Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы учёта и контроля делящихся материалов в производстве. Учебное пособие
.pdf
3.1.2. Разрушающий анализ в учѐте и контроле ядерных материалов
31
Разрушающий анализ заключается в определении характеристик материала путем взятия и дальнейшего анализа его пробы. Таким образом,
этот вид измерений предполагает непосредственный доступ к материалу.
Разрушающие методы являются основными для учетных измерений
плутония и урана на ядерных установках. РА позволяет определить концентрацию элемента или его изотопный состав с высокой точностью.
Методы РА широко используются на заводах по производству гексафторида урана (UF6), разделению изотопов урана, по изготовлению
ядерного топлива. На радиохимических заводах с использованием РА
определяют концентрации урана и плутония в промежуточных технологических средах, конечных продуктах (регенерированные уран и плутоний) и отходах.
Одна из основных процедур РА – отбор проб. Проблема в этой
процедуре заключается в том, чтобы проба характеризовала объект как
целое, т. е. она должна быть представительной. Осуществить представительный пробоотбор из жидкостей и газов не представляет больших
трудностей. Требуется лишь хорошее перемешивание. Отбор представительных проб для твердых и сыпучих материалов является более
сложным делом. Это связано с тем, что из твердого материала, содержащего ЯМ, пробу надо высверливать, а материал может быть неоднородными. Сыпучие материалы могут быть плохо перемешаны, неоднородно содержать влагу внутри себя и т. д. Для таких материалов представительность проб контролируются pacпpеделением точек отбора.
Среди методов разрушающего анализа рассмотрим следующие методы:
Масс-спектрометрические методы определения изотопного
состава урана и плутония. Средняя точность измерений ~ 0,1% (повышенная погрешность для U
234
и U
236
). В рамках этих методов РА полу-
чают ионы, которые разделяют в электромагнитных полях, ее ли отношение заряда к массе у них различно. Масс-спектрометрические методы
применяются к материалам в разных формах окислы урана и плутония;
металлы; нитратные растворы; топливные материалы и другие. Использование того или иного прибора: зависит от агрегатного состояния исследуемого материала. Для газовой формы используют газовые массспектрометры, например марки МИ-12-01-АГ (Сумское производственное объединение). Для твердой фазы используют термоэмиссионные
масс-спектрометры, например, марки F1NNIGAN МАТ 262. Эти и другие
масс-спектрометры применяются в лабораториях, т. к. их вес ~1 т. Делаются попытки сконструировать мобильные варианты таких приборов.
Результат измерений – изотопный состав урана и плутония, с изо-
32
топным разбавлением получают абсолютные массы изотопов.
Титрометрические методы. Основа – использование реакций
окисления-восстановления урана и плутония. Для урана – окисление с
IV до VI валентного состояния. Для плутония – окисление с III, IV до
VI валентного состояния. При потенциометрическом титровании к объему исследуемого раствора добавляют раствор известного титранта.
В процессе титрования по ЭДС определяют точку эквивалентности, где
количество грамм-эквивалентов титранта равно числу граммэквивалентов титруемого вещества. В точке эквивалентности весь находящийся в растворе уран (плутоний) перешел в VI-валентное состояние
и его количество однозначно определяется объемом израсходованного
титранта. На практике для определения содержания урана в различных
его растворах (нитро-, сульфат- и др.) широко используется титрометрический метод Дэвиса–Грея. Соответствующая автоматическая титрационная система Дэвиса–Грея позволяет получить результат с точностью ~ 0,3 % за 10…20 мин.
Гравиметрический метод характеризуется высокой точностью
и достоверностью результатов. Он заключается в измерении массы чистого вещества известного состава, полученного из пробы осаждением.
Метод используют для определения урана в сплавах, окислах, карбидах,
солях, растворах. Осаждение урана от примесей – самая сложная процедура в методе. Взвешивание чистого вещества осуществляют на электронных весах. Погрешность измерений ~ 0,05 %.
3.3. Контроль качества измерений в системе учѐта и контроля
Остановимся на вопросах, связанных с обеспечением качества измерений при различных операциях с ЯМ, например, физических инвентаризациях, отправках, получениях и других.
Если на предприятии существует измерительное оборудование и
есть своя метрологическая служба, то это не означает автоматически,
что с качеством измерений ядерных материалов там все в порядке. На
практике оказалось необходимым для обеспечения качества измерений
создавать специальную технологию контроля качества и соответствующие документы. Все это можно кратко назвать программой контроля
качества измерений. Эта программа подразумевает процедуры с измерительной системой, обеспечивающие возможность использования результатов измерений в системе учета и контроля.
Американские стандарты требуют наличия программы контроля
качества измерений, такие требования есть также и у нас. Программы
контроля качества измерений развертываются и действуют во многих
33
организациях и предприятиях России. Например, в научных центрах:
РНЦ «Курчатовский институт», ГНЦ «Физико-энергетический институт» (Обнинск), ВНИИЭФ (Арзамас-16) и др.
В основу программы контроля качества измерений положен принцип непрерывного контроля погрешностей применяемой измерительной
аппаратуры и применяемых методов измерений. Непрерывность эта
обеспечивается, прежде всего, тем, что на регулярной основе (еженедельно, ежедневно или несколько раз в день) осуществляется калибровка оборудования с помощью различных стандартных образцов: образцов массы, образцов, содержащих уран известного обогащения, образцов плутония известного изотопного состава и других.
Первая составляющая такой программы – наличие стандартных
образцов материалов. Вторая еѐ составляющая – наличие постоянно
действующей службы калибровки измерительной аппаратуры постоянное выполнение операций по калибровке. Третья составляющая – контроль выполнения измерений, т. е. постоянное отслеживание ошибки
измерений на стандартных образцах и анализе краткосрочных и долгосрочных изменений ошибок измерений.
Система измерения эталонных образцов используется:
для оценки погрешности отдельных измерений;
для расчѐта случайного и систематического компонента по-
грешности измерительной системы;
для учѐта (при возможности устранения) систематической по-
грешности;
для расчѐта контрольных пределов работоспособности прибо-
ра (2σ – предупредительный предел, 3σ – аварийный предел). При
этом если результаты измерений превысили аварийный предел, прибор
выводится из эксплуатации.
Для каждого вида аппаратуры устанавливается метод его калибровки, включая:
минимальное количество калибровочных измерений;
пределы применения калибровки;
используемые эталоны;
график повторных калибровок.
Для контроля выполнения измерений применяются адаптированные формы отслеживания и анализа краткосрочных и долгосрочных изменений ошибок измерений. При этом подразумевается, что проведена
аттестация используемой методики измерений и выявлены источники
разброса результатов измерений.
4. РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ
34
НА СТАДИЯХ ЯТЦ И ОПАСНОСТЬ ИХ РАСПРОСТРАНЕНИЯ
Атомная электростанция (АЭС) − только небольшая часть сложного, многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливноэнергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС
топливо поступает уже в виде конструкционных узлов − ТВС, готовых к
монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из
руд уран попадет в реактор, он должен последовательно пройти целый
ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав
топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например,
предприятия, осуществляющие добычу урана, его переработку, транспортировку и т. д.
Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) − это вся последовательность по-
вторяющихся производственных процессов, начиная от добычи урана
(включая производство электроэнергии) и заканчивая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но
их общая принципиальная схема сохраняется.
Выясним, как ядерные материалы распределяются по различным
типам установок, входящих в ЯТЦ.
4.1. Ресурсы
Начальная стадия топливного цикла − горнодобывающее производство, т. е. урановый рудник, где добывается урановая руда. Среднее
содержание урана в земной коре довольно велико. Урана примерно в
1000 раз больше, чем золота и в 30 раз больше чем серебра. Урановые
руды отличаются исключительным разнообразием состава. В большинстве случаев уран в рудах представлен не одним, а несколькими минеральными образованиями. Известно около 200 урановых и урансодержащих минералов. Наибольшее практическое значение имеют уранинит, настуран, урановые черни и др.
Общемировые достаточно надежно разведанные ресурсы урана,
которые можно выделить из руды оцениваются приблизительно в
3,3 млрд кг U3O8. Примерно 20 % этого (ок. 0,7 млрд кг U3O8) приходит-
35
ся на Австралию, за которой следуют США (ок. 0,45 млрд кг U3O8).
Значительными ресурсами для производства урана располагают
ЮАР, Канада, Россия и Казахстан.
4.2. Урановые рудники. Первичная переработка руды
Основные этапы производства урана – это добыча руды подземным или открытым способом, обогащение (сортировка) руды и извлечение урана из руды выщелачиванием.
Добыча урановой руды, также как и других полезных ископаемых,
осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в
зависимости от глубины залегания пластов. В последние годы стали
применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить выемку руды на поверхность и проводить извлечение урана из руд
прямо на месте их залегания.
На руднике урановую руду извлекают из горного массива буровзрывным способом, раздробленную руду сортируют и размельчают, а
затем переводят в раствор серной кислоты или в щелочной раствор карбоната натрия, что наиболее предпочтительно в случае карбонатных
руд. Раствор, содержащий уран, отделяют от нерастворенных частиц,
концентрируют и очищают сорбцией на ионообменных смолах или экстракцией органическими растворителями. Затем концентрат, обычно в
форме оксида U3O8 осаждают из раствора, сушат и укладывают в стальные емкости.
Для извлечения урана из пористых руд осадочного происхождения
все чаще применяется метод выщелачивания на месте. По скважинам,
пробуренным в рудном теле, непрерывно прогоняют щелочной или кислый раствор. Этот раствор с перешедшим в него ураном концентрируют
и очищают, а затем из него осаждением получают исходный компонент
ядерного топлива.
Пока ядерный материал в руде интереса к нему с точки зрения распространения нет. Потому что слишком много надо переработать руды,
чтобы превратить его в оружейный уран. Для производства 25 кг оружейного урана требуется около 5000 кг природного урана или 5 000 т
руды, не считая большого количества пустой породы. Трудно украсть
такое количество урана, а, следовательно, уязвимость с точки зрения
36
распространения низкая. Именно поэтому к рудникам не применяется
ни национальный, ни международный специальный контроль.
Урановые руды содержат доли процента урана (0,1…0,4 весовых %
урана), а это значит, что в одной тонне руды может быть только один
килограмм урана или того меньше. Поэтому переработка руды на гидрометаллургических заводах не представляют опасности с точки зрения
нераспространения.
Урановые рудники и предприятия по первичной обработки (гидрометаллургические заводы) урановой руды находятся вне гарантий МАГАТЭ, в связи с этим уязвимость велика.
4.3. Переработка уранового концентрата
Концентрат природного урана (U3O8) − это исходный компонент
ядерного топливного цикла. Для превращения природного урана в топливо, соответствующее требованиям ядерного реактора, нужны еще три
этапа: преобразование в UF6, обогащение урана, изготовление твэл и
ТВС.
4.3.1. Преобразование в UF6
Для преобразования оксида урана U3O8 в гексафторид урана, UF6
обычно восстанавливают безводным аммиаком до UO2, из которого затем с помощью плавиковой кислоты получают UF4. На последнем этапе,
действуя на UF4 чистым фтором, получают UF6 – твердый продукт, возгоняющийся при комнатной температуре и нормальном давлении, а при
повышенном давлении плавящийся. Пять крупнейших производителей
урана (Канада, Россия, Нигер, Казахстан и Узбекистан) вместе могут
давать 65000 т UF6 в год.
Гарантии МАГАТЭ начинаются только на заводах по превращению
уранового концентрата в UF6, который потом идет на заводы по изотопному обогащению. Но на заводах по переработке уранового концентрата мы все равно еще имеем природный уран. Для того чтобы из природного сырья получить уран со значительным содержанием изотопа U
235
его надо пропустить через заводы по изотопному обогащению. Или
,
пропустить через специальные реакторы и заводы по радиохимической
37
переработке, чтобы выделить из облученного топлива плутоний.
Таким образом, уязвимость в краже на этой стадии мала, как и при
добыче урановой руды. Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯМ низкий из-за невозможности использования природного
урана в ядерном взрывном устройстве.
Так что можно считать опасность распространения ядерных материалов на этой стадии производства топлива очень малой.
4.3.2. Обогащение урана
На следующем этапе производства топлива повышается содержание
235
U
в UF6. Природный уран состоит из трех изотопов: U
(0,71 %) и U
ходимо более высокое содержание изотопа U
234
(0,01 %). Для реакции деления в ядерном реакторе необ-
235
. Обогащение урана осу-
238
(99,28 %), U
235
ществляется двумя основными методами разделения изотопов: газодиффузионным методом и методом газового центрифугирования. При газо-
диффузионном методе твердый UF6 переводят понижением давления в
газообразное состояние, а затем прокачивают по пористым трубкам из
специального сплава, сквозь стенки которых газ может диффундировать.
Поскольку масса атомов U
235
меньше, чем атомов U
рее диффундируют. В процессе диффузии газ обогащается изотопом U
238
, они легче и быст-
235
а газ, прошедший по трубкам, обедняется. Обогащенный газ снова пропускают по трубкам, и процесс продолжается до тех пор, пока содержание изотопа U
235
в отборе не достигнет уровня (3…5 %), необходимого
для работы ядерного реактора. Для оружейного урана требуется обогащение до уровня свыше 90 % U
0,2…0,3 % изотопа U
235
. Газодиффузионный метод характеризуется вы-
235
. В отходах обогащения остается лишь
сокой энергоемкостью. Заводы, основанные на этом методе, имеются
только в США, во Франции и в КНР.
В России, Великобритании, Германии, Нидерландах и Японии
,
применяется метод центрифугирования, при котором газ UF6 приводится в очень быстрое вращение. Благодаря различию в массе атомов, а,
следовательно, и в центробежных силах, действующих на атомы, газ
вблизи оси вращения потока обогащается легким изотопом U
38
235
. Обо-
гащенный газ собирается и экстрагируется.
При реализации программ создания ЯО и в Соединенных Штатах и
в России были выбраны два параллельных пути. Первый путь это создание предприятий по изотопному обогащению урана. Второй путь −
это путь наработки плутония в ядерных реакторах. В США и в СССР
были созданы по нескольку обогатительных заводов и больше чем по
десятку мощных, так называемых промышленных аппаратов, специально построенных для наработки плутония.
В самом начале развития ядерной энергетики США и тогда еще
СССР использовали газодиффузионную технологию. Однако эта технология требует громоздкого оборудования и огромного количества электроэнергии. Американцы до сих пор используют этот процесс. Заводы, построенные в 40-х гг., они модернизируют, основываясь на газодиффузионной технологии. В России уже с конца 60-х гг. все обогатительные заводы были переоборудованы на использование газовых ультрацентрифуг.
4.3.3. Газоцентрифужная технология
Газоцентрифужная технология обогащения по целому ряду пока-
зателей как минимум на порядок более прогрессивная и эффективная,
чем газодиффузионная. Первое − это то, что обогащение на газовых
центрифугах требует в десять раз меньше электроэнергии, чем газодиффузионные заводы. Как известно, во всех обогатительных процессах
основная составляющая стоимости это электроэнергия. И поэтому переход на центрифуги позволил сделать резкий скачок в нашей обогатительной промышленности. Второе − это то, что можно строить завод
малыми очередями (каскадами), а потом подстраивать его по мере того,
как появляются новые партии центрифуг.
Газовые ультрацентрифуги − небольшой прибор, но высокотехнологичный. Они развивают просто невероятные скорости − десятки тысяч оборотов в минуту. Эти центрифуги могут работать без повреждения десятилетиями. Поэтому вся обогатительная промышленность нашей страны перешла на эту технологию. Но, с точки зрения нераспространения, наработка высокообогащенного урана центрифугами это самый опасный элемент, т. к. можно обходиться сравнительно малым ко-
личеством этих центрифуг. На 3−4 десятках центрифуг, собрав их соот-
39
ветствующим образом в каскад, можно получать уран в малых, правда,
количествах, но обогащения ~90 %, а это уже уран оружейного качества. При использовании газодиффузионной технологии для получения
такого урана требуется ~2000 разделительных барьеров. То есть, с точки
зрения ядерного нераспространения, центрифужная технология представляет очень большую опасность. И поэтому много внимания уделяется требованиям по нераспространению этих установок и соответствующей технологии.
4.3.4. Лазерное разделение изотопов
Сейчас разрабатываются еще более высокотехнологичные и, одновременно, еще более опасные вещи − это лазерное разделение изотопов,
которое более эффективно, чем центрифужное, т. к. будет меньше требовать электроэнергии, чем ультрацентрифуги. Но будет ли оно использовано в промышленных масштабах пока не понятно. Потому, что поздно эта технология начала развиваться. Она находится пока в стадии
опытно-конструкторских разработок. В то время, когда уже все центрифужное производство налажено. Центрифужные заводы по разделению
изотопов достаточно хорошо обслуживают и, видимо, будут обслуживать атомную энергетику многие годы.
Таким образом, уязвимость к краже на стадии обогащения возрастает и достаточно велика. Для создания ядерного взрывного устройства
достаточно 25 кг оружейного урана (уран обогащением 90…95 % по
235
U
). Уязвимость к переключению персоналом зависит от постановки
предприятия под гарантии МАГАТЭ. Риск распространения ЯО высокий.
Группа ядерных поставщиков наложила неофициальное эмбарго на
экспорт обогатительных технологий.
4.4. Изготовление ядерного топлива (таблеток, твэл и ТВС)
40
После разделения изотопов обогащенный UF6 отправляется на завод по изготовлению топлива. Обогащенный UF6 поступает на завод в
специальных стальных контейнерах весом в 2,5 тонны. Из него гидролизом получают UO2F2, который затем обрабатывают гидроксидом аммония. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая диоксид урана UO2, который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток. Таблетки вкладывают в трубки из
циркониевого сплава (циркалоя) и получают топливные стержни, так
называемые твэл, готовые для использования на АЭС.
Как известно на АЭС применяется низкообогащенный уран (~5 %)
для реакторов типа ВВЭР и РБМК, но реактора на быстрых нейтронах
(БН-600, БН-800) используют топливо с обогащением порядка
20…30 %, а выше 20 % материал уже считается высокообогащенным.
Имея такой материал и небольшое количество центрифуг, можно достаточно легко превратить его в материал для изготовления ядерного
взрывного устройства. Поэтому топливный цикл быстрых реакторов в
начальной стадии по свежему топливу значительно более опасен, чем
топливный цикл тепловых реакторов.
Характерной особенностью настоящего периода, как в нашей стране, так и во всем мире является доминирующее строительство АЭС с
легко-водными реакторами, использующие в качестве топлива диоксид
урана UO2. Применение UO2 связано с его хорошими эксплуатационными характеристиками, а именно: диоксид урана имеет высокую температуру плавления ( 2800 °С); изотропную кубическую решетку, стабильную под облучением при температурах, близких к точке плавления;
диоксид урана совместим со многими конструкционными материалами
и химически устойчив по отношению к большинству теплоносителей
(вода, водяной пар, органические жидкости, углекислый газ, гелий).
В компактном виде (цилиндрические таблетки, стержни, кольца, пластины, сегменты) UO2 позволяет при сравнительно низких обогащениях
(до 5 % по U
235
) изготавливать твэлы, способные без серьезных деформаций выдержать высокие степени выгорания. К тому же применение
оскидного топлива связано со сравнительно простой технологией изготовления твэл.
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]