Energia w rodowisku 10 Energetyka jdrowa n n

Energia w środowisku (10)

Energetyka jądrowa n n n n n Wydobycie rudy uranu Wzbogacanie uranu w izotop 235 U Prokukcja prętów paliwowych Eksploatacja reaktora jądrowego produkującego energię elektryczną Składowanie wypalonego paliwa Rozwój energetyki jadrowej na świecie Bezpieczeństwo i zagrożenia Perspektywy i nowe technologie Wpływ energetyki jądrowej na środowisko

Rozprzestrzenienie uranu w skorupie ziemskiej Ośrodek Zawartość U Ruda bogata w uran 20 000 ppm Ruda uboga w uran 1 000 ppm Skała granitowa 4 ppm Skały osadowe 2 ppm Średnia zawartość w skorupie ziemskiej Słodka woda 2. 8 ppm 0. 003 ppm Za rudę uranu uważa się skały zawierające więcej niż 0. 1% uranu. Zawartość uranu w najbardziej zasobnych skałach dochodzi do 2%

Kopalnia uranu n n Uran wydobywa się w kopalniach odkrywkowych lub klasycznych głębinowych Na miejscu ruda jest kruszona i uszlachetniana Roczna produkcja uranu (1998 rok) : 34 tys ton Jeżeli średnia zawartość uranu w rudzie wynosi około 0. 5% to oznacza to roczne wydobycie rudy około 7 mln ton rudy

Rozpowszechnienie wydobycia i zasobów rudy uranu w świecie Zasoby Produkcja

Technologia producji paliwa n n n Uran jeszcze w kopalni przetwarza się na U 3 O 8 Czyszczenie U 3 O 8 (Przetworzenie U 3 O 8 na UF 6) (Wzbogacanie UF 6 w 235 UF 6) Przetworzanie na UO 2 Formowanie pastylek i prętów paliwowych

Metody wzbogacania uranu w 235 U n n Separator izotopów – różnica mas dwóch izotopów uranu: 235 U i 238 U Dyfuzja przez membranę – różnica współczynników dyfuzji obu izotopów Centryfuga (wirówka) – różnica sił odśrodkowych podczas wirowania Wzbudzenie światłem lasera – niewielka różnica energii linii absorpcji światła przez oba izotopy

Separator izotopów w 235 U n Separator izotopów zamienia każdy atom w jon. Jony zostają przyspieszone do energii kilkudziesięciu ke. V. Gdy działa na nie pole magnetyczne ich tory zakrzywiaja się. Zakrzywienie toru zależy od masy jonu. Różne tory 235 U i 238 U Rysunek urządzenia z Oak Rich gdzie powstał materiał do pierwszej bomby atomowej n Jest to metoda bardzo kosztowna i energochłonna. Uzyskuje się całkowicie odseparowane izotopy – wzbogacenie do prawie 100%

Dyfuzja izotopów n n Różnice w prędkości dyfuzji gazu przez porowatą membranę pozwalają zmienić naturalną abundancję izotopów uranu. Operacja powtarzana jest wielokrotnie aż do uzyskania wzbogacenia do określonej wartości. 235 U i 238 U

Wzbogacanie uranu w n n n Uran przekształca się w związek chemiczny UF 6 o niskiej temperaturze wrzenia. Fluor jest monoizotopem o A=19. Masy cząsteczkowe wynoszą (235+6*19) lub 238+6*19) Podczas wirowania więcej cząsteczek z zawierających 238 U znajdzie się w zewnetrznej części urządzenia. Operacja jest powtarzana wiele razy. 235 U w centryfudze

Laserowa metoda wzbogacania izotopów Linie absorpcji światła przez gazowy uran dla 235 U i 238 U są nieco przesunięte. Światłem lasera zbudzamy głównie 235 U. Staje się on bardziej reaktywny chemicznie i dzięki temu może być odseparowany.

Pręty paliwowe Prety paliwowe wzbogacone w 235 U do 2 -3% produkowane są przez kilka firm, głownie amerykańskich. Ich cena utrzymywała się prawie na stałym poziomie i okresowo znacznie wzrosła w latach 2006 -08.

Uran – materiał rozszczepialny Naturalny uran zawiera ok. . 0. 7% i 99. 3% 238 U 235 U W reaktorach energetycznych stosuje się najczęściej uran wzbogacony w 235 U do do 2 -4% Do celów militarnych potrzebny jest uran zawierający ponad 90% 235 U

Widok elektrowni jądrowej

Reaktory energetyczne Typ Główne reaktra kraje Liczba Moc Paliwo (GW) Chłodz. Modera -tor PWR USA, Fra. Jap. Ros. 264 250 Wzbog. UO 2 woda BWR USA, Jap. Szwecja 94 86 Wzbog. UO 2 woda CANDU Kanada 43 23 Natural UO 2 D 2 O AGR W. Bryt. 18 11 Wzbog. + CO 2 nat. U grafit RBMK Rosja 12 12 Wzbog. UO 2 grafit woda Na świecie pracuje około 440 reaktorów energetycznych o łącznej mocy 385 GW

Praca reaktora n Reaktor pracuje bez przerwy. Włączenie reaktora wymaga czasu rzędu godziny. Paliwo pozostaje w reaktorze około 3 lata. Zwykle co 12 miesięcy wymienia się 1/3 wypalonych prętów na nowe

Wynik pracy reaktora n n n n Wynik pracy reaktora o mocy 1 GW przez 3 lata Pierwotne paliwo: 82 tony uranu wzbogaconego w 235 U do 3. 3% W paliwie: 79. 3 ton 238 U i 2. 7 ton 235 U Po 3 latach: Zużytych zostało: 690 kg 235 U i 650 kg 238 U Powstaje: 960 kg produktów rozszczepienia, 240 kg plutonu i 140 kg innych aktynowców. Masa 1060 g czyli około 1 kg zamieniła się na 8. 77 TWh energii elektrycznej

Wynik pracy reaktora n Po 3 latach pracy nieco ponad 1 tona odpadów zawartych w 82 tonach wypalonego paliwa n Co ze zużytym paliwem ? Paliwo zawiera 97% początkowej ilości uranu oraz izotopy innych aktynowców. Energia zawarta w zużytym paliwie (oba izotopy uranu i aktynowce) jest dwukrotnie większa od energii elektrycznej zużywanej rocznie przez całą ludzkość. n Reaktory wykorzystują ułamek energii zawartej w paliwie. n n

Wypalone paliwo n n n n Możliwe sposoby postępowania z wypalonym paliwem: Przerób paliwa z wydzieleniem U i Pu do ponownego wykorzystania Składowanie ostateczne bez przerobu (USA) Tymczasowe składowanie tak aby decyzję o przerobie podjąć później We Francji i Wielkiej Brytanii przerabia się paliwo po odczekaniu pewnego czasu a produktami końcowymi są: Pu. O 2 (o ceramicznej strukturze) i UF 6 (gaz, do ponownego wzbogacenia w 235 U) Odpady do składowania to 3 zamiast 82 ton W innych krajach nie przystąpiono jeszcze do przerobu Uwaga: Zużyte paliwo wydziela jeszcze duże ilości ciepła Po 1 roku: Po 10 latach: 10 k. W/t 1 k. W/t

Wypalone paliwo n n n W dotychczasowej eksploatacji reaktorów (do 1997) powstało około 200 000 ton wypalonych prętów paliwowych Roczny przyrost to około 10 500 ton Tylko 3% wypalonego paliwa to produkty nie nadające się do ponownego zagospodarowania. Te 3% to produkty rozszczepienia Istnieje dobrze opracowana technologia przechowywania tych rzeczywistych odpadów podlegająca na zestaleniu ich w szkle borosilikatowym (zeszklenie) Zestalone odpady z rocznej pracy bloku o mocy 1000 MWe mieszczą się w 12 beczkach o pojemności 150 l każda

Składowisko wypalonych prętów paliwowych n n n W USA nie przerabia się zużytego paliwa. Pręty po wyjęciu z reaktora zostawiane są na terenie elektrownii w basenie napełnionym wodą na okres około 1 roku Potem odwozi się je na tymczasowe (? ) składowisko

Składowisko ostateczne - produktów rozszczepienia wydzielonych z pretów • Miejsce: Zazwyczaj podziemne komory w skałach granitowych i innych krystalicznych, które stanowią naturalną barierę geologiczną • Stopień komplikacji zabezpieczeń zależy od klasy aktywności odpadów (substancje wysokoaktywne wymagają chłodzenia) • Choć istnieją dobrze opracowane technologie, nie zbudowano jeszcze wielkich, przemysłowych składowisk ostatecznych, bo na razie nie ma takiej potrzeby. • Wszystkie obecne składowiska są w znacznej mierze rozwiązaniami przejściowymi – zbieranie doświadczeń, szacunki kosztów

Składowisko produktów rozszczepienia n n Koncepcja składowiska produktów rozszczepienia po przeróbce prętów Składowisko odpadów niskich aktywności

Elektrownie jądrowe w Europie

Elektrownie jądrowe w świecie

Elektrownie jądrowe w świecie n n n Produkcja elektryczności w elektrowniach jądrowych w USA Powolny wzrost produkcji Udział na poziomie 17%

Perspektywy rozwoju energetyki jądrowej n n Cała cywilna energetyka jądrowa oparta jest na rozszczepieniu 235 U neutronami termicznymi Ponieważ izotop ten występuje z abundancją tylko 0. 7%, rozwój pójdzie w kierunku wykorzystania 238 U i 232 Th, których razem jest 600 razy wiecej niż 235 U (W przyrodzie jest 4 razy więcej toru niż uranu) Możliwe są nastepujace technologie: n Produkcja izotopów 239 Pu( z 238 U) i 233 U (z 232 Th) a następnie wykorzystanie tego paliwa w zwykłych reaktorach n Budowanie reaktorów na neutrony prędkie (breeder – reaktor powielający) n Zastosowanie akceleratorów do wywołania rozszczepienia. Akcelerator przyspiesza protony do energii około 1 Ge. V. Protony bombardują uran lub tor wywołując rozszczepienia jader izotopów tych pierwiastków. Reakcja natychmiast ustaje, gdy wyłączamy wiązkę

Produkcja 239 Pu i 233 U n n n Izotopy 239 Pu (T 1/2=24. 000 lat) i 233 U (T 1/2=160. 000 lat) mają identyczne własności jak 235 U to znaczy ulegają rozszczepieniu pod wpływem neutronów termicznych Nie występuja w przyrodzie bo mają zbyt krótki czas życia ale można je uzyskać w reaktorach w następujących reakcjach: 238 U + n = 239 U 239 Np 239 Pu (z uranu powstaje 239 Pu) 232 Th + n = 233 Th 233 Ac 233 U (z toru powstaje 233 U) Nie wymagane jest wzbogacanie izotopów ponieważ wystarczy chemiczne oddzielenie Pu od U lub U od Th

Reaktory powielające n n n Reaktor nie posiada moderatora. Rozszczepienie zachodzi po wychwycie prędkiego neutronu. Gdy neutron zostaje wychwycony przez 238 U powstaje 239 U a ten szybko rozpada się (T 1/2=2. 35 m) na 239 Np a ten z czasem T 1/2=2. 3 d na 239 Pu. Izotop 239 Pu ma długi czas życia (T 1/2=24000 lat) rozszczepia się pod wpływem neutronów powolnych podobnie jak 235 U. Najkorzystniejsze jest powielanie materiału rozszczepialnego przy pomocy neutronów prędkich o energii od 1 ke. V do 10 Me. V Po rozszczepieniu jednego jądra uranu lub 239 Pu powstaje średnio 1. 4 jąder 239 Pu. Reaktor powielający, który pracuje z takich warunkach, produkuje o 40% materiału rozszczepialnego wiecej niż sam go zużywa. Reaktory wykorzystujące rozszczepienie pod wpływem neutronów prędkich są w fazie prób prototypów. Nie ma jeszcze standardu.

Rozszczepienie pod wpływem protonów Bombardujemy naturalny uran lub tor protonami o energii kilkaset Me. V n Zachodzą reakcje jądrowe: - rozszczepienie jąder uranu lub toru - rozszczepienie jąder transuranowców powstających z jąder uranu lub toru - transmutacja radioaktywnych produktów rozszczepienia Wydziela się podobna energia jak w reaktorze jądrowym n Pomysł ten jest kosztowny i nie jest jeszcze realizowany

Obniżenie aktywności zyżytego paliwa n n Bombardujemy zużyte paliwo protonami o energii kilkaset Me. V Zachodzą reakcje rozszczepienia niewypalonych jąder uranu i reakcje, w których długożyciowe radioaktywne produkty rozszczepienia zamieniają się na jądra krótkożyciowe lub stabilne

Obniżenie aktywności zyżytego paliwa n n Długoterminowe ryzyko zwiazane z przechowywaniem wypalonego paliwa związane jest głównie z obecnością kilku izotopów aktynowców. Sa to izotopy Pu (gównie 239 Pu), 243 Am, 241 Am i 237 Np. Aktynowce można również przekszałcać bombardując je neutronami. Ulegają wtedy rozszczepieniu.

Cena energii elektrycznej - paliwo

Cena energii elektrycznej Energia jądrowa jest stosunkowo tania. Tańsza od energii z paliw organicznych i ze źródeł odnawialnych

Awarie w elektrowniach jądrowych Reaktor NRX Windscale-1 SL-1 Lucerna Browns Ferry -1 TMI-2 Chernobyl-4 Kraj Kanada Wielka Brytania USA Szwajcaria USA ZSRR Przeznaczenie badawczy Sposób wykorzystania cywilny wojskowy cywilny Typ - - BWR PWR RBMK Rok uruchomienia 1947 1951 1958 1968 1974 1978 1983 Rok awarii 1952 1957 1961 1969 1975 1979 1986 Moc cieplna [MW] 40 ? 3 30 3300 2770 3200 Moderator D 20 grafit H 2 O D 2 O H 2 O grafit Chłodziwo H 2 O powietrze H 2 O CO 2 H 2 O produkcyjny doświadczal energetyczny (Pu) ny ny ny nadkrytyczn blokada stopienie pożar ość chłodzenia rdzenia zniszczone uszkodzonyc stopionych Stan rdzenia zniszczony 1 bez 22 el. h 150 el. 20% el. zniszczony po awarii el. paliwowy uszkodzenia paliwowe paliwowych Bezpośredni e ofiary 0 0 3 0 0 0 Typ awarii Energetycz ny + Pu cywilnowojskowy pożar zniszczony 31

Bezpieczeństwo pracy reaktora n n Zabezpieczenia przed skażeniem radioaktywnymi substacjami – kolejne bariery: Zewnętrzna osłona paliwa z blachy z cyrkonu jest zabezpieczeniem przed dostaniem się produktów rozszczepienia do obiegu chłdzenia. Kontrola szczelności odbywa się przy pomocy gazowego helu Stalowa ściana zbiornika wytrzymuje bardzo duże ciśnienia. W przypadku awarii i odparowania wody chłdzącej cała masa zostaje wewnatrz zbiornika. Zawór bezpieczeństwa reguluje wydostawanie się produktów gazowych na zewnątrz zbiornika Reaktor znajduje się w szczelnym pomieszczeniu. Wymiana powierza z powietrzem zewnętrznym jest kontrolowana i w ciągu 1 doby nie przekracza 1% objętości budynku.