішим аргументом на користь замкнутого циклу стало те, що він в змозі розв'язати проблему утилізації небезпечних супутників ядерної енергетики - довгоживучих радіонуклідів (нептуній, америцій, кюрій, йод-129, техніцій-99 і інші з періодами напіврозпаду сотні і мільйони років) шляхом їх виділення і наступної трансмутації. У відкритому циклі, прийнятому, наприклад, в США, говорити про надійний захист біосфери на тисячі років не доводиться.
Сьогодні світова наука і техніка не мають в розпорядженні технічних рішень, що гарантують екологічно безпечне поховання непереробленого опроміненого ядерного палива на досить тривалий період часу з виключенням ризику можливих геологічних катаклізмів або інших дій природного середовища, здатних послужити причиною радіоактивного зараження. У тих країнах, де прийнятий відкритий паливний цикл, опромінене ядерне паливо підлягає тривалому контрольованому зберіганню. По суті, йдеться про "відкладене" рішення: з'явиться нужда, і складки підуть на регенерацію, а доки нехай полежать.
Унікальність Росії в тому, що саме з 1977 року діє завод по регенерації ядерного палива від різних енергетичних реакторів (РТ- 1 ПО "Маяк", р. Озерск). Він із самого початку став давати прибуток. На "Маяку" переробляли паливо з вітчизняних і тих атомних станцій, які по наших проектах були побудовані в Угорщині, Чехословаччині, Болгарії, Фінляндії. За чверть століття у нас до дрібниць відпрацьована уся інфраструктура по ввезенню і переробці ВЯП : розроблені спеціальні контейнери для ввезення, пущені системи відвантаження, вантаження, розвантаження, неодноразово удосконалювалися багатоступінчасті технології переробки. У цій відлагодженій системі не було жодного витоку радіоактивності.
Досвід першого заводу показав можливість і доцільність експорту Росією дорогих послуг з переробки вигорілого палива АЕС. Організація замкнутого ядерного паливного циклу під силу тільки державам, що мають в розпорядженні складну і дорогу інфраструктуру ядерних промислових підприємств. А "малі" держави, розвиваючи атомну енергетику, вимушені залежати від "утримувачів" наукомістких виробництв із замкнутим ядерним циклом.
Найбільш активна і випереджаюча комерційна діяльність в переробці опроміненого ядерного палива робиться фірмами Франції (два заводи продуктивністю по 800 тонн ВЯП в рік) і Великобританії (один завод продуктивністю 1500 тонн ВЯП в рік). У Росії зараз один завод - на 400 тонн в рік, але він унікальний тим, що там переробляють паливо не лише енергетичних, але і дослідницьких реакторів, а також атомних транспортних установок (криголамів, підводних човнів). Для того, щоб затвердити себе і розширити об'єм послуг на ринку поводження з ВЯП, в першу чергу, потрібний був закон. Ми його прийняли, а за ринок ще доведеться поборотися. У нас досить сильні конкуренти. Вони уміють грати на мало не забобонному страху обивателя перед атомною енергією. У якійсь мірі ми самі підготували грунт для розгнузданого і агресивного погляду відносно оцінки нашої роботи : вважали, що горде мовчання може захистити від поганої репутації, і прорахувалися. Нормативи "секретності" теж внесли свій внесок у відсутність достовірної інформації. І тепер в нашу адресу чується маса негативних висловлювань. Доводиться вносити ясність.
Теза про перетворення Росії на "ядерний смітник" - не інакше як міф, придуманий конкурентами, - псевдозеленими і їх опікунами. Зараз у світі накопичено близько 230 тис. тонн ВЯП. За 20 років в країну передбачається ввезти близько 15-20 тис. тонн. До цього часу сукупний "світовий запас" опроміненого ядерного палива досягне 450 тис. тонн. Неважко підрахувати, який відсоток цього палива (можливо) ввеземо на переробку. Навіть в порівнянні з власним ВЯП, якого у нас накопичиться на той час (близько 40 тис. тонн), можливу "добавку" (15-20 тис. тонн) ніяк не можна назвати загрозливо істотною.
Важливе те, що наполегливо замовчується. Після переробки вдається перевести ядерні відходи - кінцевий продукт переробки - в найбільш безпечні форми. Це - головний плюс, про нього ще поговоримо, а зараз спробуємо підрахувати рентабельність заходу. На одній тонні палива, що ввозиться, Росія може заробити до 1,5 млн. доларів. Уявіть собі, скільки треба було б вивезти з країни нафти, щоб отримати таку ж суму. Якщо вартість барреля нафти прийняти за 30 доларів, а в тонні 6 баррелів, то, щоб заробити 1,5 млн. доларів, треба продати 83 тисячі тонн нафти, запаси якої обмежені і самим потрібні. До того ж у всі часи експортувати наукомісткі технології було почесніше, ніж сировина і матеріали.
Після введення в атомну енергетику швидких реакторів, що працюють на уран-плутониевом паливі, переробка ВЯП у багато разів підвищить коефіцієнт використання урану, що добувається. Умовно 1 грам плутонію еквівалентний 1 тонні нафти. Значить, 1 тонна ВЯП еквівалентна (тільки по плутонію) 10 тисячам тонн нафти. Спалювання нафти на ТЕЦ - відгомін часів, що давно пішли. Вже на початку минулого століття було зрозуміло, що "палити нафту - те ж саме, що топити пекти асигнаціями". Навіщо витрачати цінну сировину, з якої можна отримати масу корисних речей, коли в наших руках інші джерела енергії?
Ми підрахували, що по складу опромінене ядерне паливо на 97,5% складається з матеріалів, які треба виділити і знову пустити в справу, а 2,5% потрапляють у відходи. Як же відокремити зерна від плевел? Спочатку опромінене ядерне паливо зберігається при реакторі, а коли радіоактивність і залишкове тепловиділення спадають, перевозиться на завод по переробці палива. Там усі процеси роботизовані. Вони починаються з підготовки тепловиділяючих складок. Тепловиділяючі складки рубаються і прямують в апарат розчинення, де паливний композит вимивається з цирконієвих оболонок азотною кислотою. Далі розчин (у нього переходять уран, плутоній і продукти ділення) фільтрується і подається на екстракцію (витяг) урану і плутонію. Технологія екстракції проста, як усе геніальне. До розчину додається рідке фосфорорганічне з'єднання (трибутилфосфат), яке зв'язує плутоній і уран. Органіка легша за воду. Як тільки процес екстракції завершується, водний розчин з небезпечними радіонуклідами зливається в спеціальний резервуар.
Мета наступного етапу - скорочення об'ємів радіоактивних відходів, перетворення їх на хімічно і термічно стійкі форми, придатні для транспортування, зберігання і поховання. Реалізація цього етапу дозволяє виключити зберігання відходів в рідкому виді в сталевих місткостях (банках). У 1957 році система охолодження однієї з таких банок відмовила, розчин википів, в банку утворився твердий осад. За рахунок тепла від розпаду радіоактивних нуклідів пішло його саморазогрев, що і привело до вибуху: радіонукліди активністю два мільйони кюрі були викинуті на десятки кілометрів за межі ПО "Маяк". Аварія підтвердила, як небезпечно зберігати радіоактивні відходи в рідкому виді. Ми повинні були перевести РАО в твердий стан, що гарантує відсутність "протечек", щоб забезпечити від забруднення найцінніші і самі споживані продукти на Землі - повітря і воду.
Перед ученими стояло завдання: створити для радіонуклідів таку матрицю, яка при контакті з водою, при значних температурних коливаннях була б стабільна упродовж століть і навіть тисячоліть. Поміщені в таку матрицю нукліди можна з часом поховати в геологічній формації. Для вирішення завдання найбільше підійшов стекломатериал - речовина, перевірена тисячоліттями. У похованнях XXX століття до нашої ери вже знаходили кольорові стекла. Цілком логічно було розробити процес, що дозволяє зовсім замкнути РАО в скло. Етап ув'язнення відходів в тверду матрицю називається склуванням (див. схему 3). Він переводить дуже небезпечні речовини в екологічно стабільний стан і зменшує їх об'єм в 10-15 разів. Метод склування використовують в промисловому масштабі окрім нашої країни Франція, Великобританія, Німеччина, Японія, Індія.
Перша піч "керамічний плавитель" (ЕП-500 продуктивністю 500 л/ч) була пущена в експлуатацію на заводі "Маяк" в 1987 році. Вона є прямокутним басейном, викладеним брусами огнеупора і розміщений в металевому водоохолоджуваному корпусі. На схемі видно конструктивні особливості печі : басейн має три зони - варильну, переточную і накопичувальну. На дні варильної зони розміщені молібденові електроди, на які подається струм, згори заливаються рідкі радіоактивні відходи і стеклообразующие речовини (ортофосфорная кислота). Під дією високих температур (до 1100°С) вода випаровується, а твердий залишок на основі азотнокислих солей розкладається до оксидів. Вони (тут же) сплавляються із стеклообразующими добавками.
Готова скломаса через донне перетікання поступає в накопичувальну зону плавителя, а звідти періодично зливається в сталеві бідони об'ємом 200 л, які транспортуються в камеру комплектації. У міру охолодження скломаси компоненти відходів і радіонукліди міцно фіксуються в молекулярних гратах скла, потрапляючи таким чином в довічне ув'язнення в матрицю. Кожні три бідони встановлюються в металевий пенал, що герметизується приварюванням кришки. Дистанційним захисним контейнером пенал з бідонами переноситься з камери комплектації в сховищі, де поміщається в бетонні колодязі повітряноохолоджуваний, що закриваються потужною бетонною пробкою, що виключає вірогідність "прориву" випромінювання на поверхню. Результати вражають: якщо на літр "скла" що виходить з плавителя, доводиться до 2 тисяч кюрі, то на поверхні сховища радіоактивний фон близький до природного - там можна вільно ходити без захисного одягу. Засклені РАО пролежать в сховищі, поки на ПО "Маяк" не буде споруджений підземний полігон для остаточного поховання.
Зараз на заводі РТ-1 ПО "Маяк" впроваджується ще одна технологія затвердіння радіоактивних відходів в так званому індукційному плавителе "холодний" тигель(див. схему 4). Процес плавлення в новому агрегаті заснований на відомому в побуті нагріванні струмом високої частоти. У ИПХТ відбувається поглинання електромагнітних хвиль сумішшю радіоактивних відходів і стеклообразующих добавок з трансформацією енергії високочастотного електромагнітного поля в теплову. Подача енергії від індуктора до розплаву виробляється через проміжки трубчастої водоохолоджуваної стінки "тигля-плавителя". За рахунок охолодження на його внутрішній стінці утворюється шар скла, який захищає сталеві трубки від агресивного розплаву. Достоїнства установки : компактність у поєднанні з високою продуктивністю (до 100 л під час рідких радіоактивних відходів), можливість дистанційної заміни агрегату, а також досягнення вищих температур, які дозволяють отримати високостійкі минералоподобные матеріали (із швидкістю вилуговування радіонуклідів на два порядки нижче, ніж у стеклоподобных матеріалів). Технологічний процес вимагає попередньої глибокої концентрації рідких радіоактивних відходів у випарнику.
Як тільки з'являться засоби, почнеться модернізація заводу РТ-1 в місті Озерські і будівництво другого заводу (РТ-2) по переробці ВЯП в місті Железногорске Красноярського краю. До впровадження в практику готові унікальні по своїх можливостях технології, аналогів яким у світі не існує. Створюючи їх, ми ставили завдання мінімізувати утворення радіоактивних відходів в процесі переробки. Чим менше відходів виходитиме, тим дешевше виявиться процес поховання. Сьогодні в результаті склування на тонну палива, що переробляється, утворюється близько тонни отвержденных відходів. Нові технології дозволяють в перерахунку на тонну палива отримувати всього 300-500 кг засклених відходів, готових до поховання, включаючи скло і минералообразующие добавки.
Зупинимося на переробці цирконієвих оболонок тепловиділяючих складок. Поки що з апарату розчинення нарубані оболонки за допомогою пневмовыгрузки подаються в спеціальні сховища, фанеровані нержавіючою сталлю. Нова технологія індукційно-шлакової переплавки будь-яких металевих відходів усіх рівнів активності в індукційних печах з "холодним" тиглем (див. схему 5) скорочує об'єм відходів в 5 разів. Вона буде впроваджена при модернізації заводу РТ- 1 ПО "Маяк".
Процес передбачає розплавлення подрібнених до 30-50 см шматків відходів в "холодному" тиглі у присутності флюсу (суміш оксидів і фторидів металів). За рахунок хімічної взаємодії компонентів флюсу і радіоактивних речовин, що скупчуються в поверхневих шарах матеріалу, досягається ефект дезактивації металу. Таким чином, радіонукліди (до 98%) переходять в шлак, що концентрується на зовнішній поверхні свіжовиплавленого зливка. Після закінчення плавки шлак можна зчистити і пустити на склування, а метал (при необхідності) після додаткової обробки повернути в справу.
Модернізація заводу намічена на найближчі сім років.
Перед ученими стоїть завдання розробити економічно ефективні і екологічно безпечні шляхи виділення найбільш довгоживучих і токсичних радіонуклідів, тобто впровадити процес фракціонування. Це дозволить найбільш небезпечні компоненти ядерних відходів (так звані малі актиноїди - америцій, кюрій, нептуній) направляти не на склування, а на трансмутацію - спалювати в реакторі. Ще нам належить розробити технології, що виключають виділення чистого плутонію і високозбагаченого урану, - це необхідно, щоб запобігти поширенню матеріалів, що діляться. На новому модернізованому заводі ми спробуємо відокремити опромінене ядерне паливо від оболонки до його розчинення. Це допоможе виділяти найнебезпечніші гази (тритій, йод) на "сухій" стадії технології, з'явиться можливість витягнути і благородні гази. Строго кажучи, на самому початку процесу без розбавлення і збільшення об'ємів уловити радіонукліди набагато легше. Учені розраховують, що з впровадженням такої технології переробка ВЯП стане экологичнее.
Одна з новацій, передбачена для удосконалення циклу розчинення на модернізованому заводі - зробити його безперервним. Це підвищить продуктивність і виключить пікові навантаження на системи газоочищення. Газоочищення - це велика окрема тема. На усіх етапах переробки опроміненого ядерного палива діють складні системи газоочищення, що використовують фільтри грубого і тонкого очищення, скловолокнисті фільтри, що самоочищаються. Коефіцієнт очищення газів від аерозолів з печі склування високоактивних відходів складає 108-109.
Виходить, завод "Маяк" - в деякому роді випробувальний полігон. Кращі впроваджувані на нім технології будуть реалізовані і на новому заводі по переробці опроміненого ядерного палива в місті Железногорске Красноярського краю. Ввести в експлуатацію РТ- 2 намічається через 20 років. А ось створення "сухого" сховища для опроміненого ядерного палива на 33 тисячі тонн планується на найближчі роки.
Ще ми не сказали про доставку ВЯП. Вона вивчена і відпрацьована детально. Виробляється транспортування в сталевих пакувальних комплектах, що забезпечують захист природного довкілля і людей, що здійснюють операції по перевезенню, від небезпечних властивостей вантажу. До транспортного пакувального комплекту пред'являються високі вимоги по частині збереження радіаційно-захисних властивостей і герметичності не лише в нормальних умовах, але і при серйозних транспортних аваріях, що супроводжуються значними механічними або тепловими діями. Усі пакувальні комплекти проходять серію випробувань на механічне ушкодження (падіння з висоти 9 м на бетонну основу), тепловий стрес (витримка протягом 30 хвилин при температурі 800°С), "протечку" (занурення на глибину до 200 м). Герметичність усіх роз'ємних з'єднань контейнера забезпечується за допомогою металевих спиральновидных прокладень. Система герметизації розрахована на тиск 10 кг на см2. При перевезенні ВЯП порожнина контейнера заповнюється водою або газом, а в деяких конструкціях спеціальною низкозамерзающей рідиною, що охолоджує, забезпечує зниження інтенсивності нейтронного потоку до норми. У нашій країні розроблений пристрій для перевезення усіх видів опроміненого ядерного палива (від електростанцій, корабельних і дослідницьких ядерних реакторів). Нині проектуються двоцільові транспортні пакувальні комплекти, що передбачають можливість безпечного тривалого (до 50 років) зберігання в них ВЯП і зміну дислокації.
У всьому світі замислюються про остаточне поховання ядерних відходів. У Росії теж: незабаром почнеться спорудження підземної лабораторії для дослідження процесів, які можуть відбуватися при глибокому (до 1 км) похованні РАО в геологічній формації. Це означає, що в найближче осяжне майбутнє в надра Землі відправиться той же еквівалент радіоактивності, який вилучений людиною в процесі видобутку уранових руд.
Доречі. Представлена нова технологія добуття урану з морської води.
Давно відомо, що океан містить більше урану, чим усі світові родовища разом узяті. Кількість цього цінного металу, розчиненого в морській воді, оцінюється в 4 млрд т. Причому ще в 1990-х роках японські учені знайшли спосіб його екстракції за допомогою спеціальних плетених пластикових матів, здатних зв'язувати атоми урану. Згодом вивільнити їх для подальшої обробки вдалося за допомогою слабкого розчину кислоти. Самі мати при цьому не страждали і могли бути використані повторно. Проте цей метод виявився занадто доріг - собівартість кілограма урану склала понад $1200, що на порядок вище поточної ринкової вартості.
Професор Робін Д. Роджерс (Robin D. Rogers) з університету Алабами (University of Alabama) знайшов спосіб удвічі збільшити продуктивність процесу без його дорожчання. Для цього він застосував мати, що містять хітин - речовину, що входить до складу панцирів членистоногих. У експериментах використовувався хітин, витягнутий з відходів харчової промисловості за допомогою іонної рідини. Як виявилось, він прекрасно захоплює уран, є біорозкладаним і також підходить для багатократного використання. Це може згодитися, коли уран, що добувається традиційними способами, закінчиться.
V Закріплення
У чому полягає принципова відмінність керованих ядерних реакцій від некерованих?
Які проблеми виникають під час використання ядерної енергії в мирних цілях?
У чому полягає метод «мічених» атомів? Наведіть приклади використання цього методу.
Під час вибуху атомної бомби (серпень, 1945 р.) утворилося багато різних радіоактивних елементів. Які з них становили небезпеку тільки в перші години після вибуху, а які можуть загрожувати життю людей і зараз?
Чи змінюється хімічна природа елемента під час випуску γ-випромінювання з його ядра?
VІІ Домашнє завдання
Підготувати презентацію, доповідь з теми «Чорнобильська катастрофа».
|