Отработанное ядерное топливо
Землетрясение в Японии, вызвавшее аварию на АЭС Фукусима, стимулировало очередной всплеск «атомофобии» и у СМИ, и у населения практически всей Земли. При этом «за скобками» оказалось множество общеизвестных фактов. Так, совершенно забылось, что радиоактивные элементы – такие же компоненты земной коры, как и кремний, углерод, кислород, а вовсе не «изделие злобных физиков-атомщиков», что радиоактивно всё, окружающее нас, в том числе, и мы сами. В этом легко убедит дозиметр.
Любой гранитный валун содержит, правда, в очень небольшой концентрации, урановую руду и заметно «фонит», также, как и приготовленный с его щебнем бетон, следовательно, стены домов, где мы живём. Вулканы выбрасывают радиоактивный пепел, на котором особенно хорошо растут овощи, горячие источники богаты радоном, которым мы лечимся. Этот список можно продолжать.
Понятно, что всё дело в концентрации. В онкологии стрихнин – лекарство, но и волков им тоже травят. Отработанное ядерное топливо и те самые радиоактивные отходы, на которые так нападают «зелёные», отличаются высокой концентрацией урана и подобных ему природных элементов, получаемых опять-таки в ходе природных реакций, пусть и происходящих в активных зонах АЭС.
Обратим внимание на то, что каменный уголь, применяемый на ТЭС, в процессе своего образования накопил немало радиоактивных примесей, которые после сгорания угля попадают в окружающую среду безо всякого контроля «зелёных» в гораздо больших количествах (в пересчёте на кВт), чем выбросывают АЭС.
Но вернёмся к атомной энергетике и начнём с терминов. По определениям Закона об использовании атомной энергии:
  • ядерные материалы - это материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества;
  • радиоактивные вещества - это не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение;
  • радиоактивные отходы - это ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается.
  • Отработанное ядерное топливо официального (узаконенного) определения пока не имеет, да и определение радиоактивных отходов некорректно. Действительно, сегодня мы не умеем нечто использовать, поэтому это нечто отходы, а завтра научимся и нечто станет сырьём. Как же поступать с этим «нечто»: хоронить навсегда, оставлять пути подхода или хранить до лучших времён? Вот конкретный пример. Для действующих сейчас во всём мире атомных энергетических реакторов типа ВВЭР необходим низкообогащённый уран (для реакторов подводных лодок и подобных им требуется высокообогащённый), поэтому добытый из урановых руд природный уран обогощается как показано на рис.1:

    Рис. 1. Относительные пропорции урана-238 (тёмно-серый) и урана-235 (светло-серый) на разных стадиях обогащения.
    В дело идёт только уран-235, делящийся в реакторах этого типа (реакторы на тепловых нейтронах). Для предприятий, вырабатывающих ядерное топливо, уран-238 - отходы, идущие «в отвал». При нынешнем развитии атомной энергетики эти «отвалы», в которые идёт значительная часть добытого урана, очень внушительны!
    Правда, время от времени в СМИ возникают скандалы, связанные с применением металлического урана-238 в качестве сердечников бронебойных снарядов, что, конечно, не меняет классификации. Но как быть с Белоярской АЭС, реактор которой работает на быстрых нейтронах и для которой уран-238 – топливо?
    Как видим, узаконенные определения слишком не точны и нуждаются в дальнейших дефинициях. Давайте разберёмся.
    Делящихся веществ, имеющих практическое значение и применение, всего два – это изотоп урана - уран-235 (оружейный уран) и изотоп плутония – плутоний-239 (оружейный плутоний). При этом уран-235 является природным изотопом, а плутоний-239 - искусственным: химического элемента плутония в природе нет (тем более его оружейного изотопа).
    Для управляемой цепной реакции (то есть для атомных реакторов, для атомной энергетики) гораздо более пригоден уран, а для использования в ядерном оружии – плутоний. «Осколки» деления урана и плутония представляют собой радиоактивные изотопы элементов центральной части таблицы Д. И. Менделеева, начиная примерно с меди и кончая элементами-лантаноидами (европий, гадолиний, тербий).
    В настоящее время в энергетике в основном применяются реакторы типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор, общее название реакторов этого типа в других странах — PWR) — двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.
    ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своему происхождению одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Характеристики существующих ВВЭР приведены в таблице:
    Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200
    Тепловая мощность реактора, МВт 760 1320 1375 3000 3200
    К.п. д., % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0


    Рис. 2. Устройство реактора ВВЭР-1000: 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

    Свежее ядерное топливо – это во всех случаях природный уран (обычно в виде двуокиси, иногда в виде металла), обогащённый делящимся изотопом – ураном-235. Для разных типов реакторов обогащение может быть разным. Топливо для наиболее распространённых типов реакторов атомных электростанций содержит порядка 4,5-5% урана-235, остальные 95,5-95% – не делящийся изотоп урана – уран-238.
    Отработанное ядерное топливо (ОЯТ) – это топливо на основе оружейного (делящегося) урана-235, которое 3 – 3,5 года «работало» в атомном (ядерном) реакторе, выделяя энергию за счёт деления ядер урана-235. После достаточно полного выгорания (деления) урана-235 топливо считается отработавшим, и его извлекают из реактора. При этом в ОЯТ остаётся почти весь не делящийся уран-238, но уже загрязнённый новыми искусственными изотопами урана, образовавшийся из урана-238 плутоний (смесь нескольких изотопов, в том числе оружейный плутоний-239, всего около 1% от веса топлива) и высокоактивные продукты деления урана-235 («осколки») которых в обычном ОЯТ около 4-5%.
    ОЯТ во многих странах считается радиоактивными отходами и не перерабатывается, а хранится в герметичном виде в соответствующих хранилищах. В России также часть ОЯТ – от некоторых типов реакторов «не подлежит переработке» (регенерации), не перерабатывается и поэтому относится к категории РАО.
    В ОЯТ содержится огромное количество высокоактивных изотопов и элементов – «осколки деления», искусственные трансурановые элементы-актиноиды активационного происхождения, в том числе смесь изотопов плутония («реакторный плутоний»), очень небольшое количество не выгоревшего оружейного (делящегося) изотопа урана и почти весь не делящийся уран-238, сильно загрязнённый новыми, высокоактивными изотопами урана.
    Некоторая часть ОЯТ перерабатывается на челябинском химкомбинате "Маяк". Из этого ОЯТ выделяют весь уран (в том числе остатки не выгоревшего урана-235), образовавшийся плутоний и некоторые необходимые для каких-либо целей радиоактивные изотопы. Процесс регенерации весьма сложен, дорог и наиболее опасен в смысле загрязнения природной среды, именно поэтому часто звучат предложения относить ОЯТ к отходам и не перерабатывать, хотя (а может быть, поэтому) в этом процессе получается оружейный плутоний для ядерных боеголовок.
    Радиоактивные же вещества, то есть вещества, подверженные радиоактивному распаду, – это такие химические элементы и изотопы, ядра атомов которых могут выбрасывать электрон (позитрон), протон, нейтрон, ядро гелия и др. с выделением небольшого количества энергии – одного или двух гамма-квантов на акт распада.
    А вот теперь настало время поговорить подробнее о Белоярской АЭС, первой в мире АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-600. БН-600 – реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, пущенный в эксплуатацию в апреле 1980 года в 3-м энергоблоке на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Электрическая мощность – 600 МВт.
    В конце декабря 1979 года в реактор БН-600 поместили пусковой источник нейтронов и начали загружать сборки с ядерным топливом. 26 февраля 1980 года была набрана необходимая критическая масса топлива, и в реакторе БН-600 впервые в его «жизни» началась самоподдерживающаяся ядерная реакция.
    26 февраля 1980 года, в 18 час. 26 мин. состоялся физический пуск уникального реактора на быстрых нейтронах БН-600. Следующим этапом стал энергетический пуск - 8 апреля 1980 года энергоблок с реактором БН-600 выдал первые киловатт-часы в Свердловскую энергосистему.
    БН-600
    Тип реактора
    На быстрых нейтронах
    Назначение реактора
    Электроэнергетика
    Технические параметры
    Теплоноситель 
    Натрий
    Топливо 
    238U и 232Th
    Тепловая мощность 
    1470 МВт
    Электрическая мощность 
    600 МВт
    Разработка
    Научная часть 
    ФЭИ
    Новизна проекта 
    Первый реактор на быстрых нейтронах промышленного назначения
    Пуск 
    Апрель 1980
    Эксплуатация 
    С 1980
    Построено реакторов 
    1
    Особенности реакторов на быстрых нейтронах
    Главная особенность ядерного реактора на быстрых нейтронах состоит в том, что он открывает возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы урана-238 и тория-232, которых в природе значительно больше, чем урана-235 – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. Следует учесть и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего ураном-235.

    Рис. 3. Белоярская АЭС (с первым в мире энергоблоком промышленного масштаба на быстрых нейтронах)
    Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120-140 новых ядер, способных к делению. Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

    Рис. 4. Схема реактора БН-600
    Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом – обеднённым ураном, содержащим 99,7-99,8 % урана-238. Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо'льшим выходом (на 20-27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

    Рис. 5. Макет реактора БН-600 Белоярской АЭС с вырезанными секторами для удобства обзора.
    Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях, следовательно, пригоден для реализации мечты шестидесятых и начала семидесятых годов прошлого столетия: бесконечная работа атомных электростанций, обеспечивающих всю необходимую энергию дёшево.
    ЯТЦ тогда казался «вечным двигателем». После использования свежего уранового топлива в реакторах его требовалось переработать, чтобы выделить уран и плутоний, затем использовать эти материалы для производства нового топлива для бридерного реактора, где количество плутония в топливе увеличивается. Отработавшее в бридере топливо нужно было снова переработать, чтобы получить ещё больше плутония.
    Однако мечта не осуществилась: ввиду проблем в области безопасности, несовершенства экспериментальных реакторов и высокой стоимости программы развития бридеров были приостановлены в большинстве стран сначала в Соединённых Штатах (в 1977 году), несколько лет спустя – в Германии и позже – в Великобритании и Франции. Сегодня только Япония, Россия и Индия имеют интересы в области бридерных реакторов. Однако разработки в этих странах идут медленно и отстают от запланированных сроков.
    Следует отметить, что переработка в военных целях (выделение плутония) производится во Франции, Великобритании, России, Индии, Соединённых Штатах и Северной Корее. Немецкое ОЯТ перерабатывается во Франции и Великобритании; там же, но в гораздо меньших количествах перерабатывают ОЯТ из Бельгии, Швейцарии и некоторых других стран.
    Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнён многими не отработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешёнными вопросами оптимальной организации их ядерного топливного цикла (ЯТЦ), который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива).
    Удельные капиталовложения в АЭС с БН в настоящее время значительно (1,5-2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие БН оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана, хотя, конечно, так будет не всегда.
    Между тем, хотя уран составляет приблизительно 99 процентов отработавшего топлива, в большинстве стран только малая часть (или даже вовсе никакая) переработанного урана попадает снова в реактор (в гражданском секторе).
    Большая часть выделенного при переработке урана просто хранится. Небольшое количество урана используется для изготовления брони и артиллерийских снарядов, а также при производстве самолётов. Считалось, что выделенный из ОЯТ уран бесполезен, так как его невозможно использовать в реакторах, однако работа Белоярской АЭС может опровергнуть это мнение, хотя пока что для неё хватает и «отвального урана».
    Резюме.Итогом изложенного может быть следующее:
    1. Россия – одна из 6 стран мира, способная перерабатывать отработанное ядерное топливо.
    2. Россия – одна из трёх стран мира, продолжающая работы в области бридерных реакторов и расширенного воспроизводства ядерного топлива.
    3. Россия – единственная в мире страна, способная использовать в энергетике «отвальный уран» и продукты переработки ОЯТ.
    Всё это радикально меняет отношение и к РАО, и к ОЯТ. Экономически и политически грамотно замыкать на себя подготовку ядерного топлива АЭС на тепловых нейтронах для других стран, оставляя у себя «отвальный уран», и принимать на переработку полученное на этих АЭС ОЯТ. Это позволит сокращать (возможно, даже прекратить) собственную добычу урановых руд, то есть осуществить в атомной энергетике то, что никак не удаётся сделать в нефтяной и газовой отрасли – осуществлять не добычу, а высокотехнологическую переработку сырья, попутно обеспечивая собственные нужды не только бесплатно, но и с прибылью.
    Примечания:
  • Кстати, будь в Фукусиме реактор советской, а не американской конструкции, аварии бы не было. Дело в том, что в советских реакторах стержни, останавливающие реактор, размещены над активной зоной, удерживаются электромагнитами и просто падают в реактор при отключении электроэнергии, а в американской их нужно вдвигать снизу с помощью электромоторов. Цунами обесточило АЭС, поэтому реактор не был сразу же остановлен со всеми вытекающими из последствиями.
  • Обогащение урана осуществляется двумя основными методами разделения изотопов: газодиффузионным методом и методом газового центрифугирования. В России, Великобритании, Германии, Нидерландах и Японии применяется метод центрифугирования, при котором газ UF6 приводится в очень быстрое вращение и из-за разницы в массе молекул происходит разделение изотопов, которые затем переводятся обратно в металл. В отходах остаётся только 0,2-0,3 % урана-235.
  • Радиоактивных веществ к настоящему времени известно более 2-х тысяч. Радиоактивными являются также (кроме обладания способностью делиться) и упомянутые оружейные изотопы урана и плутония.
  • Дополнительные сведения
    1. Кабмин Украины одобрил проект о размещении в Чернобыльской зоне централизованного хранилища отработанного ядерного топлива. Об этом говорится в проекте закона «Об обращении с отработавшим ядерным топливом», одобренном Кабинетом министров Украины (RBC.ua 08.07.11). Предусматривается, что общая вместимость хранилища составит 16529 отработанных тепловыделяющих сборок реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР -1000. Срок эксплуатации хранилища будет определяться проектом (ориентировочный срок эксплуатации составляет 100 лет).
    2. Украина начала добычу урана на Новоконстантиновском месторождении. Как отмечает ведомство, добыча руды на этом месторождении является одной из мер для постепенного уменьшения зависимости Украины от импорта концентрата природного урана. К концу 2011 года на Новоконстантиновском месторождении планируется добыть 75 тысяч тонн руды, из которой будет получено до 99 тонн урана, сообщает Минэнерго. (ИА «Big Electric Power News» 07.07.11).