XXIII Международный конкурс научно-исследовательских и творческих работ учащихся
Старт в науке
Выделение примесей в Отработавшем Ядерном Топливе
Автор работы награжден дипломом победителя III степени
Полная версия работы доступна во вкладке "Файлы работы" в формате PDF
АННОТАЦИЯ
Авторами была выделена актуальность предложенной темы, которая заключается в том, что, Хранение, переработка и утилизация отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) - важный и не до конца решённый мультидисциплинарный вопрос, одной из главных проблем которого являются радиоактивные изотопы с многовековыми временами полураспада. Кампании смогут очистить ОЯТ без лишних затрат.
Литературные источники свидетельствуют, что очищенное Отработавшее Ядерное Топливо лучше используется на разных предприятиях.
Авторами была поставлена цель исследования: разработка методики выделения долгоживущих изотопов разных металлов.
Для достижения данной цели авторы поставили следующие задачи:
-
Изучить состав Отработавшего Ядерного Топлива.
-
Выявить долгоживущие и короткоживущие вещества.
-
Выбрать металлы, которые будем выделять.
-
Предложить методику для выделения.
В данной работе раскрывается методика исследовательской деятельности учащихся. Авторы, изучив теоретический материал по данной теме, теоретическим путем пояснил, почему именно эту методику он выбрал.
Таким образом, авторы пришли к выводу о том, что ОЯТ без примесей справляется со своей работой лучше чем с лишними веществами в составе.
ВВЕДЕНИЕ
Россия занимают первое место в мире в развитии технологий строительства реакторов на быстрых нейтронах, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах (БН-350) был запущен в СССР в 1973 году и проработал в Актау по 1999 год. Второй энергоблок (БН-600) был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлён на 10 лет. Там же в сентябре 2016 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800.
Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива (смесь оксидов урана и плутония) Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счёт вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива. Также в России развивается альтернативная технология СНУП-топлива, представляющего собой смесь нитридов урана и плутония.
Использование МОКС- и СНУП-топлива позволяет переработать отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уран-плутониевое топливо, в котором количество энергии, которое можно получить от природного урана, увеличивается примерно в 100 раз. При этом после переработки ОЯТ количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать» долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада в 200—300 лет, после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением стандартных процедур и не нарушат природный радиационный баланс Земли.
Актуальность: Хранение, переработка и утилизация отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) - важный и не до конца решённый мультидисциплинарный вопрос, одной из главных проблем которого являются радиоактивные изотопы с многовековыми временами полураспада.
Цель: Разработка методики выделения долгоживущих изотопов разных металлов.
Задачи:
-
Изучить состав Отработавшего Ядерного Топлива.
-
Выявить долгоживущие и короткоживущие вещества.
-
Выбрать металлы, которые будем выделять.
-
Предложить методику для выделения.
Гипотеза: для дальнейшего использования ядерного топлива мы выделим основные элементы, которые можно дальше будет использовать.
Практическая значимость нашего исследования заключается в том, что данное топливо можно использовать множество раз, топливо без примесей работает эффективнее, чем топливо с ненужными элементами.
Объект исследования: оборудование и реактивы для выделения ненужных элементов в ОЯТ.
Предмет исследования: Отработавшее Ядерное Топливо и его состав.
Методы исследования: Описание, работа с информационными источниками, наблюдение, анализ.
ГЛАВА 1. ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ
1.1. Получения ОЯТ и его состав
Разберём как получается ОЯТ:
Для это берут ядерное топливо состоящее из урана 235 и 238 , затем некоторая часть 235 урана под обстрелами нейтронов сгорает и остальная часть переходит в 236 уран, другая часть в продукты деления , а 238 уран переходит в плутоний, часть 238 урана сгорает , а другая часть переходит в минорные актиниды, затем мы получаем остатки 235 урана и остатки 238 урана.
Основной состав ядерного топлива состоит из урана и плутоний и так же в ОЯТ есть продукты деления это атомные фрагменты, оставшиеся после того, как большое атомное ядро подвергается ядерному делению.
Cs- цезий
Tc- технеций
Sr- стронций
I- йод
Sm- Самарий
И минорные актиниды - трансурановые элементы, помимо плутония, образующиеся в ядерном топливе в результате ядерных реакций во время эксплуатации в реакторе. Как и плутоний, эти элементы не встречаются в природе, а возникают только в результате трансмутации урана.
Np- нептуний
Am- амиреций
Cm-кюрий 242 и 244
1.2. Долгоживущие и короткоживущие вещества в составе ОЯТ.
Короткоживущие вещества в составе ОЯТ:
90Tc- технеций
90Sr- стронций
242Cm- кюрий
244Cm- кюрий
137Cs- цезий
239Pu- плутоний
Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) содержит различные короткоживущие и долгоживущие радиоактивные элементы, которые могут быть опасны для окружающей среды и человеческого здоровья. Важно изучать и классифицировать эти элементы для оценки рисков и разработки методов обработки и утилизации отработанного ядерного топлива
Короткоживущие радиоактивные элементы в составе ОЯТ включают, например:
1. Радионуклиды с периодами полураспада от нескольких минут до нескольких лет, такие как кобальт-60, цезий-137, стронций-90.
2. Изотопы урана и плутония, которые могут иметь короткие периоды полураспада после процессов деления.
Долгоживущие радиоактивные элементы в составе ОЯТ включают, например:
1. Трансурановые элементы, такие как плутоний-239, амелий-241, которые имеют длительные периоды полураспада и могут оставаться активными на тысячелетия.
2. Актиниды, такие как торий-232, уран-238, которые также обладают длительными периодами полураспада и могут быть опасны на протяжении долгих временных интервалов.
Долгоживущие вещества в составе ОЯТ:
Долгоживущие вещества, которые могут содержаться в отработанном ядерном топливе (ОЯТ), представляют особый интерес из-за их высокой радиоактивности и способности сохранять радиоактивность на протяжении длительного времени.
1. Плутоний-239 (Pu-239): Плутоний-239 обладает очень долгим периодом полураспада (около 24 100 лет) и является ключевым материалом для создания ядерного оружия. Его долгоживущие свойства могут привести к проблемам управления радиоактивными отходами.
2. Уран-235 (U-235): Уран-235 также обладает долгим периодом полураспада (около 700 миллионов лет) и может быть присутствовать в отработанном топливе как нерастворенный изотоп.
3. Уран-238 (U-238): Уран-238 имеет еще более длительный период полураспада (около 4,5 миллиарда лет) и может быть присутствовать в отработанном топливе в виде неизрасходованного урана.
4. Технеций-99 (Tc-99): Технеций-99 обладает длительным периодом полураспада (около 211 тысяч лет) и является одним из наиболее распространенных радионуклидов в отработанном ядерном топливе.
5. Стронций-90 (Sr-90): Стронций-90 также обладает долгим периодом полураспада (около 28,8 лет) и может быть образован в результате распада других радиоактивных элементов в отработанном топливе.
1.3.Металлы из ОЯТ.
Изучив состав ОЯТ мы выбрали следующие металлы:
1)Самарий-90
2)Уран- 238
3)Плутоний-40
Мы решили их взять, так как период полураспада этих металлов длительнее всех остальных элементов.
1.4. Методика для определения металлов в составе ОЯТ.
Для извлечения урана и плутония из ОЯТ, мы будем использовать ионообменную хроматографию.
Ионообменная хроматография - это метод разделения смесей ионов на основе их различной взаимодействия с заряженными группами
Для начала мы ОЯТ и азотную кислоту вливаем в бюретку и затем вливаем туда же ионообменную смолу (фосфат триметил пропана), затем это всё перемешиваем и у нас выделяется нитрит уранил и нитрит плутоний.
За счёт того, что реакция продолжает идти у нас всё больше выделяется нитрит уранила и нитрит плутония.
Затем мы вливаем ионообменную смолу (нитрит гидрокслиломина) и добавляем нитрит уранил и нитрит плутония, размешиваем наши компоненты и в результате этого выделяется плутоний счёт того, что реакция продолжает идти у нас всё больше выделяется плутония.
Далее мы поочередно сливаем наши компоненты, тем самым выделяем чистый плутоний.
Следующие уравнение реакции проводятся при температуре 600о
3UO2(NO3)2 = U3O8+2O2+6NO2
U3O8+8CO = 3U+8CO2
Для выделения радикала самария, связанный с натрием и радикал, связанный с водородом, вливаем в нашу колбу, затем туда же заливаем ОЯТ и азотную кислоту, далее при взаимодействии данных компонентов у нас выделяется самарий, за счёт хорошей аффинности ((лат. affinitas — родственность) — термодинамическая характеристика, количественно описывающая силу взаимодействия атомов или молекул веществ (например, антигена и антитела), способных образовать химические соединения. Различают частные случаи аффинности: химическую, электронную и аффинность связывания (биохимия)) с ионообменной смолой, мы получаем чистый самарий.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В данной исследовательской работе мы узнали, как получают ОЯТ, что входит в его состав, по какому принципы радиоактивные элементы распределяют на короткоживущие и долгоживущие, изучили методики выделения для трёх долгоживущих элементов.
Список литературы
1)А. И. Алиханов, А. А. Бочвар / Атомная энергия / Академия наук союза ССР Главное управление по использованию атомной энергии При совете министерств СССР - с. 561
2)В. Е. левин - Ядерная физика и ядерные реакторы 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
3)В. П. Васильев / Аналитическая химия / Москва "Высшая школа" 1989г.- с.164-274.
4)Е. Сальменбаев, Н. К. Нургайсинова / Выделение и радиохимическая очистка изотопов самария с использованием ионообменных смол АВ 17×8 и КУ-2 / Филиал «Институт радиационной безопасности и экологии РГП НЯЦ РК» - с. 373
5)Уран, химический элемент // Энциклопедический словарь Брокгауза и Ефрона : в 86 т. (82 т. и 4 доп.). — СПб., 1890—1907.
6) Handbook of chemistry and physics / Editor-in-Chief David R. Lide. — 84th edition 2003-2004. — CRC Press, 2004.