АЭС: как это работает? Ядерное топливо: от руды до утилизации Ядерным топливом является плутоний

Использование ядерного топлива в реакторах для производства тепловой энергии имеет ряд важнейших особенностей, обусловленных физическими свойствами и ядерным характером протекающих процессов. Эти особенности определяют специфику атомной энергетики, характер ее техники, особые условия эксплуатации, экономические показатели и влияние на окружающую среду. Они обуславливают также главные научно-технические и инженерные проблемы, которые должны быть решены при широком развитии надежной, экономичной и безопасной атомной технологии.

Важнейшие особенности ядерного топлива, проявляющиеся при его энергетическом использовании:

1. высокая теплотворная способность, т.е. тепловыделение, отнесенное к единице массы разделившихся нуклидов;

2. невозможность полного «сжигания» (деления) всех делящихся нуклидов за одноразовое пребывание топлива в реакторе, т.к. в активной зоне реактора необходимо всегда иметь критическую массу топлива и можно «сжечь» только ту ее часть, которая превышает критическую массу;

3. возможность иметь частичное, при определенных условиях полное и даже расширенное воспроизводство (конверсию) делящихся нуклидов, т.е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящихся ядерных материалов (238 U и 232 Th);

4. «сжигание» ядерного топлива в реакторе не требует окислителя и не сопровождается непрерывным сбросом в окружающую среду продуктов «сгорания»;

5. процесс деления одновременно сопровождается накоплением радиоактивных короткоживущих и долгоживущих продуктов деления, а также продуктов распада, длительное время сохраняющих высокий уровень радиоактивности. Таким образом, облученное в реакторе и отработавшее в нем топливо обладает чрезвычайно высокой радиоактивностью и вследствие этого остаточным тепловыделением, создающим особые трудности в обращении с облученным ядерным топливом;

6. цепная реакция деления ядерного топлива сопровождается выходом огромных потоков нейтронов. Под воздействием нейтронов высоких энергий (Е>0,1 МэВ) в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная активность.

Высокая тепловыделяющая способность ядерного топлива обусловлена значительной внутриядерной энергией, высвобождаемой при каждом акте деления тяжелого атома урана или плутония. При сгорании же органического топлива имеют место химические окислительные процессы, сопровождающиеся относительно малым энерговыделением.

При сгорании (окислении) атома углерода в соответствии с реакцией С+О 2 →СО 2 выделяется около 4 эВ энергии на каждый акт взаимодействия, в то время как при делении ядра атома урана 235 U+n→X 1 +X 2 выделяется около 200 МэВ энергии на каждый акт деления. Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, приводит к огромным термическим напряжениям. Перепад температуры по радиусу твэла достигает нескольких сот градусов.

Кроме того, материалы активной зоны испытывают громадные динамические и радиационные нагрузки, обусловленные потоком теплоносителя и мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы потоков ионизирующих излучений высокой плотности. В частности, радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора существенные радиационные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). Поэтому к применяемым в реакторах материалам предъявляются особые требования. Одно из них – высочайшая степень чистоты от примесей (так называемые материалы ядерной чистоты). Благодаря этому сечения взаимодействия и поглощения (что важно для поддержания цепной реакции деления) нейтронов материалами является минимальным.

Уровень требований к составу и свойствам используемых в реакторостроении материалов оказался настолько высоким, что инициировал разработку ряда новых и совершенных технологий производства специальных материалов и полуфабрикатов, а также специальных методов и средств контроля их качества. В настоящее время разработана и освоена технология промышленного получения таких материалов, как бериллий, графит ядерной чистоты, тяжелая вода, циркониевые и ниобиевые сплавы, металлический кальций, бористые и теплостойкие нержавеющие стали, бор, обогащенный изотопом 10 В, редкоземельные элементы.

Высокая калорийность обуславливает резкое сокращение, как массы, так и физических объемов ядерного топлива, необходимого для производства заданного количества энергии. Тем самым хранение и транспортирование исходного сырья (химического концентрата природного урана) и готового топлива требуют относительно малых затрат. Следствием этого является независимость размещения АЭС от района добычи и изготовления ядерного горючего, что существенно влияет на выбор экономически выгодного географического размещения производительных сил. В этом смысле можно говорить об универсальном характере ядерного топлива. Его ядерно-физические свойства всюду одинаковы, а экономика использования практически не зависит от расстояния до потребителя. Возможность не связывать местоположение атомных станций с местом добычи и изготовления ядерного топлива позволяет экономически оптимально размещать их по стране, максимально приближая к потребителям электрической и тепловой энергии. По сравнению с электростанциями на органическом горючем АЭС не испытывают трудностей, связанных с сезонными климатическими условиями доставки и снабжения топливом. Извлеченные из недр и прошедшее передел ядерные материалы могут храниться любое количество лет при очень малых затратах, не требуя больших и дорогостоящих складских помещений.

Необходимость многократной циркуляции ядерного топлива в топливном цикле и невозможность полного его сжигания, в ходе одноразового пребывания в реакторе обусловлена необходимостью поддержания цепной реакции деления. Цепная самоподдерживающаяся реакция в активной зоне возможна только при условии нахождения в ней критической массы делящегося материала в заданной конфигурации и при определенных условиях замедления и поглощения нейтронов. Поэтому для получения в реакторе тепловой энергии, при работе на расчетной мощности в течение заданного времени, необходимо иметь в активной зоне сверх критической массы некоторый избыток делящихся нуклидов. Этот избыток создает запас реактивности активной зоны реактора, который необходим для достижения заданной или расчетной глубины выгорания топлива. Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходования делящихся нуклидов, первичных и вторичных, в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется величиной выделенной тепловой энергии или количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор. Следовательно, чтобы сжечь какое-то количество урана в реакторе, необходимо загрузить его топливом, имеющим существенно большую массу, чем критическая. При этом, после достижения заданной глубины выгорания, когда запас реактивности будет исчерпан, необходимо заменить отработавшее топливо свежим, чтобы поддержать цепную реакцию деления. Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанную на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит одно из существенных и принципиальных отличий условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом.

Однако в выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет оставаться значительное количество делящихся материалов и воспроизводящихся нуклидов, представляющих значительную ценность. Это топливо, после химической очистки от продуктов деления, может быть снова возвращено в топливный цикл для повторного использования. Количество делящихся нуклидов в отработанном топливе, которое остается неиспользованным при одноразовом его пребывании в реакторе, зависит от типа реактора и от вида топлива и может составлять до 50% первоначально загруженных. Естественно, что такие ценные «отходы» необходимо использовать. С этой целью создаются специальные технические средства и сооружения для хранения, транспортирования и химической регенерации отработанного топлива (ОТВС). Извлеченные из ОТВС делящиеся материалы могут возвращаться и многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности: радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами; металлургические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерированное топливо добавляется к свежему, не подвергшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерной особенностью топливоснабжения в атомной энергетике является техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие «собственным нуждам» атомной энергетики, как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития атомной энергетики на реакторах – размножителях ядерного топлива. Кроме того, при рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся атомной энергетике. Пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это означает, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого и переработанного урана, а отработанное топливо будет находиться на хранении.

Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые воспроизводящие материалы (238 U и 232 Th). Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного (~ 90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов, то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного горючего - изотопов плутония, обладающих столь же высокой калорийностью, как и 235 U. Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использоваться для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива. Возможность наработки плутония в любом реакторе на тепловых нейтронах позволяет квалифицировать любую АЭС как предприятие двухцелевого назначения: вырабатывающее не только тепловую и электрическую энергию, но и производящее также новое ядерное топливо – плутоний. Однако роль плутония проявляется не только в накоплении его в отработавшем топливе. Значительная часть образовавшихся делящихся изотопов плутония подвергается делению в реакторе, улучшая топливный баланс и способствуя увеличению выгорания топлива, загруженного в активную зону. Наиболее целесообразным, согласно сегодняшним представлениям, является использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах, где он позволяет обеспечивать выигрыш в критической массе, а, следовательно, в загрузке по сравнению с 235 U на 20-30% и получить весьма высокие, превышающие единицу, коэффициенты воспроизводства. Использование плутония в топливной загрузке реакторов на тепловых нейтронах хотя и не позволяет получить существенного выигрыша в критической массе и таких высоких показателей по воспроизводству, как в реакторах на быстрых нейтронах, однако создает большой эффект, увеличивая ядерные топливные ресурсы.

В ядерной энергетике, помимо урана, имеются возможности по развитию ториевых топливных циклов. При этом природный изотоп 232 Th используется для получения 233 U, аналогичного по своим ядерным свойствам 235 U. Однако в настоящее время трудно ожидать сколько-нибудь значительного использования в атомной энергетике уран-ториевого цикла. Это объясняется тем, что 232 Th, как и 238 U, является лишь воспроизводящим, но не делящимся материалом, а технология переработки тория имеет ряд специфических особенностей и в промышленных масштабах еще не освоена. В то же время дефицита в природном уране пока нет. Более того, происходит непрерывное накопление на складах готового к применению в качестве воспроизводящего материала в реакторах-размножителях отвального урана.

Отсутствие необходимости в окислителе для получения энергии является одним из ключевых экологических преимуществ использования атомной энергетики по сравнению с углеводородной. Газовые выбросы АЭС обусловлены в основном потребностями вентиляционных систем станции. В отличие от атомных тепловые станции ежегодно выбрасывают в воздух миллионы кубометров газов – продуктов горения. К ним относятся, прежде всего, оксиды углерода, азота и серы, которые разрушают озоновый слой планеты и создают большую нагрузку на биосферу прилегающих территорий.

К сожалению, у атомной энергетики помимо преимуществ есть свои недостатки. К ним, в частности, относится образование в процессе работы ядерного реактора продуктов деления и активации. Такие вещества препятствуют работе самого реактора и являются радиоактивными. Тем не менее, объем образующихся радиоактивных отходов является ограниченным (намного порядков меньше отходов тепловых станций). Кроме того, существуют отработанные технологии по их очистке, извлечению, кондиционированию, безопасному хранению и захоронению. Ряд извлекаемых из отработанного топлива радиоактивных изотопов активно используется в промышленных и других технологиях. При дальнейшем развитии технологий переработки ОТВС имеются также перспективы по извлечению из него продуктов деления - редкоземельных элементов, имеющих большую ценность.

10,7% всемирной генерации электричества ежегодно вырабатывают атомные электростанции. Наряду с ТЭС и ГЭС они трудятся над обеспечением человечества светом и теплом, позволяют пользоваться электроприборами и делают наши жизнь удобнее и проще. Так уж вышло, что сегодня слова «атомная станция» ассоциируются с мировыми катастрофами и взрывами. Простые обыватели не имеют ни малейшего понятия о работе АЭС и ее строении, но даже самые непросвещенные наслышаны и напуганы происшествиями в Чернобыле и Фукусиме.

Что такое АЭС? Как они работают? Насколько опасны атомные станции? Не верьте слухам и мифам, давайте разбираться!

Что такое АЭС?

16 июля 1945 года на военном полигоне в США впервые извлекли энергию из ядра урана. Мощнейший взрыв атомной бомбы, принесший огромное количество человеческих жертв, стал прототипом современного и абсолютно мирного источника электроэнергии.

Впервые электроэнергию с помощью ядерного реактора получили 20 декабря 1951 года в штате Айдахо в США. Для проверки работоспособности генератор подключили к 4м лампам накаливания, неожиданно для всех лампы зажглись. С этого момента человечество стало использовать энергию ядерного реактора для получения электричества.

Первая в мире атомная станция была запущена в Обнинске в СССР в 1954 году. Ее мощность составляла всего 5 мегаватт.

Что такое АЭС? АЭС это ядерная установка, которая производит энергию с помощью ядерного реактора. Ядерный реактор работает на ядерном топливе, чаще всего уране.

В основе принципа работы ядерной установки лежит реакция деления нейтронов урана , которые сталкиваясь друг с другом, делятся на новые нейтроны, которые, в свою очередь, тоже сталкиваются и тоже делятся. Такая реакция называется цепной, она и лежит в основе ядерной электроэнергетики. При всем этом процессе выделяется тепло, которое нагревает воду до ужасно горячего состояния (320 градусов по Цельсию). Потом вода превращается в пар, пар вращает турбину, она приводит в действие электрогенератор, который и вырабатывает электроэнергию.

Строительство АЭС сегодня ведется большими темпами. Основная причина роста количества АЭС в мире – это ограниченность запасов органического топлива, попросту говоря, запасы газа и нефти иссякают, они необходимы для промышленных и коммунальных нужд, а урана и плутония, выступающих топливом для атомных станций, нужно мало, его запасов пока вполне хватает.

Что такое АЭС? Это не только электричество и тепло. Наряду с выработкой электроэнергии, ядерные электростанции используются и для опреснения воды. К примеру, такая атомная станция есть в Казахстане.

Какое топливо используют на АЭС

На практике в атомных станциях могут применяться несколько веществ, способных выработать атомную электроэнергию, современное топливо АЭС – это уран, торий и плутоний.

Ториевое топливо сегодня не применяется в атомных электростанциях, т.к. его сложнее преобразовать в тепловыделяющие элементы, если коротко ТВЭлы.

ТВЭлы — это металлические трубки, которые помещаются внутрь ядерного реактора. Внутри ТВЭлов находятся радиоактивные вещества. Эти трубки можно назвать хранилищами ядерного топлива. Вторая причина редкого использования тория – это его сложная и дорогая переработка уже после использования на АЭС.

Плутониевое топливо тоже не используется в атомной электроэнергетике, т.к. это вещество имеет очень сложный химический состав, который до сих пор так и не научились правильно использовать.

Урановое топливо

Основное вещество, вырабатывающее энергию на ядерных станциях – это уран. Уран сегодня добывается тремя способами: открытым способом в карьерах, закрытым в шахтах, и способом подземного выщелачивания, с помощью бурения шахт. Последний способ особенно интересен. Для добычи урана выщелачиванием в подземные скважины заливается раствор серной кислоты, он 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. Для сравнения, 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.

В виде руды уран в АЭС использовать нельзя, никаких реакций он дать не сможет. Сначала урановое 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 чудовищно высоких 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.
Конечно, просто так урановые таблетки в реактор не закидываются. Они помещаются в металлические трубки из циркониевых сплавов — ТВЭлы, трубки соединяются между собой в пучки и образуют ТВС – тепловыделяющие сборки. Именно ТВС и могут по праву называться топливом АЭС.

Переработка топлива АЭС

Примерно через год использования уран в ядерных реакторах нужно менять. 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 сделают свежее ядерное топливо.

Продукты распада урана и плутония идут на изготовление источников ионизирующих излучений. Они используются в медицине и промышленности.

Все, что остается после этих манипуляций, отправляется в раскаленную печь и из остатков варится стекло, которое потом остается храниться в специальных хранилищах. Почему именно стекло? Из него будет очень сложно достать остатки радиоактивных элементов, которые могут навредить окружающей среде.

Новости АЭС — не так давно появившийся новый способ утилизации радиоактивных отходов. Созданы так называемые 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.

Кроме того, 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 никто использовал.

Как строится АЭС?

Что такое атомная электростанция? Что представляет собой это нагромождение серых зданий, которые большинство из нас видело только по телевизору? Насколько прочны и безопасны эти конструкции? Каково строение АЭС? В сердце любой атомной станции находится здание реактора, рядом с ним помещается машинный зал и здание безопасности.

Строительство АЭС ведется согласно нормативным актам, регламентам и требованиям безопасности для объектов, работающих с радиоактивными веществами. Ядерная станция – полноправный стратегический объект государства. Поэтому толщина укладки стен и железобетонных арматурных сооружений в здании реактора в несколько раз больше, чем у стандартных сооружений. Таким образом, помещения атомных станций могут выдержать 8-бальное землетрясение, торнадо, цунами, смерчи и падение самолета.

Здание реактора венчается куполом, который защищен внутренней и внешней бетонными стенками. Внутреннюю бетонную стенку покрывает стальной лист, который в случае аварии должен создать закрытое воздушное пространство и не выпустить радиоактивные вещества в воздух.

Каждая АЭС имеет свой бассейн выдержки. Туда помещаются урановые таблетки, которые уже отслужили свой срок. После того, как урановое топливо вытаскивают из реактора, оно остается чрезвычайно радиоактивным, чтобы реакции внутри ТВЭлов перестали происходить, должно пройти от 3х до 10ти лет (в зависимости от устройства реактора, в котором топливо находилось). В бассейнах выдержки урановые таблетки остывают, и внутри них перестают происходить реакции.

Технологическая схема АЭС, а проще говоря, схема устройства атомных станций бывает нескольких типов, как и характеристика АЭС и тепловая схема АЭС, она зависит от типа ядерного реактора, который используется в процессе получения электроэнергии.

Плавучая АЭС

Что такое АЭС, нам уже известно, но российским ученым пришло в голову, взять атомную станцию и сделать ее передвижной. К сегодняшнему дню проект почти завершен. Назвали эту конструкцию плавучая АЭС. По задумке, плавучая ядерная электростанция сможет обеспечить электричеством город населением до двухсот тысяч человек. Главное ее достоинство – возможность перемещения по морю. Строительство АЭС, способной к передвижению, пока ведется только в России.

Новости АЭС это скорый запуск первой в мире плавучей ядерной электростанции, которая призвана обеспечить энергией портовый город Певек, находящийся в Чукотском автономном округе России. Называется первая плавучая атомная станция «Академик Ломоносов», строится мини-АЭС в Петербурге и планируется к запуску в 2016 – 2019 годах. Презентация атомной электростанции на плаву состоялась в 2015, тогда строители представили почти готовый проект ПАЭС.

Плавучая АЭС призвана обеспечить электроэнергией самые отдаленные города, имеющие выход к морю. Ядерный реактор «Академика Ломоносова» не такой мощный, как у сухопутных атомных станций, но имеет срок эксплуатации 40 лет, это значит, что жители небольшого Певека почти полвека не будут страдать от нехватки электричества.

Плавучая АЭС может быть использована не только как источник тепловой и электроэнергии, но и для опреснения воды. По расчетам, в сутки она может выдать от 40 до 240 кубометров пресной воды.
Стоимость первого блока плавучей АЭС составила 16 с половиной миллиардов рублей, как видим, строительство атомных станций – не дешевое удовольствие.

Безопасность АЭС

После Чернобыльской катастрофы в 1986 году и аварии на Фукусиме в 2011 слова атомная АЭС вызывают у людей страх и панику. На деле современные атомные станции оснащены по последнему слову техники, разработаны специальные правила безопасности, и в целом защита АЭС состоит из 3х уровней:

На первом уровне должна быть обеспечена нормальная эксплуатация АЭС. Безопасность АЭС во многом зависит от правильно подобранного места для размещения атомной станции, качественно созданного проекта, выполнения всех условий при постройке здания. Все должно отвечать регламентам, инструкциям по безопасности и планам.

На втором уровне важно не допустить перехода нормальной работы АЭС в аварийную ситуацию. Для этого существуют специальные приборы, которые контролируют температуру и давление в реакторах, и сообщают о малейших изменениях показаний.

Если первый и второй уровень защиты не сработали, в ход идет третий – непосредственная реакция на аварийную ситуацию. Датчики фиксируют аварию и сами реагируют на нее – реакторы глушатся, источники радиации локализируются, активная зона охлаждается, об аварии сообщается.

Безусловно, ядерная электростанция требует особого внимания к системе безопасности, как на стадии строительства, так и на стадии эксплуатации. Несоблюдения строгого регламента могут повлечь за собой очень серьезные последствия, однако сегодня большая часть ответственности за безопасность АЭС ложится на компьютерные системы, а человеческий фактор почти полностью исключен. Принимая во внимание высокую точность современных машин, в безопасности АЭС можно быть уверенными.

Специалисты уверяют, что в стабильно работающих современных атомных станциях или, находясь рядом с ними, получить большую дозу радиоактивного излучения невозможно. Даже работники АЭС, которые, к слову, ежедневно измеряют уровень полученного излучения, подвергаются облучению не больше, чем обычные жители крупных городов.

Ядерные реакторы

Что такое АЭС? Это в первую очередь работающий ядерный реактор. Внутри него и происходит процесс выработки энергии. В ядерный реактор закладываются ТВС, в нем же урановые нейтроны вступают в реакцию друг с другом, там же они передают тепло воде и так далее.

Внутри конкретного здания реактора находятся следующие сооружения: источник водоснабжения, насос, генератор, паровая турбина, конденсатор, деаэраторы, очиститель, клапан, теплообменник, непосредственно реактор и регулятор давления.

Реакторы бывают нескольких типов, в зависимости от того, какое вещество исполняет функцию замедлителя и теплоносителя в устройстве. Наиболее вероятно, что современная ядерная электростанция будет иметь реакторы на тепловых нейтронах:

• водо-водяные (с обычной водой в качестве и замедлителя нейтронов, и теплоносителя);
• графитоводные (замедлитель – графит, теплоноситель – вода);
• графитогазовые (замедлитель – графит, теплоноситель – газ);
• тяжеловодные (замедлитель – тяжёлая вода, теплоноситель – обычная вода).

КПД АЭС и мощность АЭС

Общий КПД АЭС (коэффициент полезного действия) с водо-водяным реактором около 33%, с графитоводным – около 40%, тяжеловодным – около 29%. Экономическая состоятельность АЭС зависит от КПД ядерного реактора, энергонапряженности активной зоны реактора, коэффициента использования установленной мощности за год и т.д.

Новости АЭС – обещание ученых в скором времени увеличить КПД атомных станций в полтора раза, до 50%. Это произойдет, если тепловыделяющие сборки, или ТВС, которые непосредственно закладываются в ядерный реактор, будут изготавливать не из сплавов циркония, а из композита. Проблемы АЭС сегодня в том, что цирконий недостаточно жаропрочен, он не выдерживает очень высоких температур и давления, поэтому и КПД АЭС выходит невысоким, композит же может выдержать температуру выше тысячи градусов по Цельсию.

Эксперименты по использованию композита в качестве оболочки для урановых таблеток ведутся в США, Франции и России. Ученые работают над увеличением прочности материала и его внедрением в атомную энергетику.

Что такое атомная электростанция? АЭС это мировая электрическая мощь. Общая электрическая мощность АЭС всего мира – 392 082 МВт. Характеристика АЭС зависит в первую очередь от ее мощности. Самая мощная атомная станция в мире находится во Франции, мощность АЭС Сиво (каждого блока) больше полутора тысяч МВт (мегаватт). Мощность других ядерных электростанций колеблется от 12 МВт в мини-АЭС (Билибинская АЭС, Россия) до 1382 МВт (атомная станция Фламанвиль, Франция). На этапе строительства находятся блок Фламанвиль с мощностью 1650 МВт, атомные станции Южной Кореи Син-Кори с мощностью АЭС в 1400 МВт.

Стоимость АЭС

АЭС, что это? Это и большие деньги. Сегодня людям нужны любые способы добычи электроэнергии. Водяные, тепловые и атомные электростанции повсеместно строятся в более или менее развитых странах. Строительство атомной станции – процесс не из легких, требует больших затрат и капиталовложений, чаще всего денежные ресурсы черпаются из государственных бюджетов.

В стоимость АЭС входят капитальные затраты — расходы на подготовку площади, строительство, введение оборудования в эксплуатацию (суммы капитальных расходов запредельные, к примеру, один парогенератор АЭС стоит больше 9ти миллионов долларов). Кроме того ядерные станции требуют и эксплуатационных расходов, которые включают в себя покупку топлива, расходы на его утилизацию и проч.

По многим причинам официальная стоимость ядерной станции высчитывается лишь приблизительно, сегодня ядерная станция обойдется примерно в 21-25 миллиардов евро. С нуля построить один атомный блок обойдется примерно в 8 миллионов долларов. В среднем срок окупаемости одной станции – 28 лет, срок эксплуатации – 40 лет. Как видно, атомные станции – достаточно дорогое удовольствие, но, как мы выяснили, невероятно нужное и полезное для нас с вами.

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.

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.

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»