Как получают ядерное топливо. Что такое отработавшее ядерное топливо? Основные элементы ядерного реактора

Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.

Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:

1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.

Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.

1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).

Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.

Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников

Почему уран?

Человечество связало себя по рукам и ногам электрическими проводами. Бытовая техника, промышленное оборудование, уличное освещение, троллейбусы, метро, электрички – все эти блага цивилизации работают от электрической сети; они становятся бессмысленными «кусками железа», если ток по какой-то причине пропадает. Впрочем, люди уже настолько привыкли к постоянству электропитания, что любое отключение вызывает недовольство и даже дискомфорт. И правда, чем заняться человеку, у которого разом вырубились все приборы, включая самые любимые – телевизор, компьютер и холодильник? Особенно тяжело переносить «разлуку» вечером, когда так хочется после работы или учебы, что называется, продлить световой день. Разве планшет спасет или телефон, но ведь и у них заряд не вечный. Еще хуже оказаться в «тюремной камере», в которую по воле блэкаута может превратиться кабина лифта или вагон метро.

К чему весь этот разговор? А к тому, что «электрифицированное» человечество нуждается в стабильных и мощных источниках энергии, – в первую очередь, электроэнергии. При ее нехватке раздражающе частыми станут отключения от сети, да и уровень жизни снизится. Чтобы неприятный сценарий не стал реальностью, необходимо строить все новые и новые электростанции: глобальное потребление энергии растет, а действующие энергоблоки постепенно стареют.

Но что может предложить для решения проблемы современная энергетика, преимущественно сжигающая уголь и газ? Конечно же, новые газовые установки, уничтожающие ценное химическое сырье, или угольные блоки, коптящие небо. К слову, выбросы тепловых электростанций – известная экологическая проблема, но вред окружающей среде наносят еще и предприятия по добыче ископаемого топлива. А ведь его потребление огромно. Например, для обеспечения работы обычного холодильника в течение года придется сжечь около сотни килограммов угля или сотни кубометров природного газа. И это только один бытовой прибор, коих множество.

Кстати, а сколько ядерного топлива понадобится, чтобы упомянутый холодильник отработал целый год? Трудно поверить, но… всего один грамм!

Колоссальная энергоемкость ядерного топлива, изготавливаемого из обогащенного урана, делает его достойным конкурентом углю и газу. В самом деле, атомная станция потребляет в сто тысяч раз меньше топлива, чем тепловая. Значит, и горные разработки для добычи урана имеют значительно меньший масштаб, что важно для окружающей среды. Плюс – отсутствуют выбросы парниковых и токсичных газов.

Энергоблок атомной станции мощностью тысяча мегаватт за год израсходует всего три десятка тонн ядерного топлива, а тепловой станции такой же мощности потребуется около трех миллионов тонн угля или трех миллиардов кубометров газа. Иными словами, для получения одного и того же количества электроэнергии потребуется либо несколько вагонов с ядерным топливом в год, либо несколько составов с углем… в день.

А возобновляемые источники энергии? Они, конечно, хороши, но все же пока нуждаются в совершенствовании. Взять, хотя бы, занимаемую станцией площадь. В случае ветрогенераторов и солнечных панелей она на два порядка выше, чем у обычных электростанций. К примеру, если атомная электростанция (АЭС) уместится на территории в пару квадратных километров, то ветропарк или солнечное поле такой же мощности займут уже несколько сотен квадратных километров. Проще говоря, соотношение площадей как у небольшой деревеньки и очень крупного города. В пустыне этот показатель может быть и не важен, а в зоне ведения сельского или лесного хозяйства – еще как.

Следует упомянуть, что ядерное топливо готово работать всегда, невзирая на время года, суток или погодные капризы, тогда как солнце принципиально не светит ночью, а ветер дует, когда ему вздумается. Более того, в некоторых местностях возобновляемая энергетика вообще не будет рентабельной из-за низкого потока солнечной энергии или малой средней скорости ветра. Для АЭС подобных проблем просто не существует.

Эти преимущества атомной энергетики и определили выдающуюся роль урана – как ядерного топлива – для современной цивилизации.

Кому сколько досталось?

В одном старом советском мультике зверята решали важную задачу – делили апельсин. В результате каждому, кроме волка, выдали по вкусной сочной дольке; серому же пришлось довольствоваться кожурой. Иными словами, ценный ресурс ему не достался. С этой точки зрения интересно узнать, как обстоят дела с ураном: все ли страны мира обладают его запасами, или есть обделенные?

На самом деле, урана на Земле много, и этот металл можно обнаружить практически везде: в коре нашей планеты, в Мировом океане, даже в организме человека. Проблема заключается в его «распыленности», «размазанности» по земным породам, следствием которой является низкая концентрация урана, чаще всего недостаточная для организации экономически выгодной промышленной добычи. Впрочем, кое-где встречаются скопления с высоким содержанием урана – месторождения. Они распределены неравномерно, соответственно, и запасы урана по странам различаются. Большая часть залежей этого элемента «уплыла» вместе с Австралией; кроме того, повезло Казахстану, России, Канаде и странам Южной Африки. Однако эта картина не является застывшей, положение дел постоянно меняется благодаря разведке новых месторождений и исчерпанию старых.

Распределение разведанных запасов урана по странам (для запасов со стоимостью добычи < $130/кг)

В водах Мирового океана растворено огромное количество урана: свыше четырех миллиардов тонн. Казалось бы, идеальное «месторождение» – добывай не хочу. Ученые разработали специальные сорбенты для извлечения урана из морской воды еще в восьмидесятых годах прошлого века. Почему же этот отличный метод не применяется повсеместно? Проблема в слишком низкой концентрации металла: из тонны воды удастся извлечь лишь около трех миллиграммов! Понятно, что такой уран окажется слишком дорогим. По оценкам, килограмм будет стоить пару тысяч долларов, что значительно дороже «сухопутного» аналога. Но ученые не расстраиваются и изобретают все более эффективные сорбенты. Так что, возможно, в скором времени этот способ добычи станет конкурентоспособным.

На сегодняшний день общее количество разведанных запасов урана со стоимостью добычи менее $130 за килограмм превышает 5,9 миллионов тонн. Много ли это? Вполне достаточно: если суммарная мощность атомных станций останется на нынешнем уровне, то урана хватит лет на сто. Для сравнения, разведанные запасы нефти и газа могут быть исчерпаны всего через тридцать-шестьдесят лет.

Первая десятка стран по запасам урана на своей территории (для запасов со стоимостью добычи < $130/кг)

Однако не следует забывать, что согласно прогнозам атомная энергетика будет развиваться, поэтому уже сейчас стоит задуматься над тем, как бы расширить ее ресурсную базу.

Один из способов решения поставленной задачи заключается в поиске и своевременной разработке новых месторождений. Судя по имеющейся информации, проблем с этим не должно быть: только за последние несколько лет были найдены новые залежи в некоторых странах Африки, Южной Америки, а также в Швеции. Правда, нельзя с уверенностью сказать, насколько рентабельной окажется добыча обнаруженных запасов. Может случиться так, что из-за малого содержания урана в руде и трудности разработки месторождений некоторые из них придется оставить «на потом». Дело в том, что цены на этот металл сейчас довольно низкие. С экономической точки зрения тут нет ничего удивительного. Во-первых, в мире все еще встречаются залежи сравнительно легко извлекаемого, и, следовательно, дешевого урана – он поступает на рынок и «сбивает» цену. Во-вторых, после фукусимской аварии некоторые страны скорректировали планы по сооружению новых ядерных энергоблоков, а Япония вообще остановила все свои атомные станции – произошло падение спроса, дополнительно удешевившее уран. Но это ненадолго. В игру уже вступили Китай и Индия, запланировавшие масштабное сооружение АЭС на своей территории. Менее амбициозные проекты есть и у других стран Азии, а также государств Африки и Южной Америки. Даже Япония, по-видимому, не сможет расстаться со своей атомной энергетикой. Поэтому спрос будет постепенно восстанавливаться, а вкупе с исчерпанием недорогих залежей это приведет к росту цен на уран. Аналитики считают, что ждать осталось недолго, – всего несколько лет. Вот тогда можно будет подумать и о разработке оставленных «на потом» месторождений.

Интересно, что списки стран-обладателей крупнейших запасов урана и государств с наиболее развитой атомной энергетикой практически не совпадают. В недрах Австралии находится треть мирового уранового «богатства», но на зеленом континенте нет ни одной атомной станции. Казахстан – мировой лидер по производству этого металла – только еще готовится к строительству нескольких ядерных энергоблоков. Страны Африки по экономическим и иным причинам далеки от присоединения к мировой «атомной» семье. Единственная АЭС на этом континенте находится в Южно-Африканской Республике, недавно заявившей о желании в дальнейшем развивать атомную энергетику. Впрочем, пока что даже ЮАР взяла тайм-аут.

Что же остается делать «атомным» гигантам – США, Франции, Японии – и наступающим им на пятки Китаю и Индии, если их потребности велики, а собственных запасов – кот наплакал? Конечно же, попытаться заполучить контроль над месторождениями и предприятиями по добыче урана в других странах. Эта задача имеет стратегический характер, и, решая ее, государства вступают в жесткие схватки. Перекупаются крупные компании, предпринимаются политические маневры, реализуются подпольные схемы с подкупом нужных людей или судебными войнами. В Африке эта борьба и вовсе может вылиться – и уже выливается – в гражданские войны и революции, скрыто поддерживаемые ведущими государствами, стремящимися к переделу зон влияния.

В этом плане России повезло: к услугам наших атомных станций – вполне приличные собственные запасы урана, добыча которого ведется в Забайкальском крае, Курганской области и Республике Бурятия. Вдобавок организуется активная геологоразведочная работа. Предполагается, что большим потенциалом обладают месторождения в Трансбайкальском регионе, Западной Сибири, Республике Карелия, Республике Калмыкия и Ростовской области.

Кроме того, Росатом владеет еще и зарубежными активами – крупными пакетами акций уранодобывающих предприятий в Казахстане, США, Австралии, а также работает над перспективными проектами на юге Африки. В результате среди ведущих компаний мира, занимающихся производством урана, Росатом уверенно держится на третьем месте после Казатомпрома (Казахстан) и Cameco (Канада).

Изучая химический состав метеоритов, некоторые из которых имеют марсианское происхождение, ученые обнаружили уран. Правда, его содержание оказалось значительно ниже, чем в земных породах. Ага, теперь понятно, почему марсиане зачастили к нам на своих летающих тарелках.

А если серьезно, то считается, что уран присутствует во всех объектах Солнечной системы. Например, в 2009 году его обнаружили в лунном грунте. Тут же возникли фантастические идеи типа добычи урана на спутнике с последующей отправкой на Землю. Другой вариант – «питание» реакторов лунных колоний, ютящихся поблизости от месторождений. Залежи, правда, еще не искали; да и с экономической точки зрения такая добыча пока кажется нереализуемой. Но в будущем – кто его знает…

Если долго мучаться, топливо получится

Наличие запасов урановой руды – это лишь одна составляющая успеха. В отличие от дров или угля, не требующих особо сложной подготовки перед тем, как попасть в топку, руду нельзя просто порезать на куски и закинуть в реактор. Чтобы объяснить почему, необходимо упомянуть о ряде особенностей, присущих урану.

С химической точки зрения этот элемент отличается высокой активностью, иными словами, он стремится к образованию различных соединений; поэтому искать в природе его самородки, наподобие золотых, – дело совершенно безнадежное. Что же тогда называют урановой рудой? Горную породу, содержащую очень небольшое количество минералов урана. Часто добавляют: небольшое, но достаточное для того, чтобы промышленная добыча была одобрена экономистами. К примеру, сегодня целесообразной считается разработка руды, в тонне которой содержится лишь несколько килограммов или даже сотен граммов урана. Остальное – пустая, ненужная порода, из которой предстоит выделить минералы урана. Но даже их еще нельзя загружать в ядерный реактор. Дело в том, что данные минералы чаще всего представляют собой оксиды или нерастворимые соли урана в компании других элементов. Некоторые из них могут представлять ценность для промышленности, и организация их попутной добычи способна улучшить экономические показатели. Но даже если такой потребности нет, уран все равно должен быть очищен от примесей. В противном случае ядерное топливо, изготовленное из «грязного» урана, может стать причиной неполадок в работе реактора или даже аварии.

Впрочем, очищенный уран тоже нельзя с полной уверенностью назвать ядерным топливом. Загвоздка состоит в его изотопном составе: на тысячу атомов урана в природе приходится лишь семь атомов урана-235, необходимого для протекания цепной реакции деления. Остальные – уран-238, который практически не делится, да еще и поглощает нейтроны. Впрочем, реактор на природном уране вполне можно запустить – при условии использования очень эффективного замедлителя типа дорогостоящей тяжелой воды или чистейшего графита. Только они позволяют нейтронам, образовавшимся при делении ядра урана-235, настолько быстро сбросить скорость, чтобы успеть попасть в другие ядра урана-235 и вызвать их деление, а не быть бесславно захваченными ураном-238. Но по целому ряду соображений в подавляющем большинстве реакторов мира используется другой подход: природный уран обогащают по делящемуся изотопу. Иными словами, содержание атомов урана-235 искусственно повышают с семи до нескольких десятков штук на тысячу. Благодаря этому нейтроны чаще на них натыкаются, и появляется возможность использовать более дешевые, хотя и менее эффективные замедлители, например, обычную воду.

А обогащенный уран – это уже конечный продукт? Снова нет, поскольку в энергетических реакторах предусмотрена передача «ядерного» тепла теплоносителю, омывающему топливо – чаще всего воде. Из-за накопления продуктов деления топливо – по мере нахождения в работающем реакторе – становится высокорадиоактивным. Ни в коем случае нельзя допустить, чтобы оно растворялось в воде. Для этого уран переводят в химически стойкое состояние, а также изолируют от теплоносителя, закрывая металлической оболочкой. В результате получается сложное техническое устройство, содержащее внутри себя соединения обогащенного урана, которые можно с полной уверенностью назвать ядерным топливом.

Упомянутые операции – добыча урана, его очистка и обогащение, а также изготовление ядерного топлива – это начальные стадии так называемого ядерного топливного цикла. С каждой из них необходимо познакомиться подробнее.

Период полураспада урана-238 – 4,5 миллиарда лет, а урана-235 – всего 700 миллионов лет. Получается, делящийся изотоп распадается в несколько раз быстрее основного. Если подумать, это означает, что в прошлом содержание урана-235 в природной смеси изотопов было больше, чем сейчас. К примеру, один миллиард лет назад из тысячи атомов урана шестнадцать имели ядро с 235 нуклонами, два миллиарда лет назад их число составляло тридцать семь, а за три миллиарда лет до сегодняшнего дня – целых восемьдесят! По сути, руда в те далекие времена содержала уран, который мы сегодня называем обогащенным. И вполне могло случиться так, что в каком-нибудь месторождении сам собой заработал бы природный ядерный реактор!

Ученые уверены, что именно это произошло с несколькими сверхбогатыми ураном залежами месторождения Окло, расположенного на территории современного Габона. 1,8 миллиарда лет назад в них самопроизвольно запустилась цепная ядерная реакция. Ее инициировали нейтроны, образующиеся при спонтанном делении, а дальше сработала высокая концентрация урана-235 и наличие в руде воды – замедлителя нейтронов. Словом, реакция стала самоподдерживающейся и протекала, то активизируясь, то затухая, в течение нескольких сотен тысяч лет. Потом реакторы «погасли», – видимо, из-за изменения водного режима.

На сегодняшний день это единственный известный природный ядерный реактор. Более того, в настоящее время ни в одном месторождении подобные процессы запуститься не могут. Причина вполне понятна – слишком мало осталось урана-235.

Попробуй откопай

Урановые руды крайне редко выходят на поверхность. Чаще всего они залегают на глубине от пятидесяти метров до двух километров.

Неглубокие месторождения разрабатывают открытым или, как его еще называют, карьерным способом. Твердые породы бурят и взрывают, а затем с помощью погрузчиков укладывают в самосвалы и вывозят из карьера. Рыхлые породы разрабатывают и загружают в карьерные самосвалы с помощью обычных или роторных экскаваторов, широко используют бульдозеры. Мощь и размеры этой техники поражают воображение: к примеру, уже упомянутые самосвалы обладают грузоподъемностью в сотню и более тонн! К сожалению, велик масштаб и самого карьера, глубина которого может достигать трехсот метров. После завершения работ он зияет огромной ямой в земной поверхности, а рядом с ним высятся отвалы породы, покрывавшей залежи урана. В принципе, карьер можно засыпать этими отвалами, высадив сверху траву и деревья; но обойдется это непомерно дорого. Поэтому ямы постепенно заполняются водой, образуются озера, не подлежащие хозяйственному использованию из-за повышенного содержания урана в воде. Могут также возникнуть проблемы, связанные с загрязнением грунтовых вод, поэтому урановые карьеры требуют особого внимания.

Впрочем, открытая разработка урана постепенно уходит в прошлое по вполне банальной причине – близкие к поверхности месторождения практически закончились. Теперь приходится иметь дело с глубоко запрятанными рудами. Традиционно их разрабатывают подземным (шахтным) способом. Только не стоит представлять себе суровых бородатых мужчин с кирками, ползающих по выработкам и рубящих руду. Теперь работа горняков в значительной степени механизирована. В горной породе, содержащей уран, сверлят шпуры – специальные глубокие отверстия, в которые закладывают взрывчатку. После взрыва измельченную руду ковшом забирает погрузочно-доставочная машина и по извилистым узким галереям бежит к вагонеткам. Заполненные вагонетки к вертикальному стволу шахты везет небольшой электровоз, а затем с помощью клети – своеобразного лифта – руду поднимают на поверхность.

Подземная добыча обладает рядом особенностей. Во-первых, она может быть выгодной только в случае высококачественных руд с большим содержанием урана, залегающих не глубже двух километров. Иначе расходы на горные работы, добычу и дальнейшую переработку руды сделают уран практически «золотым». Во-вторых, подземное царство урановых рудников – это замкнутое пространство, в котором витает радиоактивная пыль и не менее радиоактивный газ радон. Поэтому без мощной вентиляции и специальных средств защиты типа респираторов горнякам не обойтись.

И при карьерной, и при шахтной добыче руда извлекается в виде довольно больших кусков. Зачерпывая их ковшом экскаватора или погрузочно-доставочной машины, оператор не знает, отбирает ли он руду, богатую минералами урана, или же пустую породу, или что что-то среднее. Ведь месторождение не слишком однородно по своему составу, а использование мощных машин не позволяет работать тонко и изящно. Но отправлять на дальнейшую переработку куски, в которых почти нет урана, по меньшей мере, неразумно! Поэтому руду сортируют, пользуясь главным свойством урана, по которому его нетрудно обнаружить, – радиоактивностью. Специальные датчики ионизирующего излучения позволяют и при погрузке, и уже в транспортной емкости разделить руду по интенсивности испускаемой ей радиации на несколько сортов. Пустую породу направляют в отвалы. Богатую руду – на гидрометаллургический завод. А вот руду с небольшим, но заметным количеством урана сортируют повторно, более тщательно. Сначала ее измельчают, разделяют по размерам, после чего кусочки вываливают на движущуюся ленту транспортера. Над ней установлен датчик ионизирующего излучения, сигнал с которого поступает в автоматизированную систему управления заслонками, расположенными в конце ленты. Датчик настроен так, что реагирует на проезжающий под ним радиоактивный кусочек руды, содержащий минералы урана. Тогда заслонка поворачивается, и руда падает в специальный рудный бункер, откуда ее транспортируют на гидрометаллургический завод. В свою очередь, пустая порода никоим образом не «тревожит» датчик и заслонку, и падает в другой ящик – в отвал.

Упрощенная схема радиометрической сортировки руды (современные комплексы устроены гораздо сложнее)

Описанная схема является приблизительной, принципиальной: ничто не мешает сортировать руду на предприятиях другими известными способами. Однако практика показала, что они плохо подходят для урановых руд. Поэтому радиометрическая сортировка – с детекторами излучения – постепенно стала базовой технологией.

В реальности при сортировке руды выделяют и некую среднюю категорию, которую по содержанию урана нельзя отнести ни к богатой руде, ни к пустой породе. Иными словами, направлять ее на гидрометаллургический завод накладно (пустая трата времени и реагентов), а в отвалы – жалко. Такую бедную руду складывают в большие кучи и поливают серной кислотой на открытом воздухе, постепенно растворяя уран. Полученный раствор перекачивают на дальнейшую переработку.

На гидрометаллургическом заводе богатой руде предстоит еще большее измельчение, почти до состояния пыли, а затем – растворение.

Дробят руду на различных мельницах – например, барабанно-шаровых: внутрь вращающегося полого барабана засыпают измельчаемый материал и металлические шары типа пушечных ядер. Во время вращения шары бьют по кусочкам руды, размалывая их и истирая в порошок.

Измельченную руду «вскрывают», то есть частично растворяют, обрабатывая серной или азотной кислотой, или их смесью. В результате получают раствор урана, содержащий множество примесей. Иногда, если урановая руда содержит много природных карбонатов, кислотой не пользуются. В противном случае произойдет реакция, напоминающая гашение соды уксусом – с интенсивным выделением углекислого газа, и реагент будет потрачен впустую. Как же быть? Оказывается, подобные минералы можно «вскрыть» с помощью раствора соды. В итоге тоже получится раствор урана, который и пойдет на дальнейшую переработку.

А вот остатки нерастворившейся руды приходится направлять в специальные хвостохранилища – не самые «дружелюбные» по отношению к окружающей среде объекты. Стоит напомнить и о пустой породе, отделенной в процессе сортировки: ее складывают в отвалы. И хвосты, и отвалы содержат небольшие количества урана, что делает их потенциально опасными. В связи с этим возникает вопрос: можно ли организовать добычу так, чтобы наносить минимальный вред природе и обеспечить безопасность работников?

Можно, и это давно практикуют. Метод добычи, о котором идет речь, называют скважинным подземным выщелачиванием. Суть его в том, что месторождение «пронзают» множеством скважин. В некоторые из них, называемые закачными, подают серную кислоту, которая спускается на глубину, проходит сквозь руду и растворяет уран. Затем раствор ценного металла забирают из недр уже через другие – откачные – скважины.

Что же получается: ни отвалов, ни хвостохранилищ, ни пыли, ни ям или неожиданных провалов в земле, а в итоге – тот же самый раствор урана? Да. Более того, способом скважинного подземного выщелачивания разрабатывают очень бедные руды, которые экономически невыгодно добывать открытым или шахтным способом. Но при таком наборе достоинств обязательно должны быть недостатки! Что ж, во-первых, бурить скважины глубже восьмисот метров нерационально с точки зрения затрат. Во-вторых, метод не работает в плотных, непористых рудах. В-третьих, серная кислота все же нарушает состав и поведение подземных вод в месторождении, хотя эти нарушения со временем «рассасываются» сами собой. Гораздо опаснее, если раствор разольется по поверхности или проникнет окольными путями – по трещинам и разломам – в грунтовые воды. Поэтому за процессом пристально следят, пробуривая контрольные скважины.

Скважинное подземное выщелачивание

Во избежание упомянутых проблем был придуман «шахтный» вариант подземного выщелачивания: блоки руды в выработках дробят взрывами, а затем поливают сверху выщелачивающим раствором (серной кислотой), забирая раствор урана снизу – через дренажную систему.

В любом случае на сегодняшний день подземное выщелачивание является самым безопасным для окружающей среды способом добычи урана. Это одна из причин прямо-таки взрывного роста его популярности. Если в 2000 году всего пятнадцать процентов урана добывали подземным выщелачиванием, то на сегодняшний день эта цифра практически приблизилась к пятидесяти процентам!

Поземное выщелачивание становится лидирующей технологией добычи урана

Обычно месторождения урана ищут при помощи датчиков ионизирующего излучения; если точнее, то гамма-излучения. Сначала над местностью пролетает самолет, оборудованный такими датчиками. В его силах лишь зафиксировать радиационную аномалию – слегка повышенный фон над месторождением. Потом в дело запускают вертолет, который медленнее и точнее «обрисовывает» границы перспективного участка. В конце концов, на эту территорию приходят геологоразведчики с измерительными приборами и бурами. По результатам их работы будет построена карта залегания урановых руд и рассчитана стоимость добычи.

Однако месторождения урановых руд могут сигнализировать о себе и иными способами. Например, изменяя внешний вид произрастающих над ними растений: лепестки иван-чая, обычно розовые, становятся белыми; зеленеют или белеют синие плоды голубики. Глубокие корни можжевельника, растущего над залежью, хорошо всасывают уран, и он накапливается в ветвях и иглах. Превратив их в золу и проверив на содержание урана, можно понять, стоит ли добывать в этой местности главный металл атомной энергетики.

Чистота - залог здоровья (ядерного реактора)

Раствор урана, полученный при «вскрытии» руды или в процессе подземного выщелачивания, не отличается особой чистотой. Иными словами, кроме урана, в нем содержится куча химических элементов, встречающихся в земной коре: натрий и калий, кальций и магний, железо, никель и медь – и множество других. Не стоит удивляться образованию такого густого «компота», ведь серная кислота отличается высокой химической активностью и растворяет многие природные вещества; хорошо еще, что не всю руду целиком. Но для изготовления ядерного топлива нужен максимально чистый уран. Если же среди атомов урана будут то тут, то там встречаться атомы примесей, реактор может не запуститься или, что еще хуже, сломаться. О причинах подобных проблем будет сказано совсем скоро, а пока можно поставить задачу: очистить уран. И еще желательно получить его в твердом виде, удобном для перевозки. Действительно, растворы для транспортировки не годятся: слишком уж «любят» разливаться или просачиваться сквозь неплотности.

В промышленности эту задачу решают в несколько приемов. Сначала раствор концентрируют, пропуская сквозь специальные материалы, собирающие на себе уран, – сорбенты. Появляется первая возможность для очистки: сорбенты подбирают таким образом, чтобы другие элементы на них почти не «садились», оставались в растворе. Затем уран с сорбента смывают, к примеру, той же серной кислотой. Эта процедура может показаться бессмысленной, если не пояснить, что кислоты для «смыва» нужно гораздо меньше по сравнению с объемом исходного раствора. Так убивают двух зайцев: увеличивают концентрацию урана и частично убирают ненужные примеси.

Вторая стадия очистки связана с получением твердых соединений урана. Их осаждают из концентрированного раствора, добавляя известные «медицинские» реагенты: нашатырный спирт, перекись водорода, а также щелочи или карбонаты. Нужно обратить внимание, что уран не выпадает в осадок в виде металла; его вообще нелегко получить в металлической форме из-за высокой химической активности – об этом уже упоминалось. Под действием упомянутых регентов на дно аппаратов опускаются разнообразные труднорастворимые соединения урана. Подсушенные и измельченные, они представляют собой желтый порошок, который из-за видимого сходства с пирожным (англ. cake) часто называют «желтый кек». Прокалив его при высокой температуре, получают уже менее красивую смесь оксидов урана – грязно-зеленого или даже черного цвета.

Желтый кек можно направлять на предприятия по обогащению урана

Желтый кек или смесь оксидов урана практически безопасны с радиационной точки зрения. Поэтому для перевозки их загружают в двухсотлитровые металлические бочки или специальные контейнеры. Находиться на расстоянии одного метра от подобной емкости и вполовину не так «вредно», как лететь в самолете, подвергаясь действию космической радиации. Но ведь летать большинство людей не боится! Так что, нет повода опасаться и бочек с желтым кеком.

Осаждая соединения урана, процесс стараются вести так, чтобы большинство примесей осталось в растворе. Но кое-кому из них все же удается «прорваться». Особенно плохо, если в продукцию попадают элементы, сильно поглощающие нейтроны – бор, кадмий, редкоземельные металлы. Даже в микроконцентрациях они способны помешать протеканию цепной реакции деления. Изготовив топливо из загрязненного урана, можно будет долго гадать, почему реактор не желает нормально работать.

Кроме того, к нежелательным примесям относят элементы, снижающие пластичность ядерного топлива и заставляющие его распухать, расширяться с ростом температуры. В их число входят часто встречающиеся в природе кремний и фосфор, а также вольфрам и молибден. К слову, пластичностью принято называть способность материала изменять свою форму и размер, не разрушаясь. Это очень важно для топлива, которое подогревает себя изнутри за счет протекающей в нем цепной ядерной реакции, и, значит, испытывает температурные деформации. Высокая температура не должна приводить и к избыточному расширению уранового топлива, иначе оно разорвет защитную оболочку и вступит в контакт с теплоносителем. Последствием такого «общения» может стать растворение радиоактивных продуктов деления урана в горячем теплоносителе (чаще всего – воде) с их последующим разносом по всем трубопроводам и аппаратам. Наверное, не нужно объяснять, что это грозит ухудшением радиационной обстановки на энергоблоке: дозы, получаемые обслуживающим персоналом, значительно вырастут.

Как говорится, лучше перебдеть, чем недобдеть. Поэтому требуется еще и третья – завершающая – стадия очистки, называемая аффинажем. Доставленные в бочках или контейнерах соединения урана растворяют в кислоте, теперь уже в азотной. Полученный раствор приводят в контакт с экстрагентом – жидким органическим веществом, вбирающим в себя уран, но не примеси. Итак, нежелательные элементы остаются в растворе, а уран уходит в «органику». В результате ряда последующих операций его снова приводят в форму оксидов, имеющих уже необходимую «реакторную» чистоту.

Теперь все хорошо, и можно переходить к следующему этапу – искусственному подъему концентрации урана-235.

Тайны обогащения

В начале главы уже упоминалось о том, что в природной смеси изотопов урана очень мало делящегося урана-235 и слишком много «ленивого» урана-238: на семь атомов первого приходится примерно девятьсот девяносто три атома второго. Для большинства реакторов, работающих в настоящее время, это не подходит. Им нужно топливо, в котором из тысячи атомов урана к изотопу-235 принадлежат несколько десятков штук, а не единицы, как в природном уране. А для создания бомбы так и вовсе необходим практически чистый уран-235.

Решить задачу обогащения урана, то есть повышения содержания делящегося изотопа, весьма сложно. Казалось бы, как так? Ведь химия обладает широчайшим набором приемов выделения веществ из смесей. Удается же «выковыривать» всего несколько сотен граммов урана из тонны руды! Неужели нельзя провернуть то же самое с изотопами: как-нибудь отделить один от другого? Проблема в том, что химические свойства всех изотопов определенного элемента одинаковы, ведь они определяются числом электронов, а не составом ядра. Иными словами, нельзя провести такую реакцию, в которой уран-235, например, остался бы в растворе, а уран-238 – выпал в осадок. При любых манипуляциях они оба поведут себя аналогичным образом. Точно так же не удастся химически разделить изотопы углерода или калия – в общем, любого элемента.

Есть такой параметр – степень обогащения, который представляет собой долю (в процентах) урана-235 в общей массе урана. К примеру, степень обогащения природного урана, в котором на каждую тысячу атомов приходится семь делящихся, равна 0,7 %. В случае ядерного топлива АЭС этот показатель приходится поднимать до 3–5 %, а для производства начинки атомной бомбы – до 90 % и выше.

Как же быть? Нужно найти такие свойства, по которым изотопы – хотя бы минимально – отличались бы друг от друга. Первое, что приходит в голову, – масса атома. Действительно, в ядре урана-238 на три нейтрона больше, чем у урана-235; значит, «ленивый» изотоп весит чуть больше. А поскольку масса – это мера инерции, и она проявляет себя в движении, то основные способы обогащения урана связаны с различиями в перемещении его изотопов в специально созданных условиях.

Исторически первой технологией обогащения стало электромагнитное разделение изотопов. Из названия понятно, что в процессе каким-то образом задействованы электрические и магнитные поля. Действительно, в этом способе предварительно полученные ионы урана разгоняют электрическим полем и запускают в магнитное. Поскольку ионы имеют заряд, в магнитном поле их начинает «заносить», закручивать по дуге определенного радиуса. Для примера можно вспомнить разделение урановых лучей в магнитном поле на три потока – эффект, обнаруженный Резерфордом. Альфа- и бета-частицы, обладающие электрическим зарядом, отклоняются от прямолинейного пути, а гамма-излучение – нет. При этом радиус дуги, по которой движется заряженная частица в магнитном поле, зависит от ее массы: чем больше она весит, тем медленнее поворачивает. Это можно сравнить с попыткой вписаться в крутой поворот двух лихачей, один из которых ведет легковую машину, а другой – грузовик. Понятно, что легковушке гораздо проще совершить маневр, тогда как грузовой автомобиль вполне может занести. Что-то подобное происходит в магнитном поле с быстро движущимися ионами урана-235 и урана-238. Последние – чуть тяжелее, обладают большей инерцией, и радиус их поворота слегка выше: благодаря этому поток ионов урана разделяется на два. Образно выражаясь, можно поставить два ящичка, в один из которых собирать делящийся изотоп, уран-235, а во второй – «ненужный» уран-238.

В магнитном поле траектория заряженных частиц искривляется, и тем сильней, чем легче частица

Принцип метода электромагнитного разделения изотопов: более легкие ионы урана-235 движутся в магнитном поле по траектории меньшего радиуса по сравнению с ионами урана-238

Метод электромагнитного разделения хорош почти по всем параметрам, кроме производительности, которая, как водится, и ограничивает его промышленное применение. Собственно, поэтому американский завод Y-12 в Ок-Ридже, изготовивший по технологии электромагнитного разделения обогащенный уран для бомбы «Малыш», сброшенной на Хиросиму, закрылся еще в 1946 году. Нужно уточнить, что на Y-12 доводили до высокой степени обогащения уран, предварительно обогащенный другими, более производительными способами. Их совершенствование как раз и вбило последний гвоздь в крышку гроба технологии электромагнитного разделения изотопов – в промышленности она больше не используется.

Интересно, что электромагнитное разделение – это универсальный метод, позволяющий выделять в чистом виде небольшие количества любых изотопов. Поэтому наш аналог Y-12 – завод 418, ныне известный как «Комбинат «Электрохимприбор» (г. Лесной Свердловской области), – обладает технологиями получения более чем двухсот изотопов сорока семи химических элементов от лития до свинца. Это не просто внушительные числа – продукция комбината действительно нужна ученым, врачам, промышленникам… Кстати, ее выпускают на установке СУ-20, той самой, на которой в начале 1950-х получали оружейный уран со степенью обогащения, близкой к 90 %.

Первые послевоенные десятилетия стали временем активного накопления арсеналов ядерного оружия. Решение этой задачи имело высочайший приоритет, поэтому с расходами особо не считались – важно было запустить массовое обогащение урана. Упор был сделан на газовую диффузию – чрезвычайно энергоемкую, но одновременно и производительную технологию обогащения. Ее корни лежат в области теории газов, заявляющей, что при определенной температуре средняя скорость движения молекулы газа обратно пропорциональна массе: чем она тяжелее, тем медленнее перемещается. Особенно это различие заметно при движении по тонким «трубочкам», диаметр которых сопоставим с размером молекулы. Наглядным, хотя и не точным примером может служить запуск бумажных корабликов в ручейке: маленький кораблик, увлекаемый потоком воды, будет перемещаться быстро; но если сложить из бумаги большое судно размером с русло ручейка, то оно пойдет медленнее, постоянно задевая берега. Возвращаясь к урану, можно сказать, что целевой изотоп с 235 нуклонами в ядре будет продвигаться по «трубочке» быстрее урана-238. На выходе из нее получится газ, обогащенный делящимся изотопом. Вопрос лишь в том, как превратить уран в газ и где взять столь тонкую «трубочку».

«Газификация» урана – обязательное требование технологии, основанной на теории газов. Тут уж ничего не попишешь. Но ведь все соединения урана представляют собой твердые вещества, которые и расплавить-то сложно, не то что испарить. Хотя, если подумать, имеется одно весьма удачное соединение – гексафторид урана, в котором уран окружен шестью атомами фтора. Оно с готовностью превращается в газ уже при 56 о С, причем минуя жидкое состояние. В физике такой процесс принято называть сублимацией или возгонкой. Это явление давно известно, и ничего удивительного в нем нет. Сублимацией, к примеру, пользуются деревенские хозяйки, сушащие белье на морозе – лед испаряется в сухом воздухе, попросту пропуская жидкое состояние.

Так можно представить себе молекулу гексафторида урана

Получается, что гексафторид урана очень удобен с технологической точки зрения. При обычной температуре он – твердый, и допускает перевозку в специальных контейнерах. В газ переходит при невысокой температуре. Ну а под определенным давлением нагретый гексафторид становится жидкостью, которую можно перекачивать по трубопроводам.

Еще одно удачное обстоятельство заключается в том, что природный фтор состоит всего из одного изотопа – фтора-19. Это означает, что разница масс молекул гексафторида урана-235 и гексафторида урана-238 определяется исключительно изотопами урана. В противном случае разделение оказалось бы слишком трудным или даже невозможным делом, поскольку фтор оказывал бы чрезмерное влияние на массу молекул.

Производство гексафторида урана в России осуществляется путем конверсии – фторирования различных соединений урана, например, желтого кека или смеси оксидов, поступивших с уранодобывающих предприятий. Молекулярный фтор для этих целей получают из природного минерала флюорита. Его обрабатывают серной кислотой с образованием плавиковой (фтороводородной) кислоты, электролиз которой и дает фтор.

Интересно, что фторирование одновременно является четвертой стадией очистки урана, поскольку фториды большинства вредных примесей не отличаются высокой летучестью: уран в форме гексафторида «улетает» от них в газовую фазу.

У гексафторида урана есть один большой недостаток: это агрессивное и токсичное вещество. Во-первых, при его контакте с водой или влагой, витающей в воздухе, выделяется ядовитая плавиковая кислота. Во-вторых, уран сам по себе является общеклеточным ядом, действующим на все органы. (Интересно, что его токсичность имеет химическую природу, и практически не связана с радиоактивностью). Поэтому гексафторид урана, объединяющий в себе сразу две опасности, следует перевозить и хранить в специальных металлических емкостях и под неусыпным наблюдением. При этом обеспечивается безопасность населения и окружающей среды.

Итак, газ есть; а что с тонкими «трубочками»? Подходящим решением оказались пористые перегородки – пластинки, пронзенные множеством очень маленьких пор. Диаметр последних должен быть порядка десяти нанометров, чтобы молекулы проходили сквозь них почти поодиночке. Необходимость изготовления перегородок с порами столь малого размера вызвала определенные сложности, но все же задача была решена при помощи специальных подходов – спекания никеля или же избирательного растворения одного из металлов, входящих в состав биметаллического сплава.

Если изготовить ящик c такой пористой перегородкой и закачать в него гексафторид урана, молекулы с легким изотопом будут проходить сквозь перегородку чуть быстрее. Иными словами, за ней гексафторид урана окажется слегка обогащенным по делящемуся изотопу. Если направить газ в следующий такой же ящик, степень обогащения станет больше, и так далее. Правда, для получения высокой степени обогащения нужны каскады из тысяч (!) установленных друг за другом ящиков, называемых ступенями. А как заставить уран идти по этим ступеням? Только перекачивая его с помощью множества компрессоров. Отсюда и минусы метода: огромные энергозатраты, необходимость строительства миллионов квадратных метров производственных площадей – длина цеха может достигнуть одного километра – и использование дорогостоящих материалов. Правда, все это покрывается действительно высокой производительностью. Вот почему газодиффузионная технология обогащения долгое время оставалась основной для таких атомных гигантов, как США, Франция и позднее присоединившийся к ним Китай. Лишь в последние годы они начали активный переход к более экономичной технологии газового центрифугирования.

Схема работы газодиффузионной ступени

В 1960-х годах Ангарский электролизный химический комбинат (Иркутская область, Россия), занимавшийся обогащением урана по газодиффузионной технологии потреблял около одного процента (!) всей электроэнергии, производимой в Советском Союзе. Энергию на него поставляли Братская и Иркутская ГЭС. По сути, это был крупнейший потребитель электроэнергии в СССР.

В общем, первый опыт показал, что газовая диффузия способна решить проблему, но уж слишком большой ценой. Советский Союз, втянутый в гонку вооружений, нуждался в более производительной и менее энергозатратной технологии обогащения урана. Угнаться за США с их мощным экономическим и энергетическим потенциалом ослабленному войной государству было не так-то просто. Сказывался, среди прочего, недостаток мощностей по производству электроэнергии в европейской части страны: вот почему обогатительные производства были построены в Сибири, где они могли получать питание с крупных гидроэлектростанций. Но все же газодиффузионные установки потребляли слишком много энергии, не позволяя увеличить производство обогащенного урана. Поэтому СССР пришлось стать пионером промышленного применения альтернативной технологии – газоцентрифужной.

Газовое центрифугирование заключается в раскрутке c огромной скоростью барабана, заполненного газообразным гексафторидом урана. Под действием центробежной силы более тяжелый гексафторид урана-238 «отжимается» к стенке барабана, а у его оси остается гексафторид урана-235 – более легкое соединение. С помощью специальных трубок можно забрать слегка обогащенный уран из центра барабана, а чуть обедненный – с периферии.

Схема работы газовой центрифуги

С технической точки зрения барабан, о котором только что шла речь, – это вращающаяся часть (ротор) газовой центрифуги. Он безостановочно крутится в вакуумированном кожухе и иглой опирается на подпятник, изготовленный из очень прочного материала – корунда. Выбор материала неудивителен, поскольку скорость вращения ротора может превышать 1500 оборотов в секунду – в сто раз быстрее барабана стиральной машины. Непрочное вещество такого воздействия не выдержит. Дополнительно, чтобы подпятник не истирался и не разрушался, ротор подвешивают в магнитном поле так, что он едва давит на корунд своей иглой. Этот прием, равно как и высокая точность изготовления деталей центрифуги, позволяет ей вращаться быстро, но практически бесшумно.

Как и в случае газовой диффузии, одна центрифуга – в поле не воин. Чтобы достичь необходимой степени обогащения и производительности, их объединяют в огромные каскады, состоящие из десятков тысяч (!) машин. Упрощенно каждая центрифуга соединена с двумя своими «соседками». Гексафторид урана с пониженным содержанием урана-235, отобранный у стенки в верхней части ротора, направляется в предыдущую центрифугу; а слегка обогащенный по урану-235 газ, который отбирается у оси вращения в нижней части ротора, идет в следующую машину. Таким образом, на каждую последующую ступень подается все более обогащенный уран, пока не получится продукт необходимого качества.

Уходящие вдаль каскады газовых центрифуг

Сегодня центрифужное разделение является основным методом обогащения урана, поскольку эта технология требует примерно в пятьдесят раз меньше электроэнергии по сравнению с газодиффузионной. Кроме того, центрифуги менее громоздки, нежели диффузионные аппараты, что позволяет легче наращивать объемы производства. Метод центрифугирования применяется в России, Великобритании, Германии, Нидерландах, Японии, Китае, Индии, Пакистане, Иране; практически завершился переход к газоцентрифужной технологии во Франции и США. Иными словами, газовой диффузии уже не осталось места.

Благодаря длительной истории использования и совершенствования российские газовые центрифуги являются лучшими в мире. За полвека сменилось уже девять поколений скоростных машин, которые постепенно становились все более мощными и надежными. Благодаря этому СССР успешно выдержал «ядерную гонку» с США, а когда важнейшая задача была решена – появились свободные мощности. В результате наша страна стала мировым лидером не только в области разработки и производства газовых центрифуг, но и в сфере предоставления коммерческих услуг по обогащению урана.

Наши газовые центрифуги:

Традиционно имеют высоту от полуметра до одного метра, диаметр – десять-двадцать сантиметров;

Располагаются друг над другом в три-семь ярусов с целью экономии места;

Могут работать без остановки до тридцати лет, рекорд – тридцать два года.

Скорость вращения ротора газовой центрифуги такова, что после прекращения подачи электроэнергии он будет вращаться по инерции около двух месяцев!

Бум газоцентрифужной технологии связан с активным развитием атомной энергетики. Атомные станции являются коммерческими предприятиями, ориентированными на прибыль, и поэтому нуждаются в дешевом топливе и, следовательно, в дешевых технологиях обогащения. Это требование постепенно похоронило газовую диффузию.

Но и газовому центрифугированию не стоит почивать на лаврах. В последнее время все чаще можно слышать о лазерном обогащении – способе, известном уже более сорока лет. Оказывается, при помощи точно настроенного лазера можно избирательно ионизировать, то есть превращать в заряженные частицы, соединения урана-235. При этом соединения урана-238 не ионизируются, оставаясь незаряженными. Получившиеся ионы нетрудно отделить от нейтральных молекул химическим или физическим способом, например, притянув их магнитом или заряженной пластинкой (коллектором).

Возможная схема работы установки лазерного обогащения урана

Судя по всему, лазерное обогащение – очень эффективная технология, но вот ее экономические показатели пока остаются загадкой. Все предыдущие попытки перейти от лабораторного варианта к промышленному использованию «разбились о камни» недостаточной производительности и малого срока службы оборудования. В настоящее время новая попытка создания такого производства предпринимается в США. Но даже если она окажется успешной, останется вопрос экономической эффективности. Рынок обогатительных услуг примет новую технологию, только если она будет значительно дешевле существующей. А ведь газовые центрифуги еще не достигли потолка своих возможностей. Поэтому ближайшие перспективы лазерного обогащения остаются весьма туманными.

Существует ряд других способов обогащения урана: термодиффузия, аэродинамическая сепарация, ионный процесс, но они практически не применяются.

Когда речь заходит о технологиях обогащения урана, нужно обязательно помнить, что они открывают путь не только к ядерному топливу, но и к бомбе. Создание все более эффективных и компактных производств влечет за собой угрозу распространения ядерного оружия. В принципе, развитие технологий может привести к ситуации, когда бомба будет изготовлена государствами с, мягко говоря, неустойчивыми режимами или даже крупными террористическими организациями. И если газодиффузионный или газоцентрифужный завод трудно построить незаметно, а для их запуска потребуется ввоз больших объемов характерных материалов и оборудования, то лазерное обогащение практически гарантирует скрытность. В общем, риск для существующего хрупкого мира увеличивается.

Комбинаты по обогащению урана выпускают обогащенный урановый продукт (ОУП) – гексафторид урана с необходимой степенью обогащения. Его помещают в специальные контейнеры и отправляют на заводы по производству ядерного топлива. Но вместе с тем на обогатительных предприятиях образуется и обедненный гексафторид урана (ОГФУ) со степенью обогащения 0,3 % – ниже, чем у природного урана. Иными словами, это – практически чистый уран-238. Откуда он берется? По сути, процесс обогащения напоминает отделение ценных минералов от пустой породы. ОГФУ и есть своеобразная пустая порода, из которой изъяли уран-235, хотя и не полностью. (Стопроцентное отделение делящегося изотопа от урана-238 невыгодно с экономической точки зрения). Сколько обедненного гексафторида урана образуется? Это зависит от необходимой степени обогащения урана. Например, если она составляет 4,3 %, как в топливе реакторов ВВВЭР, то из десяти килограммов гексафторида урана, имеющего природный изотопный состав (0,7% урана-235) получается всего лишь один килограмм ОУП и девять килограммов ОГФУ. Словом, довольно много. За все время работы обогатительных производств на их площадках в специальных контейнерах было накоплено более полутора миллионов тонн ОГФУ, из них в России – около семисот тысяч тонн. В мире сложилось различное отношение к этому веществу, но преобладает мнение об ОГФУ как о ценном стратегическом сырье (см. главу 7).

Сфабриковать - в хорошем смысле этого слова

Изготовление (фабрикация) ядерного топлива начинается с химического превращения обогащенного уранового продукта в диоксид урана. Этот процесс может осуществляться двумя основными способами. Первый из них носит название «мокрой» технологии и заключается в растворении гексафторида в воде, осаждении под действием щелочи труднорастворимых соединений и их прокаливании в атмосфере водорода. Вторая технология – «сухая» – является более предпочтительной, поскольку не дает жидких радиоактивных отходов: гексафторид урана сжигают в водородном пламени.

В обоих случаях получается порошок диоксида урана, который прессуют в небольшие таблетки и спекают в печах при температуре около 1750 о С для придания им прочности, – ведь таблеткам предстоит «работать» в условиях высокой температуры и радиации. Затем таблетки обрабатывают на шлифовальных станках с помощью алмазных инструментов. Эта стадия необходима, поскольку размеры таблетки и качество ее поверхности должны выдерживаться очень точно. Огрехи при изготовлении отдельной таблетки могут привести к повреждению топлива в реакторе при его термическом расширении и, как следствие, к ухудшению радиационной обстановки на атомной электростанции. Поэтому все таблетки диоксида урана проходят тщательный контроль и после него попадают в специальный бокс, где автомат помещает их в трубки, изготовленные из циркония с небольшой примесью ниобия.

Снаряженная таблетками трубка называется тепловыделяющим элементом или кратко – твэлом. Затем для удаления коррозионно-опасных газов твэл вакуумируют, то есть «высасывают» из трубки воздух, заполняют инертным газом – чистейшим гелием – и заваривают. Последней стадией процесса фабрикации ядерного топлива является сборка твэлов в тепловыделяющую сборку (ТВС) при помощи дистанционирующих решеток. Они нужны для того, чтобы конструкция была прочной, а твэлы не касались друг друга. В противном случае, в месте касания оболочка может прогореть, при этом топливо оголится и вступит в контакт с водой, что совсем нежелательно.

Последовательность операций при производстве ядерного топлива

Дистанционирующие решетки

Итак, ТВС представляет собой «пучок» твэлов из циркония, внутри которых находится ядерное топливо – диоксид урана, обогащенного по делящемуся изотопу. Необходимо пояснить подобный выбор материалов. В ядерном реакторе тепловыделяющая сборка находится в условиях высокой температуры и мощного потока ионизирующего излучения, а также омывается с внешней стороны очень горячей водой под давлением. Поэтому элементы ядерного топлива должны обладать химической и радиационной стойкостью, хорошо проводить тепло и очень слабо расширяться при нагревании, а иначе в оболочке твэла может возникнуть трещина. Диоксид урана и цирконий удовлетворяют этим требованиям. Однако следует еще раз напомнить, что таблетки диоксида урана находятся внутри твэлов и с водой контактируют лишь через оболочку твэла, но не напрямую. Прямое взаимодействие с теплоносителем крайне нежелательно и происходит лишь при разрушении циркониевых оболочек – например, при появлении в них трещин. В этом случае радиоактивные продукты деления урана, содержащиеся в ядерном топливе, начинают растворяться в воде, что приводит к повышению ее радиоактивности и ухудшению радиационной обстановки на атомной электростанции. По этой причине фабрикация ядерного топлива – сложная и высокоточная работа, требующая аккуратности и постоянного контроля.

С радиационной точки зрения производство ядерного топлива не представляет особой опасности. Риск даже меньше, чем при добыче руды, поскольку в процессе очистки из урана удаляют все сопутствующие радиоактивные вещества.

Однако при работе с обогащенным ураном возможно накопление критической массы и, как следствие, возникновение самоподдерживающейся цепной реакции, о которой уже шла речь в главе 2. Это может произойти в результате ошибки, нарушения правил проведения работ или даже случайно. Всего в мире зарегистрировано шестьдесят таких аварий, из них в США – тридцать три, в СССР/России – девятнадцать. Вот два примера отечественных происшествий.

14 июля 1961 года, Сибирский химический комбинат (обогатительное производство). Образование критической массы в результате накопления гексафторида урана с высокой степенью обогащения (22,6 %) в масле, находящемся в расширительном баке вакуумного насоса. В результате всплеска радиации, сопровождавшего возникшую цепную реакцию, оператор получил значительную дозу излучения и перенес лучевую болезнь, – правда, в сравнительно легкой форме.

15 мая 1997 года. Новосибирский завод химических концентратов (производство ядерного топлива). Образование критической массы в результате накопления осадка высокообогащенного (90 %) урана на дне двух соседних емкостей для сбора растворов из-за их деформации. К счастью, дозы облучения были незначительными.

Каков вывод? Обращаться с обогащенным ураном нужно крайне осторожно, соблюдая все требования безопасности и, что называется, «включая голову», то есть заранее просчитывая возможные риски.

В заключение можно привести примерные параметры тепловыделяющих сборок, используемых на российских АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

Топливная таблетка представляет собой цилиндрик высотой от 9 до 12 миллиметров, диаметром 7,6 миллиметров. Она состоит из диоксида урана, степень обогащения которого находится в диапазоне от 3,3 до 5,0 %.

Таблетки помещены в твэл, изготовленный из циркония, содержащего 1% ниобия, длиной около четырех метров и диаметром 9,1 мм. Толщина стенки твэла всего 0,65 мм, поэтому при такой длине он требует крайне предупредительного обращения. Твэл заполнен таблетками не полностью: высота слоя таблеток около 3,5 метров, а их суммарная масса примерно 1,6 килограмма, причем 62 грамма занимает уран-235.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) собирается из 312 твэлов при помощи 12-15 дистанционирующих решеток. Высота ТВС достигает почти 4,6 метра, а ее масса – 760 кг. При этом масса диоксида урана – около полутонны, остальное приходится на цирконий и другие металлы. При взгляде сверху сборка представляет собой шестигранник с размером по граням 235 миллиметров. В каждой сборке есть 19 каналов для стержней управления реактором, содержащих карбид бора – элемента, хорошо поглощающего нейтроны.

В реактор помещается 163 ТВС, что соответствует 80 тоннам диоксида урана, которых хватает на 4 года работы реактора.

Варианты ТВС для реакторов различного типа

Возможны варианты

Итак, самым распространенным топливом для ядерных энергетических установок является таблетированный диоксид урана, в котором уран обогащен по делящемуся изотопу (урану-235). Однако существуют и другие виды ядерного горючего.

После диоксидного уранового, наиболее распространенным является смешанное оксидное топливо, известное под названием МОХ-топливо. Сейчас в основном производится МОХ-топливо, представляющее собой смесь оксидов урана и плутония-239. Это топливо позволяет использовать избыточное количество оружейного плутония-239, накопленного в период «ядерной гонки», для выработки электроэнергии.

В качестве ядерного топлива также может быть использован металлический уран. Его преимуществами являются высокая теплопроводность и максимальная концентрация делящихся ядер – в топливе просто нет других элементов. В то же время уран как металл обладает худшей радиационной, химической и жаростойкостью по сравнению с диоксидом, поэтому его крайне редко используют в чистом виде. Для улучшения параметров металлического топлива в уран добавляют немного молибдена, алюминия, кремния, циркония. Сегодня металлический уран и его сплавы используют только в исследовательских реакторах.

Вместо диоксида урана возможно применение нитрида урана, то есть его соединения с азотом. Нитридное топливо обладает более высокой теплопроводностью по сравнению с диоксидным, и сравнимой температурой плавления (2855 о С). Нитрид урана считается перспективным топливом для новейших реакторов. В нашей стране нитридному топливу уделяется самое пристальное внимание, так как его планируется использовать в следующем поколении реакторов на быстрых нейтронах.

Уран способен образовывать соединения с углеродом - карбиды. Возможность применения карбидов в качестве топлива для реакторов интенсивно изучалась в шестидесятые-семидесятые годы прошлого века. Однако в последний период к данному типу топлива вновь возник интерес, связанный с разработками пластинчатых твэлов и микротвэлов. Положительными чертами карбидов являются хорошая теплопроводность, высокая температура плавления, высокая твердость, химическая и термическая стабильность, а также совместимость с керамическими покрытиями, что особенно важно для микротвэлов. Топливо на основе карбида урана может оказаться оптимальным вариантом для определенных типов реакторов следующего поколения, в частности, для быстрых реакторов с газовым охлаждением.

Но все же до сих пор подавляющее число реакторов на Земле работает на ядерном топливе, изготовленном из диоксида урана. Сила традиций, так сказать.

Российский топливный цикл

Теперь, ознакомившись с особенностями работы добывающих и перерабатывающих производств, стоит бросить беглый взгляд на историю и современное состояние нашего, отечественного топливного цикла. Начать нужно, конечно же, с добычи урана.

Поначалу урановые руды интересовали отечественных ученых лишь в качестве источника радия. В 1900 году профессор И.А. Антипов сделал на заседании Петербургского минералогического общества сообщение об обнаружении минерала урана в образцах, привезенных из Ферганы, с горного массива Тюя-Муюн. Позднее данный минерал был назван тюямунитом. В 1904 году на этом месторождении начались разведочные работы, в 1908 году в Петербурге был построен пробный завод для переработки урановой руды, а в 1913 году было учреждено международное акционерное общество по добыче тюямуюнского радия.

Когда началась Первая мировая война, работы на руднике практически прекратились, и лишь в 1922 году на Тюя-Муюн была отправлена экспедиция в составе восьми специалистов. В том же 1922 году в тяжелых послереволюционных условиях, в окружении банд басмачей удалось заново наладить промышленную добычу руды. Она продолжалась до 1936 года, когда обильные подземные воды на глубине в две сотни метров прервали разработку месторождения. Впрочем, эта проблема не стала критической, поскольку добыча радия была налажена на «Водном промысле» на реке Ухте – радиоактивный металл извлекали из подземных соленых вод. Уран сам по себе в те годы мало кого интересовал, поскольку практически не использовался в промышленности.

Новый всплеск интереса к урановым месторождениям произошел в начале 1940-х годов, когда перед СССР встала необходимость ответа на исходящую от США ядерную угрозу, – то есть, когда возникла потребность в создании отечественного ядерного оружия.

Уран для первой советской атомной бомбы буквально по крупицам собирали по всей стране и за ее пределами. В 1943 году началась добыча урана на крохотном, по современным меркам, Табошарском руднике в Таджикистане, с производительностью всего 4 тонны урановых солей в год. Причем, по воспоминаниям П.Я. Антропова, первого министра геологии СССР, «урановую руду на переработку по горным тропам Памира возили в торбах на ишаках и верблюдах. Не было тогда ни дорог, ни должной техники».

В 1944-1945 годах, по мере освобождения Европы от фашистов, СССР получил доступ к урановой руде из Готенского месторождения в Болгарии, Яхимовских рудников Чехословакии, шахт немецкой Саксонии. Кроме того, в 1946 году был вновь запущен Тюя-Муюнский рудник, но особого вклада в общее дело он не дал.

В 1950-х годах силами Лермонтовского производственного объединения «Алмаз» была начата добыча урана на рудниках в горах Бештау и Бык (Ставропольский край). В это же время приступили к освоению месторождений Южного Казахстана и Средней Азии.

После 1991 года большинство разрабатываемых месторождений оказались за границами России, в независимых государствах. С этого момента основная добыча урана ведется шахтным способом на Приаргунском производственном горно-химическом объединении (Забайкальский край). Кроме того, постепенно набирают силу два предприятия, использующих технологию скважинного подземного выщелачивания – «Хиагда» (Республика Бурятия) и «Далур» (Курганская область). Проектируются производства в Якутии. Есть и перспективные для добычи регионы – Трансбайкальский, Западно-Сибирский, Северо-Европейский…

По разведанным запасам урана Россия занимает третье место в мире.

Российские уранодобывающие предприятия находятся под управлением Уранового холдинга «АРМЗ» (www.armz.ru), принадлежащего Росатому, но у Госкорпорации есть и зарубежные активы, контролируемые международной компанией «Юраниум Уан Инк» (www.uranium1.com). Благодаря деятельности этих двух организаций Росатом вышел на третье место в мире по производству соединений урана.

Ситуация на мировом рынке производства природного урана (2014)

Эстафету от добывающих предприятий принимает целый комплекс производств по аффинажу, конверсии и обогащению урана, а также по фабрикации ядерного топлива. Большинство из них родом из сроковых и пятидесятых годов прошлого века – времени активного накопления ядерного оружия. Сегодня они работают на сугубо мирную отрасль – атомную энергетику, и предоставляют свои услуги зарубежным компаниям.

Обогатительных производств в России – четыре, на некоторых из них также проводятся операции по окончательной очистке (аффинажу) и фторированию (конверсии) урановых соединений.

Первый газодиффузионный завод по обогащению урана Д-1 в Свердловске-44 заработал в ноябре 1949 года. Сначала его продукцию приходилось дополнительно обогащать на установке СУ-20 будущего завода «Электрохимприбор» в Свердловске-45 (Лесном), но спустя пару лет Д-1 стал справляться своими силами и начал разрастаться. А с 1967 года началась замена диффузионных каскадов на каскады центрифуг. Сегодня на месте демонтированного Д-1 находится крупнейшее в мире предприятие по обогащению урана – Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск Свердловской области).

В 1953 году в Томске-7 начал работу будущий Сибирский химический комбинат (г. Северск Томской области), который c 1973 года стал постепенно переходить на газоцентрифужную технологию. Первый обогащенный уран с Ангарского электролизного химического комбината (г. Ангарск Иркутской области) был получен в 1957 году, а замена диффузионных аппаратов на центрифуги стартовала в 1985 году. Наконец, 1962-ой стал годом запуска Электрохимического завода в Красноярске-45 (ныне – г. Зеленогорск Красноярского края). Спустя пару лет и там были установлены первые центрифуги.

Эта краткая справка, конечно, не отражает реалии той нелегкой эпохи. Хотя по секретным, «номерным» названиям закрытых городов и по туманным наименованиям комбинатов можно понять, что Советский Союз тщательно хранил свои тайны обогащения. Тем не менее, места расположения основных производств стали известны американской разведке. А вот активный переход на газоцентрифужную технологию она, что называется, проморгала. Возможно, это стало причиной некоторой самоуспокоенности наших конкурентов: не зная, что в СССР внедряется более производительная и эффективная технология, Штаты придерживались изначально выбранного способа – газовой диффузии. Очевидно, что сложившаяся ситуация была на руку Советскому Союзу и позволила быстро достичь ядерного паритета. В то же время пионерские разработки советских ученых и инженеров по созданию высокопроизводительных газовых центрифуг не пропали втуне, выведя Россию на ведущие позиции на мировом рынке обогащения урана и производства центрифуг.

Обогащенный урановый продукт с четырех комбинатов поступает на Машиностроительный завод (г. Электросталь Московской области) и Новосибирский завод химконцентратов (г. Новосибирск одноименной области), где выполняется полный цикл производства ядерного топлива. Цирконий для твэлов и другие конструкционные материалы тепловыделяющих сборок поставляет Чепецкий механический завод (г. Глазов Удмуртской республики) – единственное в России и третье в мире предприятие по изготовлению изделий из циркония.

Изготовленные тепловыделяющие сборки поступают на российские и зарубежные атомные станции, а также используются в реакторах иного назначения.

Предприятия по аффинажу, конверсии и обогащению урана, фабрикации ядерного топлива, производству газовых центрифуг, а также конструкторские и научно-исследовательские организации объединены в составе Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» (www.tvel.ru).

В результате многолетней успешной работы этой компании и входящих в нее предприятий Росатом уверенно возглавляет список крупнейших поставщиков услуг в сфере обогащения урана (36 % мирового рынка).

В Ангарске действует банк ядерного топлива – гарантийный запас, который сможет приобрести страна, лишенная по каким-либо причинам возможности покупки урана на свободном рынке. Из этого запаса она сможет изготовить свежее ядерное топливо и обеспечить бесперебойную работу своей ядерной энергетики.

Доля Росатома на мировом рынке ядерного топлива – 17 %, благодаря чему в каждый шестой энергетический реактор на Земле загружается топливо марки «ТВЭЛ». Поставки идут в Венгрию, Словакию, Чехию, Болгарию, Украину, Армению, Финляндию, Индию и Китай.

Сверху - мировой рынок обогащения урана (2015), снизу - мировой рынок фабрикации топлива (2015)

Открытый или закрытый?

Можно обратить внимание, что в этой главе не были рассмотрены вопросы производства ядерного топлива для исследовательских реакторов, а также реакторов, установленных на атомных подводных лодках и ледоколах. Все обсуждение было посвящено ядерному топливу, применяемому на атомных электростанциях. Однако это было сделано не случайно. Дело в том, что принципиальные отличия между последовательностью производства топлива для АЭС и, например, атомных подводных лодок просто отсутствуют. Конечно, могут быть отклонения в технологии, связанные со спецификой судовых и исследовательских реакторов. Например, первые должны быть небольшими по размеру и, одновременно, довольно мощными – это вполне естественное требование для ледокола и, тем более, маневренной атомной подводной лодки. Необходимых показателей можно достичь, увеличив обогащение урана, то есть, повысив концентрацию делящихся ядер, – тогда топлива понадобится меньше. Именно так и поступают: степень обогащения урана, используемого в качестве топлива судовых реакторов, находится в районе 40 % (в зависимости от проекта может колебаться от 20 до 90 %). В исследовательских реакторах обычным требованием является достижение максимальной мощности нейтронного потока, а число нейтронов в реакторе также напрямую связано с числом делящихся ядер. Поэтому в установках, предназначенных для научных изысканий, иногда применяют высокообогащенный уран с гораздо большим содержанием урана-235, нежели в топливе энергетических реакторов АЭС. Но вот технология обогащения от этого не меняется.

Конструкция реактора может определять химический состав топлива и материал, из которого изготавливается твэл. В настоящее время основная химическая форма топлива – это диоксид урана. Что касается твэлов, то они преимущественно циркониевые, но, например, для реактора на быстрых нейтронах БН-600 производят твэлы из нержавеющей стали. Это связано с использованием в реакторах БН жидкого натрия в качестве теплоносителя, в котором цирконий разрушается (корродирует) быстрее, чем нержавеющая сталь. Тем не менее, суть процесса фабрикации ядерного топлива остается прежней – из обогащенного уранового продукта синтезируют порошок диоксида урана, который прессуют в таблетки и спекают, таблетки помещают в твэлы, твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС).

Более того, если рассматривать ядерные топливные циклы различных стран, то окажется, например, что в России соединения урана при конверсии фторируют молекулярным фтором напрямую, а за рубежом сначала обрабатывают плавиковой кислотой и только потом фтором. Разница может обнаружиться в химическом составе растворов для «вскрытия» руды, сорбентов и экстрагентов; могут различаться параметры проведения процессов… Но схема ядерного топливного цикла от этого не меняется. Принципиальное различие пролегает лишь между его открытой (разомкнутой) и закрытой (замкнутой) версиями: в первом случае топливо после «работы» на атомной станции просто изолируют от окружающей среды в глубоком могильнике, а в последнем – перерабатывают с извлечением ценных компонентов (см. главу 7). Россия – одна из немногих стран, реализующих замкнутый цикл.

Пример замкнутого топливного цикла с указанием роли Топливной компании Росатома «ТВЭЛ»

Отработавшее ядерное топливо - это уран, поработавший в ядерном реакторе и содержащий радиоактивные продукты деления. Поэтому его называют также облученным или выгоревшим ядерным топливом.

Чем ОЯТ отличается от радиоактивных отходов (РАО)? Прежде всего тем, что ОЯТ - это ценный продукт, содержащий 2 полезных компонента - невыгоревший уран и трансурановые элементы. Кроме того, среди продуктов деления содержатся радионуклиды (радиоактивные изотопы), которые можно с успехом применять в промышленности, медицине, а также в научных исследованиях.

После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) сохраняет радиоактивность и выделяет тепло. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего излучения. Следующим шагом может быть:

• окончательное захоронение – завершение открытого топливного цикла как это делается в США, Канаде и Швеции.
• переработка отработанного ядерного топлива для дальнейшего использования - закрытый топливный цикл. Путь закрытого топливного цикла выбрали Россия, Великобритания, Франция и Япония.

Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется непосредственно в реакторном отделении. Затем оно перемещается в другое место на специальные склады "сухого хранения". В закрытом топливном цикле для современных легководных реакторов топливо проходит точно такой же путь. Начиная с урановых рудников и заводов, уран проходит все стадии преобразования и обогащения для изготовления реакторного топлива. После удаления топлива из реактора топливные стержни проходят обработку на перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После специальной химической обработки из отработанного топлива выделяют два ценных продукта: плутоний и неиспользованный уран. Примерно 3% топлива при этом остается в качестве высокоактивных отходов. После битумирования, бетонирования или остекловывания эти высокорадиоактивные материалы подлежат длительному захоронению.

В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения. Плутоний можно смешать с обедненным ураном и получить смешанное оксидное топливо или MOX-топливо, которое поставляется в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки в реакторы. Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Закрытый топливный цикл является более эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических единицах экономия составляет около 30%). И хотя промышленность сразу одобрила этот подход, такие схемы переработки отработанного ядерного топлива пока не получили широкого распространения.

Одна из причин столь неполного использования возможностей урана заключается в том, что большая часть существующих промышленных реакторов относится к так называемым «легководным» реакторам ЛВР. Они во многом хороши, но при этом не рассчитаны на выжимание из топлива всей энергии до последнего ватта. Однако существуют и другие типы реакторов – так называемые «быстрые» (реакторы на быстрых нейтронах), способные «перерабатывать» отработавшее топливо с извлечением куда большего количества энергии.

Центральным этапом ЯТЦ является использование ядерного топлива в реакторе АЭС для производства тепловой энергии. Как энергетический аппарат ядерный реактор является генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер урана и образуемого в реакторе вторичного топливного элемента плутония (рис. 6.22). Эффективность преобразования тепловой энергии в электрическую определяется совершенством теплогидравлической и электрической схем АЭС.

Особенности сгорания ядерного топлива в активной зоне реактора, связанные с протеканием различных ядерных реакций с элементами топлива, определяют специфику ядерной энергетики, условия эксплуатации АЭС, экономические показатели, влияние на окружающую среду, социальные и экономические последствия.

Эффективность использования ядерного топлива на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах характеризуется величиной среднегодовой энерговыработки на 1 т (или 1 кг) загруженного и отработавшего в реакторе топлива – средней глубиной его выгорания (ее размерность – МВт·сут/т). В процессе выгорания уранового топлива в результате протекания ядерных реакций происходит значительное изменение его нуклидного состава.На рисунке 6.23 приведен типичный график этого процесса применительно к проектным условиям активной зоны реактора ВВЭР-1000 при начальном обогащении x =4,4% (44 кг/т) и средней проектной глубине выгорания топлива В=40·10 3 МВт·сут/т (или α =42 кг/т), а на рисунке 6.24 - расчетный график изменения нуклидного состава топлива при x =2% и В=20·10 3 МВт·сут/т в активной зоне реактора РБМК-1000. Видно, что по мере выгорания 235 U в результате радиационного захвата нейтронов ядрами 238 U возникают и накапливаются делящиеся изотопы плутония 239 Pu, 241 Рu и неделящиеся изотопы 240 Рu, 242 Рu, а также 236 U. В топливе происходят, кроме того, процессы образования и распада других трансурановых и трансплутониевых элементов (рис. 6.25), количество которых относительно мало и в экономических расчетах не учитывается.

На рисунке 6.26 приведена зависимость изменения нуклидного состава в урановом топливе реактора PWR, имеющем начальное обогащение 3,44%, от флюенса нейтронов. Расчетная оценка вклада делящихся изотопов плутония (239 Pu и 241 Pu) в суммарную энерговыработку ядерного реактора ВВЭР-1000 составляет более 33%. Этот процесс имеет место и в других реакторах на тепловых нейтронах. Вклад плутония в деление и энерговыработку тем больше, чем выше коэффициент воспроизводства (КВ) плутония и чем больше средняя глубина выгорания топлива.

Существенное значение для технических и экономических расчетов и оценок в ядерной энергетике имеет величина накопления в отработавшем топливе изотопов плутония. Они после извлечения из отработавшего топлива при химической переработке также являются товарной продукцией АЭС.

Отношение массы z* всех или только делящихся тепловыми нейтронами z изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония к массе α разделившихся ядер, содержащихся в 1 т отработавшего топлива, принято называть коэффициентом накопления плутония (КН):

КН=z/ α ; KH*=z*/ α ,

где z* – масса всех изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония (включая убыль 235U за счет превращения в 236U без деления). Для ориентировочного расчета КН можно использовать грaфики изменения нуклидного состава топлива (см. рис. 6.23 и 6.24), построенные на основе ядерно-физических расчетов. Увеличение средней глубины выгорания В сопровождается (табл. 6.13) уменьшением количества плутония в отработавшем топливе, но увеличением его доли в общей энерговыработке реактора. Эта доля тем выше, чем больше значение интегрального КВ (отношения количества образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся).

Таблица 6.13 Выгорание топлива и накопление плутония в реакторах на тепловых нейтронах

	глубина выгорания топлива, кг/т			накопительных изотопов плутония, кг/т		Коэффициент накопления плутония КН в отработавшем топливе
					делящихся
Тяжеловодный (типа CANDU)
Высокотемпературный газографитовый

При анализе материального баланса 235 U в ядерном топливе необходимо учитывать его необратимые потери в активной зоне реакторов, вызванные захватом нейтронов изотопом 235 U без деления 235 U+n → 236 U + γ .

Существенная часть 235 U не делится, а превращается в искусственный неделящийся радиоактивный изотоп 236 U. Вероятность образования 236 U из 235 U равна отношению сечения радиационного захвата нейтрона изотопом 235 U (σ n γ =98,36 для Е н =0,0253 эВ) к сумме сечений радиационного захвата и деления (σ ~ 580 барн). Таким образом, в балансе загруженного в активную зону реактора 235 U нужно учитывать не только расход ядер 235 U в процессе его деления, но и убыль (~ 15%) ядер 235 U, необратимо потерянных на образование 236 U.

На рисунке 6.27 приведен уровень накопления 236 U в водо-водяном реакторе современной АЭС при различном начальном обогащении топлива в зависимости от глубины его выгорания.

В свою очередь образование 236 U приводит к его расходу в процессе образования новых элементов 237 Np и 238 Pu (см. рис.6.22). Зависимости на рисунке 6.27 учитывают этот процесс. При глубине выгорания 30·10 3 МВт·сут/т в реакторах на тепловых нейтронах образуется 0,35–0,40% 236 U при обогащении топлива ~ 3,4% 235 U.

При содержании в активной зоне ВВР 0,12% 236 U потеря достижимой глубины выгорания составит 10 3 МВт·сут/т, при 0,4% 236 U – 2,5·10 3 МВт·сут/т, при 1% 236 U – 5·10 3 МВт·сут/т. В существующих легководных реакторах для компенсации отрицательного влияния 236 U и получения заданных энергетических характеристик необходимо повысить начальное обогащение топлива 235 U, что увеличивает стоимость ЯТЦ.

Использование ядерного топлива в реакторах АЭС включает следующие основные операции:

• выгрузку, приемку и хранение на складе ТВС свежего топлива, поступившего от заводапоставщика;
• комплектование ТВС для загрузки в реактор вместе со стержнями СУЗ;
• загрузку ТВС в активную зону реактора (начальную или в порядке периодической и частичной перегрузки); эффективное использование топлива в активной зоне реактора (получение заданной выработки в реакторе тепловой энергии).

Отработавшее в реакторе ядерное топливо перегружается в бассейн выдержки, размещенный в реакторном зале, и находится в нем в течение нескольких лет. Такая длительная выдержка позволяет существенно снизить начальную радиоактивность и остаточное тепловыделение ТВС, отбраковать негерметичные сборки и твэлы, чтобы облегчить задачу транспортирования отработавшего топлива с территории АЭС (табл. 6.14).

Из бассейнов выдержки отработавшее топливо перегружается в транспортные контейнеры, установленные на специальных железнодорожных платформах или на других транспортных средствах. Этой операцией завершается на АЭС самая продолжительная - центральная - стадия ЯТЦ. Некоторые АЭС располагают долговременным буферным хранилищем отработавшего топлива или могут содержать отработавшие ТВС в специальных контейнерах, приспособленных для сухого долговременного хранения.

Типы топливного цикла. Существует ряд видов топливного цикла в зависимости от типа загружаемого реактора и от того, что происходит с отработанным топливом, выгруженным из реактора. На рисунке 6.28 показана схема открытого (разомкнутого) топливного цикла.

Отработанное топливо хранится неопределенно длительное время в водном бассейне выдержки на территории АЭС. В связи с этим необходимо обеспечить безопасность при работе с ним, упаковке и пересылке отработанного топлива в постоянное место хранения при использовании государственных хранилищ. В этом цикле не проводится процесс восстановления или обогащения делящихся материалов, находящихся в выгоревшем топливе. На рисунке 6.29 показан цикл, в котором отработанное топливо обрабатывается таким образом, чтобы восстановить только уран. Плутоний и трансурановые элементы в данном цикле рассматриваются как высокоактивные отходы (ВАО).

Уран доставляется обратно на обогатительный завод для того, чтобы увеличить процент обогащения от 0,8 до 3%, что достаточно для повторного его использования в качестве топлива для ВВР. «Отходы» требуют должного обращения, упаковки и транспортировки в место постоянного хранения. Более полный топливный цикл показан на рисунке 6.30. Здесь, кроме урана, извлекается также плутоний. Поскольку плутоний является делящимся материалом, его можно использовать в качестве топлива. Оксид плутония, смешанный с оксидом урана, можно использовать повторно в цикле ВВР. Эта топливная смесь, использованная в опытных сборках в целом ряде коммерческих реакторов, продемонстрировала успешное ее применение в качестве топлива для ВВР.

Таблица 6.14 Изменение удельной активности и тепловыделения в 1 т выгруженного из ВВЭР отработавшего топлива при средней глубине выгорания 33·10 3 МВт·сут/т

Выдержка, год	Мощность тепловыделения,	Активность, 104

Однако повторный цикл с плутонием не приобрел коммерческого применения из-за ряда помех и ограничений. Большой интерес к рециклу плутония проявили в Японии и Германии. В Японии главным мотивом было обеспечение независимости получения топлива для атомных электростанций. В Германии этим хотели воспользоваться для значительного упрощения удаления высокоактивных отходов.

Также возможно объединение ВВР и быстрых реакторов, основанное на третьем варианте топливного цикла. Плутоний, получаемый из отработанного топлива, может быть использован в качестве первой топливной загрузки быстрого реактора.

Это самое эффективное использование плутония, так как его лучшие качества проявляются в быстрой части спектра нейтронов. Данное направление используется во Франции.

Плутоний, получаемый на перерабатывающих заводах Франции, накапливается для последующего его использования в программе развития быстрых реакторов. Реактор на быстрых нейтронах требует своего собственного топливного цикла, со своей спецификой и особенностями. Эта специфика обусловливается глубоким выгоранием топлива в бридере (в 3 раза и более большим, чем в ВВР). Другой цикл основан на использовании тория, который, хотя и не является делящимся материалом, но превращается в реакторе в 23 U. Торий применялся в демонстрационных атомных станциях с реактором ВВР («Indian Point 1» и «Shippingport»), но ториевый цикл не получил промышленного развития. Ториевый цикл используется в высокотемпературных газовых реакторах (в которых топливо заключено в матрицу из графита).

В настоящее время в связи с интенсификацией работ по совершенствованию реакторов и АЭС в целом изменяются позиции многих стран в отношении выбора типа ЯТЦ. Все больше разработчиков склоняются к выбору замкнутого (закрытого) топливного цикла. С другой стороны, в одном из докладов на конференции МАГАТЭ, проведенной в сентябре 2004 года, где анализировалась ситуация с выбором типа ЯТЦ с учетом растущего спроса на энергию, утверждается, что открытый, или однократный, топливный цикл обладает значительными преимуществами по сравнению с закрытым циклом в отношении расходов на производство, проблемы нераспространения и безопасности эксплуатации топливного цикла. Согласно докладу, в мире достаточно природной урановой руды для того, чтобы обеспечить ввод в строй 1000 новых реакторов в течение ближайших пятидесяти лет. Метод «однократного» использования ядерного топлива останется относительно дешевым и безопасным до тех пор, пока месторождения урановой руды не будут исчерпаны и атомные державы не начнут перерабатывать накопившееся ОЯТ для получения плутония – не встречающегося в природе, искусственного побочного продукта сжигания урана. При этом не анализируется ситуация со стоимостью операций по захоронению ОЯТ и РАО. Однако по мере истощения запасов урановой руды затратность эксплуатации открытого топливного цикла – противоположности закрытого цикла может возрасти. Тем не менее, во избежание неисчислимых рисков, связанных с использованием закрытого цикла, специалисты рекомендуют правительствам и руководителям атомной промышленности ядерных держав продолжать эксплуатацию открытого цикла в предпочтении закрытому циклу из-за высокой стоимости процесса переработки ОЯТ и разработок в области новых термоядерных, или быстронейтронных, реакторов. Авторы доклада настоятельно советуют направить исследования и разработки в области топливного цикла в сторону развития технологий, которые не будут в ходе нормальной операции, то есть операции по мирному применению ядерной энергии, приводить к производству пригодных в вооружениях материалов, включающих уран, расщепляющиеся материалы (такие как плутоний) и малые актиниды. Практика закрытого топливного цикла, осуществляемая в настоящее время в Западной Европе и Японии, не удовлетворяет этому критерию, указывается в докладе. Поэтому, говорят его авторы, анализ топливного цикла, исследования, разработки и испытания должны включать в себя четкую оценку возможного риска распространения ядерных материалов и мероприятия, необходимые для минимизации этого риска. Если все же наиболее вероятным прогнозом будущего ядерной энергетики окажется глобальный рост атомной промышленности, основанной на открытом топливном цикле, тогда, говорят авторы доклада, уже в течение ближайших десяти лет необходимо ввести в действие международные соглашения по хранению отработанного топлива, которые должны в значительной степени сократить потенциальный риск ядерного распространения.

В будущей большой ядерной энергетике на быстрых нейтронах в зоне ядерных реакций должно осуществляться не только деление актиноидов, но и наработка из сырьевого ядерного горючего урана-238 изотопов плутония – прекрасного ядерного горючего. При коэффициенте воспроизводства выше 1 в выгружаемом ядерном горючем можно получить больше плутония, чем его сгорело. Выгружаемое ядерное топливо из быстрых ядерных реакторов должно поступить на радиохимический завод, где его избавят от продуктов деления, поглощающих нейтроны. Затем топливо, состоящее из урана238 и актиноидов (Pu, Np, Cm, Am), достаточных для осуществления цепной ядерной реакции, вместе с добавкой из обедненного урана снова загружается в активную зону ядерно-энергетической установки. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах при радиохимической переработке можно сжечь практически весь уран-238.

По мнению авторов доклада, в большой ядерной энергетике будут преобладать ядерные реакторы на быстрых нейтронах. Топливо, выгружаемое из этих реакторов, содержит большое количество изотопов актиноидов (Pu, Np, Cm, Am), для него характерна большая глубина выгорания, а значит, на единицу массы ядерного топлива будет больше продуктов деления.

Еще предстоит создать радиохимические технологии, обеспечивающие:

• ядерную безопасность с учетом значительно большего количества малых актиноидов со своими критическими массами;
• глубокую очистку продуктов деления от актиноидов, чтобы не создавать трудности при их хранении, захоронении и трансмутации;
• максимальное снижение массы технологических отходов;
• более совершенную очистку газов, возникающих при радиохимической переработке, от йода, трития, криптона, радиоактивных аэрозолей;
• радиационную безопасность эксплуатационного персонала;
• получение химических элементов, нужных народному хозяйству, например чистого α -источника;
• возможность многократного использования материалов, находящихся в зоне ядерных реакций и состоящих из ценных металлов (Ni, Cr, Nb, Мо. Ti, W, V), которые приобрели наведенную активность;
• экономически целесообразную радиохимическую переработку, конкурентоспособную по сравнению с добычей природного урана для будущей энергетики.

В настоящее время отработавшее ядерное топливо с четырех российских АЭС (Ново-Воронежской, Балаковской, Калининской, Ростовской), трёх украинских (Южно-Украинской, Хмельницкой, Ровенской) и АЭС «Козлодуй» (Болгария) поступает на хранение в «мокрое» хранилище завода РТ-2 по регенерации ОЯТ на территории ФГУП ГХК г. Железногорска (Россия). По проекту хранилище рассчитано на 6000 тонн, предполагается уплотнить его с возможностью размещения 8600 тонн ОЯТ. Облученные тепловыделяющие сборки (ОТВС) хранятся под слоем воды не менее 2,5 метров над сборкой, что обеспечивает надежную защиту персонала от всех видов радиоактивного облучения. После выдержки отработавшего ядерного топлива в мокром хранилище его будут размещать уже в сухом хранилище ОЯТ (ХОТ-2) общей емкостью 38000 тонн (из них 27000 тонн для хранения ОТВС реакторов РБМК-1000, 11000 тонн – для ОТВС реакторов ВВЭР-1000), строительство которого сейчас идет на комбинате полным ходом и первая очередь будет введена в эксплуатацию в декабре 2009 года. Комплекс хранилища ХОТ-2 обеспечит безопасное долговременное хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и передачу его в дальнейшем на радиохимическую переработку или подземную изоляцию. ХОТ-2 будет оснащен современными системами контроля за радиационной и ядерной безопасностью.

Атомная электростанция или сокращенно АЭС это комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.

Во второй половине 40-х годов, перед тем, как были закончены работы по созданию первой атомной бомбы которая была испытана 29 августа 1949 года, советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии. Основным направлением проектов была электроэнергетика.

В мае 1950 года в районе поселка Обнинское Калужской области, начато строительство первой в мире АЭС.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США.

Для проверки работоспособности генератор был подключен к четырем лампам накаливания, ни то не ожидал, что лампы зажгутся.

С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первые Атомные электростанции

Строительство первой в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт было закончено в 1954 году и 27 июня 1954 года она была запущена, так начала работать .

В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт.

Строительство Белоярской промышленной АЭС началось так же в 1958 году. 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям.

В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969.

В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.

В других странах первая АЭС промышленного назначения была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания) ее мощность составляла 46 МВт.

В 1957 году вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Мировыми лидерами в производстве ядерной электроэнергии являются:

1. США (788,6 млрд кВт ч/год),
2. Франция(426,8 млрд кВт ч/год),
3. Япония (273,8 млрд кВт ч/год),
4. Германия (158,4 млрд кВт ч/год),
5. Россия (154,7 млрдкВт ч/год).

Классификация АЭС

Атомные электростанции можно классифицировать по нескольким направлениям:

По типу реакторов

• Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятностипоглощения нейтрона ядрами атомов топлива
• Реакторы на лёгкой воде
• Реакторы на тяжёлой воде
• Реакторы на быстрых нейтронах
• Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов
• Термоядерные реакторы

По виду отпускаемой энергии

1. Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии
2. Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

На атомных станциях, расположенных на территории России имеются теплофикационные установки, они необходимы для подогрева сетевой воды.

Виды топлива используемого на Атомных электростанциях

На атомных электростанциях возможно использование несколько веществ, благодаря которым можно выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, для этого есть ряд причин.

Во-первых , его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, сокращенно ТВЭлы.

ТВЭлы - это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри

ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки являются хранилищами ядерного топлива.

Во-вторых , использование ториевого топлива предполагает его сложную и дорогую переработку уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо так же не применяют в атомной электроэнергетике, в виду того, что это вещество имеет очень сложный химический состав, система полноценного и безопасного применения еще не разработана.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. На сегодняшний день уран добывается несколькими способами:

• открытым способом в карьерах
• закрытым в шахтах
• подземным выщелачиванием, при помощи бурения шахт.

Подземное выщелачивание, при помощи бурения шахт происходит путем размещения раствора серной кислоты в подземных скважинах, раствор насыщается ураном и выкачивается обратно.

Самые крупные запасы урана в мире находятся в Австралии, Казахстане, России и Канаде.

Самые богатые месторождения в Канаде, Заире, Франции и Чехии. В этих странах из тонны руды получают до 22 килограмм уранового сырья.

В России из одной тонны руды получают чуть больше полутора килограмм урана. Места добычи урана нерадиоактивны.

В чистом виде это вещество мало опасно для человека, гораздо большую опасность представляет радиоактивный бесцветный газ радон, который образуется при естественном распаде урана.

Подготовка урана

В виде руды уран в АЭС не используют, руда не вступает в реакцию. Для использования урана на АЭС сырье перерабатывается в порошок – закись окись урана, а уже после оно становится урановым топливом.

Урановый порошок превращается в металлические «таблетки», - он прессуется в небольшие аккуратные колбочки, которые обжигаются в течение суток при температурах больше 1500 градусов по Цельсию.

Именно эти урановые таблетки и поступают в ядерные реакторы, где начинают взаимодействовать друг с другом и, в конечном счете, дают людям электроэнергию.

В одном ядерном реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.

Перед размещением урановых таблеток в реакторе они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов - ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки.

Именно ТВС называются топливом АЭС.

Как происходит переработка топлива АЭС

Спустя год использования урана в ядерных реакторах необходимо производить его замену.

Топливные элементы остужают в течение нескольких лет и отправляют на рубку и растворение.

В результате химической экстракции выделяются уран и плутоний, которые идут на повторное использование, из них делают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония направляются на изготовление источников ионизирующих излучений, их используют в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в печь для разогрева, из этой массы варится стекло, такое стекло находится в специальных хранилищах.

Из остатков изготавливают стекло не для массового применения, стекло используется для хранения радиоактивных веществ.

Из стекла сложно выделить остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде. Недавно появился новый способ утилизации радиоактивных отходов.

Быстрые ядерные реакторы или реакторы на быстрых нейтронах, которые работают на переработанных остатках ядерного топлива.

По подсчетам ученых, остатки ядерного топлива, которые сегодня хранятся в хранилищах, способны на 200 лет обеспечить топливом реакторы на быстрых нейтронах.

Помимо этого, новые быстрые реакторы могут работать на урановом топливе, которое делается из 238 урана, это вещество не используется в привычных атомных станциях, т.к. сегодняшним АЭС проще перерабатывать 235 и 233 уран, которого в природе осталось немного.

Таким образом, новые реакторы – это возможность использовать огромные залежи 238го урана, которые до этого не применялись.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР).

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура.

На выходе из турбин, пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ.

Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор).

Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Устройство ядерного реактора

В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.

Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.

Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.

Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.

При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.

Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.

Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Принцип действия ядерного реактора

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо.

Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель.

ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня.

Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами.

В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию, в виде гамма излучения и тепла.

Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается.

Это и есть цепная реакция - принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом, в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур).

Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию.

Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

• Внутренняя энергия уранового ядра
• Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов
• Внутренняя энергия воды и пара
• Кинетическая энергия воды и пара
• Кинетическая энергия роторов турбины и генератора
• Электрическая энергия

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов.

Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора.

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Недостатки и преимущества АЭС

Любой инженерный проект имеет свои положительные и отрицательные стороны.

Положительные стороны атомных станций:

• Отсутствие вредных выбросов;
• Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (золаугольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
• Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
• Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;
• Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.

Отрицательные стороны атомных станций:

• Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
• Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
• Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
• Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.

Научные разработки в сфере атомной энергетики

Конечно, имеются недостатки и опасения, но при этом атомная энергия представляется самой перспективной.

Альтернативные способы получения энергии, за счёт энергии приливов, ветра, Солнца, геотермальных источников и др. в настоящее время имеют не высокий уровнем получаемой энергии, и её низкой концентрацией.

Необходимые виды получения энергии, имеют индивидуальные риски для экологии и туризма, например производство фотоэлектрических элементов, которое загрязняет окружающую среду, опасность ветряных станций для птиц, изменение динамики волн.

Ученые разрабатывают международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые позволят повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

Россия начала строительство первой в мире плавающей АЭС, она позволяет решить проблему нехватки энергии в отдалённых прибрежных районах страны.

США и Япония ведут разработки мини-АЭС, с мощностью порядка 10-20 МВт для целей тепло и электроснабжения отдельных производств, жилых комплексов, а в перспективе - и индивидуальных домов.

Уменьшение мощности установки предполагает рост масштабов производства. Малогабаритные реакторы создаются с использованием безопасных технологий, многократно уменьшающих возможность утечки ядерного вещества.

Производство водорода

Правительством США принята Атомная водородная инициатива. Совместно с Южной Кореей ведутся работы по созданию атомных реакторов нового поколения, способных производить в больших количествах водород.

INEEL (Idaho National Engineering Environmental Laboratory) прогнозирует, что один энергоблок атомной электростанции следующего поколения, будет производить ежедневно водород, эквивалентный 750000 литров бензина.

Финансируются исследования возможностей производства водорода на существующих атомных электростанциях.

Термоядерная энергетика

Ещё более интересной, хотя и относительно отдалённой перспективой выглядит использование энергии ядерного синтеза.

Термоядерные реакторы, по расчётам, будут потреблять меньше топлива на единицу энергии, и как само это топливо (дейтерий, литий, гелий-3), так и продукты их синтеза нерадиоактивны и, следовательно, экологически безопасны.

В настоящее время при участии России, на юге Франции ведётся строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER.

Что такое КПД

Коэффициент полезного действия (КПД) - характеристика эффективности системы или устройства в отношении преобразования или передачи энергии.

Определяется отношением полезно использованной энергии к суммарному количеству энергии, полученному системой. КПД является безразмерной величиной и часто измеряется в процентах.

КПД атомной электростанции

Наиболее высокий КПД (92-95%) – достоинство гидроэлектростанций. На них генерируется 14% мировой электро мощности.

Однако, этот тип станций наиболее требователен к месту возведения и, как показала практика, весьма чувствителен к соблюдению правил эксплуатации.

Пример событий на Саяно-Шушенской ГЭС показал, к каким трагическим последствиям может привести пренебрежение правилами эксплуатации в стремлении снизить эксплуатационные издержки.

Высоким КПД (80%) обладают АЭС. Их доля в мировом производстве электроэнергии составляет 22%.

Но АЭС требуют повышенного внимания к проблеме безопасности, как на стадии проектирования, так и при строительстве, и во время эксплуатации.

Малейшие отступления от строгих регламентов обеспечения безопасности для АЭС, чревато фатальными последствиями для всего человечества.

Кроме непосредственной опасности в случае аварии, использование АЭС сопровождается проблемами безопасности, связанными с утилизацией или захоронением отработанного ядерного топлива.

КПД тепловых электростанций не превышает 34%, на них вырабатывается до шестидесяти процентов мировой электроэнергии.

Кроме электроэнергии на тепловых электростанциях производится тепловая энергия, которая в виде горячего пара или горячей воды может передаваться потребителям на расстояние в 20-25 километров. Такие станции называют ТЭЦ (Тепло Электро Централь).

ТЕС и ТЕЦ не дорогие в строительстве, но если не будут приняты специальные меры, они неблагоприятно воздействуют на окружающую среду.

Неблагоприятное воздействие на окружающую среду зависит от того, какое топливо применяется в тепловых агрегатах.

Наиболее вредны продукты сгорания угля и тяжёлых нефтепродуктов, природный газ менее агрессивен.

ТЭС являются основными источниками электроэнергии на территории России, США и большинства стран Европы.

Однако, есть исключения, например, в Норвегии электроэнергия вырабатывается в основном на ГЭС, а во Франции 70% электроэнергии генерируется на атомных станциях.

Первая электростанция в мире

Самая первая центральная электростанция, the Pearl Street, была сдана в эксплуатацию 4 сентября 1882 года в Нью-Йорке.

Станция была построена при поддержке Edison Illuminating Company, которую возглавлял Томас Эдисон.

На ней были установлены несколько генераторов Эдисона общей мощностью свыше 500 кВт.

Станция снабжала электроэнергией целый район Нью-Йорка площадью около 2,5 квадратных километров.

Станция сгорела дотла в 1890году, сохранилась только одна динамо-машина, которая сейчас находится в музее the Greenfield Village, Мичиган.

30 сентября 1882 года заработала первая гидроэлектростанция the Vulcan Street в штате Висконсин. Автором проекта был Г.Д. Роджерс, глава компании the Appleton Paper & Pulp.

На станции был установлен генератор с мощностью приблизительно 12.5 кВт. Электричества хватало на дом Роджерса и на две его бумажные фабрики.

Электростанция Gloucester Road. Брайтон был одним из первых городов в Великобритании с непрерывным электроснабжением.

В 1882 году Роберт Хаммонд основал компанию Hammond Electric Light , а 27 февраля 1882 года он открыл электростанцию Gloucester Road.

Станция состояла из динамо щетки, которая использовалась, чтобы привести в действие шестнадцать дуговых ламп.

В 1885 году электростанция Gloucester была куплена компанией Brighton Electric Light. Позже на этой территории была построена новая станция, состоящая из трех динамо щеток с 40 лампами.

Электростанция Зимнего дворца

В 1886 году в одном из внутренних дворов Нового Эрмитажа была построена электростанция.

Электростанция была крупнейшей во всей Европе, не только на момент постройки, но и на протяжении последующих 15 лет.

Ранее для освещения Зимнего дворца использовались свечи, с 1861 года начали использовать газовые светильники. Так как электролампы имели большее преимущество, были начаты разработки по внедрению электроосвещения.

Прежде чем здание было полностью переведено на электричество, освещении при помощи ламп использовали для освещения дворцовых зал во время рождественских и новогодних праздников 1885 года.

9 ноября 1885 года, проект строительства «фабрики электричества» был одобрен императором Александром III. Проект включал электрификацию Зимнего дворца, зданий Эрмитажа, дворовой и прилегающей территории в течение трех лет до 1888 года.

Была необходимость исключить возможность вибрации здания от работы паровых машин, размещение электростанции предусмотрели в отдельном павильоне из стекла и металла. Его разместили во втором дворе Эрмитажа, с тех пор называемом «Электрическим».

Как выглядела станция

Здание станции занимало площадь 630 м², состояло из машинного отделения с 6 котлами, 4 паровыми машинами и 2 локомобилями и помещения с 36 электрическими динамо-машинами. Общая мощность достигала 445 л.с.

Первыми осветили часть парадных помещений:

• Аванзал
• Петровский зал
• Большой фельдмаршальский зал
• Гербовый зал
• Георгиевский зал

Было предложено три режима освещения:

• полное (праздничное) включать пять раз в году (4888 ламп накаливания и 10 свечей Яблочкова);
• рабочее – 230 ламп накаливания;
• дежурное (ночное) – 304 лампы накаливания.
  Станция потребляла около 30 тыс. пудов (520 т) угля в год.

Крупные ТЭС, АЭС и ГЭС России

Крупнейшие электростанции России по федеральным округам:

Центральный:

• Костромская ГРЭС, которая работает на мазуте;
• Рязанская станция, основным топливом для которой является уголь;
• Конаковская, которая может работать на газе и мазуте;

Уральский:

• Сургутская 1 и Сургутская 2. Станции, которые являются одними из самых крупных электростанций РФ. Обе они работают на природном газе;
• Рефтинская, функционирующая на угле и являющаяся одной из крупнейших электростанций на Урале;
• Троицкая, также работающая на угле;
• Ириклинская, главным источником топлива для которой является мазут;

Приволжский:

• Заинская ГРЭС, работающая на мазуте;

Сибирский ФО:

• Назаровская ГРЭС, потребляющая в качестве топлива мазут;

Южный:

• Ставропольская, которая также может работать на совмещенном топливе в виде газа и мазута;

Северо-Западный:

• Киришская на мазуте.

Список электростанций России, которые вырабатывают энергию при помощи воды, расположены на территории Ангаро-Енисейского каскада:

Енисей:

• Саяно-Шушенская
• Красноярская ГЭС;

Ангара:

• Иркутская
• Братская
• Усть-Илимская.

Атомные электростанции России

Балаковская АЭС

Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах.

Белоярская АЭС

Расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вторая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакторами на тепловых нейтронах и два с реактором на быстрых нейтронах.

В настоящее время действующими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соответственно.

БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 - первый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах.

БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 г. Он также является крупнейшим в мире энергоблоком с реактором на быстрых нейтронах.

Билибинская АЭС

Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, введённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию.

Калининская АЭС

Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озера Удомля и около одноимённого города.

Состоит из четырёх энергоблоков, с реакторами типа ВВЭР-1000, электрической мощностью 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах.

4 июня 2006 года было подписано соглашение о строительстве четвёртого энергоблока, который ввели в строй в 2011 году.

Кольская АЭС

Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской области, на берегу озера Имандра.

Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.
Мощность станции - 1760 МВт.

Курская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на берегу реки Сейм.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах.

Мощность станции - 4000 МВт.

Ленинградская АЭС

Одна из четырёх крупнейших в России АЭС, одинаковой мощностью по 4000 МВт.

Расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива.

Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

Мощность станции - 4 ГВт. В 2007 году выработка составила 24,635 млрд кВт ч.

Нововоронежская АЭС

Расположена в Воронежской области рядом с городом Воронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из двух блоков ВВЭР.

На 85 % обеспечивает Воронежскую область электрической энергией, на 50 % обеспечивает город Нововоронеж теплом.

Мощность станции (без учёта ) - 1440 МВт.

Ростовская АЭС

Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Электрическая мощность первого энергоблока составляет 1000 МВт, в 2010 году подключен к сети второй энергоблок станции.

В 2001-2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока АЭС станция была официально переименована в Ростовскую АЭС.

В 2008 году АЭС произвела 8,12 млрд кВт-час электроэнергии. Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) составил 92,45 %. С момента пуска (2001) выработала свыше 60 млрд кВт-час электроэнергии.

Смоленская АЭС

Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В состав каждого энергоблока входят: один реактор тепловой мощностью 3200 МВт и два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт каждый.

Атомные электростанции США

АЭС Шиппингпорт с номинальной мощностью 60 МВт, открыта в 1958 году в штате Пенсильвания. После 1965 года произошло интенсивное сооружение атомных электростанций по всей территории Штатов.

Основная часть атомных станций Америки была сооружена в дальнейшие после 1965 года 15 лет, до наступления первой серьезной аварии на АЭС на планете.

Если в качестве первой аварии вспоминается авария на Чернобыльской АЭС, то это не так.

Причиной аварии стали нарушения в системе охлаждения реактора и многочисленные ошибки обслуживающего персонала. В итоге расплавилось ядерное топливо. На устранение последствий аварии ушло около одного миллиарда долларов, процесс ликвидации занял 14 лет.

После авария правительство Соединенных Штатов Америки откорректировало условия безопасности функционирования всех АЭС в государстве.

Это соответственно привело к продолжению периода строительства и значительному подорожанию объектов «мирного атома». Такие изменения затормозили развитие общей индустрии в США.

В конце двадцатого века в Соединенных Штатах было104 работающих реактора. На сегодняшний день США занимают первое место на земле по численности ядерных реакторов.

С начала 21 столетия в Америке было остановлено четыре реактора в 2013 году, и начато строительство ещё четырех.

Фактически на сегодняшний момент в США функционирует 100 реакторов на 62 атомных электростанциях, которыми производится 20% от всей энергии в государстве.

Последний сооруженный реактор в США был введен в эксплуатацию в 1996 году на электростанции Уотс-Бар.

Власти США в 2001 году приняли новое руководство по энергетической политике. В нее внесен вектор развития атомной энергетики, посредствам разработки новых видов реакторов, с более подходящим коэффициентом экономности, новых вариантов переработки отслужившего ядерного топлива.

В планах до 2020 года было сооружение нескольких десятков новых атомных реакторов, совокупной мощностью 50 000 МВт. Кроме того, достичь поднятия мощности уже имеющихся АЭС приблизительно на 10 000 МВт.

США - лидер по количеству атомных станций в мире

Благодаря внедрению данной программы, в Америке в 2013 году было начато строительство четырех новых реакторов – два из которых на АЭС Вогтль, а два других на Ви-Си Саммер.

Эти четыре реактора новейшего образца – АР-1000, производства Westinghouse.