Ядерное топливо. Какой уран используют на аэс.

Центром современного цикла является реактор на тепловых нейтронах, отмеченный зеленым цветом. В качестве топлива в реакторе используется уран, обогащенный изотопом 235. Для его получения урановую руду добывают, перерабатывают, а затем подвергают длительному и дорогостоящему процессу обогащения.

Ядовитая зеленая жижа в бочках? Все как в «Симпсонах»? Задаем глупые вопросы о ядерном топливе, которое привезли в Беларусь

Только на прошлой неделе было объявлено, что поезд с ядерным топливом для первой электростанции прибыл на Белорусскую атомную электростанцию. Была объявлена приблизительная дата доставки, но точная дата по понятным причинам держалась в секрете. «Атомка» вот-вот будет сдана в эксплуатацию, но у белорусов еще много вопросов по проекту. Мы попытались ответить хотя бы на малую часть из них, задавая экспертам самые наивные, простые и глупые вопросы о сложных процессах, которые так или иначе затрагивают каждого из нас.

Слово «топливо» вызывает ассоциации с природными ресурсами (обычно углеводородами), которые сжигаются для получения энергии. Однако ядерное топливо (так называемые тепловыделяющие элементы), в отличие от нефти, газа или угля, представляет собой сложный высокотехнологичный продукт, который по всем международным классификациям относится к сфере механической энергии.

Длинная цепочка производства ядерного топлива начинается с добычи урана. Его добывают различными способами: выщелачиванием на месте, в шахтах или открытым способом.

Урановая руда измельчается и растворяется для получения концентрированной урановой соли, которая затем высушивается до сухого концентрата. Полученные оксиды урана смешиваются с фтором, образуя гексафторид урана, который легко переходит в газообразное состояние. Это будет необходимо на следующем этапе — обогащении. Таким образом, уран несколько раз меняет свое состояние — от твердого тела до жидкости и газа.

На обогатительных фабриках газообразный гексафторид урана подается в центрифуги, которые генерируют центробежные силы на высоких скоростях, превышающих гравитационное притяжение Земли в сто тысяч раз. Газовая центрифуга вращается со скоростью более 1 500 оборотов в секунду. В процессе обогащения тяжелые атомы урана-238 отделяются от более легких атомов урана-235, и концентрация урана-235 увеличивается. Для топлива энергетических реакторов уран обогащается до 5 % изотопом уран-235.

Для производства ядерного топлива обогащенный уран переводится из газообразного состояния в твердое. Порошкообразный обогащенный диоксид урана смешивается с пластификатором и помещается в пресс.

Продукт представляет собой прессованные гранулы, которые затем спекаются при температуре около 1800 градусов в течение 18-20 часов.

Топливная гранула, полученная в процессе спекания, весит всего четыре с половиной грамма, но в ней содержится много энергии. Он имеет энергетический эквивалент 640 килограммов дров, 400 килограммов угля, 360 кубических метров газа и 350 килограммов нефти.

Затем готовые гранулы вставляются в специальные металлические трубки — корпуса топливных элементов. Тепловыделяющий элемент — это основа структуры ядерного топлива. Это герметично сваренная металлическая труба из циркониевого сплава, заполненная топливными таблетками (топливо для реактора ВВЭР-1200 состоит примерно из 350 таблеток). Топливные гранулы собираются в топливные кассеты — тепловыделяющие элементы. Топливный элемент для реактора ВВЭР-1200 содержит 312 топливных таблеток, а активная зона реактора состоит из 163 топливных таблеток.

Как его везли в Беларусь? На поезде, самолете, машине? Все это делалось под большим секретом?

Ядерное топливо можно перевозить в специальных высокопрочных транспортных контейнерах по железной дороге, воздуху и морю. Для доставки грузов из России в Беларусь оптимальным вариантом является железнодорожный транспорт.

За многие десятилетия развития ядерных технологий мировая атомная промышленность давно выработала очень строгие стандарты безопасности при транспортировке различных ядерных материалов. Транспортировка свежего, необлученного ядерного топлива не представляет радиационной опасности.

Как происходит процесс загрузки? Сотрудники делают это вручную или используют специальных роботов?

Перед загрузкой тепловыделяющих сборок на АЭС необходимо проверить готовность персонала и оборудования, составить стандартизированную программу и только после этого дать добро на загрузку. Топливные сборки загружаются в реактор с помощью специальной перегрузочной машины.

В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляются на переработку. Другие страны, включая Россию, используют замкнутый топливный цикл. Таким образом, стоимость производства ядерного топлива может быть значительно снижена, поскольку часть отработанного ядерного топлива перерабатывается.

Добыча сырья для ядерного топлива

Наиболее часто используемым исходным материалом для последующего производства энергии является уран. Это вещество считается самым тяжелым металлом. Самым богатым ресурсом на Земле является уран-238 с содержанием 99,4 %. Существует более редкий элемент с массой 235, его доля составляет 0,6 %. Несмотря на печальную статистику аварий на атомных электростанциях, спрос на это сырье по-прежнему очень высок. В настоящее время крупномасштабная добыча урана ведется в таких странах, как Казахстан, Австралия, Китай, Бразилия, Китай и Россия.

Существует три основных маршрута экспорта топлива для ядерных реакторов:

1. Добыча полезных ископаемых открытым способом. Открытая добыча используется там, где залежи ископаемого топлива находятся недалеко от поверхности земли. Урановая руда удаляется вместе с почвой и транспортируется на перерабатывающие заводы.
2. Фактом является и то, что будущее ядерное топливо для атомных электростанций (АЭС) захоронено на большой глубине. В этом случае используется метод экстракции. Глубоко под землей для управления оборудованием требуется человеческий труд. Смешанная руда добывается путем бурения, а затем перемещается грузовыми лифтами для транспортировки.
3. Наиболее современным и экологически чистым методом извлечения уранового топлива является скважинное выщелачивание. Этот химический процесс осуществляется под землей с помощью доставляемых реагентов и является самым эффективным из промышленных процессов.

Выбор метода извлечения радиоактивного топлива зависит от самого месторождения, глубины захоронения и расстояния транспортировки исходного материала для последующего обогащения. В чистом виде ископаемое топливо, как правило, не используется.

В чистом виде этот элемент опасен для человека. Исходный состав добытой руды содержит три изотопа с разными атомными массами (234, 235 и 238 соответственно). Полученное таким образом сырье подвергается дальнейшей обработке, необходимой для эффективного и продуктивного использования непосредственно в реакторах. По сути, это элемент с атомной массой 235, который очищают для производства обогащенного урана в качестве ядерного топлива.

Сам процесс доведения сырья до рабочего состояния довольно сложен и занимает много времени. Все зависит от использования урана. При производстве ядерного топлива образуются вещества с различной концентрацией:

• На уровне 3%. Для реакторов РБМК (канальный реактор большой мощности). Примеры: Чернобыльская, Обнинская, Ленинградская электростанции,
• На 5% уровне. Водо-водяные энергетические реакторы, самые мощные в мире, например, в Нововоронеже,
• На уровне 20% — для судоходства (корабли и лодки),
• На уровне до 90% — для исследовательских центров.

В процессе производства получаются специальные пеллеты, которые используются непосредственно в установках по производству топлива. В то же время уран — не единственное топливо для реактора.

Плутоний

В естественном виде он существует в форме диоксида. Для горнодобывающей промышленности он незначителен. По этой причине данный вид топлива для ядерного реактора производится искусственно из того же урана. Плутоний считается самым дорогим и перспективным материалом в линейке ядерной продукции. Чтобы удешевить производство, используется технология изготовления из бывших в употреблении материалов.

Производство ядерного топлива

В Российской Федерации за производство альтернативного энергоносителя отвечает государственная компания «Росатом». Отечественная компания «ТВЭЛ» производит известные виды ядерного топлива, разрабатывает и создает тепловыделяющие сборки, включая компоненты, и обслуживает действующие реакторы. Для сравнения продуктивности урана для электроэнергетики можно привести простой пример: 630 граммов урана эквивалентны 70 тоннам угля или 140 тоннам древесины. При этом соотношение отходов после вторичных реакций составляет 126 граммов на эквивалент 74 тонн золы и газа или 1,5 тонны золы, оставшейся после сжигания древесины.

В нынешних условиях обогащение содержащегося в нем ядерного топлива начинается в непосредственной близости от шахты. Первоначальная обработка заключается в сортировке сырья, отделении неметаллических компонентов и выделении максимально чистого вещества. Фактически технологический процесс основан на том, что частицы урана относительно инертны. В результате активное извлечение ядерного топлива способствует структурированию и выделению материала в отдельное вещество. В зависимости от производства и качества исходного материала различают электромагнитные и аэродинамические процессы производства. В промышленности уже давно используется газовое центрифугирование как наиболее передовой и эффективный метод обогащения урана. Более того, этот метод до сих пор остается одним из самых эффективных. Перспективные технологии производства чистых химических веществ для АЭС включают лазерное разделение изотопов.

Мировые производственные мощности (к 2020 году, в EPP):

• ТВЭЛ — Россия, более 28 000,
• URENCO — совместный проект Великобритании, Нидерландов и Германии — более 14000,
• США только 5-е, более 4000.
• Из уроков химии в школе мы знаем о длительном периоде полураспада урана и других радиоактивных веществ. Даже после использования активного сырья в производстве материал остается пригодным для вторичной переработки. После переработки уран возвращается в топливный цикл. Для этого сырье может быть обогащено или смешано с конечными топливными концентратами непосредственно в ядерном реакторе. Россия также находится на первом месте, поскольку все обновленные запасы поступают непосредственно в производственный цикл.

Регенерация

Основной целью использования изготовленного ядерного топлива является производство (выделение) большого количества энергии. Цепная реакция — это последовательность элементов с периодом полураспада, которые реагируют с продуктами предыдущего процесса. Катализаторами каждой реакции являются нейтроны, которые были высвобождены на предыдущем этапе. Во время этого процесса высвобождается избыточная или избыточная энергия. Чтобы привести цепную реакцию в движение, необходимы специальные химические элементы, которые, по сути, являются топливом для атомной электростанции.

Цепные реакции могут быть неразветвленными и разветвленными. В первом случае за один раз высвобождается только один связывающий нейтрон и не производится крупномасштабной энергии. Во втором случае, если процесс цепной реакции правильно контролируется, достигается высокий выход энергии.

Ядерная энергия используется в тепловой энергетике, когда энергия в виде тепла извлекается из ядерного топлива в реакторах. Он используется для выработки электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС), в энергетических системах больших морских судов и для опреснения морской воды.

Плутоний-239 производится и используется в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, которые содержат значительное количество урана-238. Он также может быть переработан и использован в качестве вещества, способного вырабатывать энергию в тепловых реакторах. Это вещество обладает более высокой активностью, чем уран.

Плутоний

Плутоний-238 используется в небольших радиоизотопных источниках энергии.

В настоящее время в качестве источника исследуется торий-232.

Торий

1 грамм чистого тория дает больше энергии, чем 28 000 литров бензина. Однако в цепи распада тория-232 этот элемент должен быть преобразован в уран-233, который является высокоэффективным ядерным топливом.

Тория на Земле больше, чем урана, он менее токсичен и не образует долгоживущих радиоактивных изотопов.

Производственные заводы — это предприятия, которые превращают обогащенный уран в ядерное топливо для реакторов. Для легководных реакторов уран получают в твердом виде с обогатительной фабрики. Затем он химически преобразуется в порошок диоксида урана. Этот порошок прессуется в брикеты.

Производство ядерного топлива

Сгорание смешанного оксида также может произойти, если порошок упакован вместе с оксидом плутония. Риски на заводах по изготовлению топлива, в основном химические и радиологические, аналогичны рискам на обогатительных заводах. Эти объекты, как правило, представляют низкий риск для населения.

В использовании вещества, способные выделять энергию, могут принимать различные формы металлов, сплавов или оксидов.

Использование

В большинстве реакторов топливом служит соединение, известное как диоксид урана. Этот диоксид урана собирается в топливный элемент и вводится в ядерный реактор, где он может оставаться в течение месяцев или лет.

В реакторе ядерное топливо расщепляется и выделяет энергию. Эта высвобожденная энергия используется для выработки электричества. Нейтроны, высвобождаемые при делении, обеспечивают цепную реакцию деления и, таким образом, непрерывное производство электроэнергии. Отработанный материал удаляется из реактора после того, как большое количество урана-235 или плутония-239 было расщеплено. Отработанное» ядерное топливо называют отработанным или облученным материалом. После использования материал необходимо охлаждать в течение нескольких лет, так как он очень горячий.

Отработанное топливо хранится в больших, глубоководных резервуарах с радиационной защитой, которая действует как охладитель. Вода используется в качестве теплоносителя и снижает температуру, а щит защищает работников от радиации. После охлаждения отработанное топливо может быть возвращено или складировано, в зависимости от действующих правил.

Ядерные реакторы работают с диоксидом урана в виде порошка, который был спрессован в небольшие гранулы. Для производства большого количества пеллет они устанавливаются на топливный стержень.

Топливные стержни

Урановая гранула размером с палец может произвести столько же энергии, сколько 481 кубический метр природного газа, 807 килограммов угля или 564 литра нефти. Стержни состоят из нескольких таблеток радиоактивного уранового топлива.

Их длина может достигать нескольких метров, а диаметр — около одного сантиметра. Многие из этих стержней, обычно более десяти, удерживаются вместе прочными металлическими опорами в топливной сборке. Эти стержни имеют зазор в несколько миллиметров между собой, чтобы охлаждающая жидкость могла проходить между ними. Трубки, в которых находятся урановые гранулы, обычно изготавливаются из циркония.

После того, как отработавшие тепловыделяющие элементы удалены из активной зоны реактора, они хранятся в специальном резервуаре, который обычно находится в непосредственной близости от реактора.

Ядерная энергия используется в тепловой энергетике, где ядерное топливо используется в реакторах для выработки энергии в виде тепла. Он используется для выработки электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС), для энергетических установок больших судов и для опреснения морской воды.

Атомные электрические станции

Плутоний-239 производится и используется в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, которые содержат значительное количество урана-238. Он также может быть переработан и использован в качестве вещества, способного вырабатывать энергию в тепловых реакторах. Это вещество обладает более высокой активностью, чем уран.

Современная ядерная энергетика основана на энергии, выделяемой при делении природного изотопа урана-235. На атомных электростанциях контролируемая реакция деления ядер происходит в ядерном реакторе. Существуют тепловые и быстрые реакторы, в зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают деление ядер.

Основным узлом атомной электростанции является ядерный реактор, показанный на рисунке 1. Из ядерного топлива извлекается энергия, которая затем в виде тепла передается другому топливу (воде, металлической или органической жидкости, газу) и преобразуется в электричество тем же процессом, что и на обычных тепловых электростанциях.

Процесс контролируется, реакция поддерживается, мощность стабилизируется, реактор запускается и останавливается специальными подвижными управляющими стержнями 6 и 7, изготовленными из материалов, поглощающих интенсивные тепловые нейтроны. Они приводятся в движение с помощью системы управления 5. Влияние контрольных стержней проявляется в изменении силы потока нейтронов в активной зоне. Вода, охлаждающая бетон биологического экрана, циркулирует по каналам 10.

Управляющие стержни изготавливаются из бора или кадмия, которые являются термо-, радиационно- и коррозионностойкими, а также механически стабильными и обладают хорошими свойствами теплопередачи.

Внутри прочного стального корпуса 3 находится корзина 8 с тепловыделяющими элементами 9. Теплоноситель поступает по трубе 2, проходит через активную зону, омывает все тепловыделяющие элементы, нагревается и поступает в парогенератор по трубе 4.

Рисунок 1. ядерный реактор

Реактор помещен в толстый бетонный биологический экран 1, который защищает окружающую среду от нейтронного, альфа-, бета- и гамма-излучения.

Топливные элементы (твэлы) являются основным компонентом реактора. Ядерная реакция и выделение тепла происходят непосредственно в них, а все остальные части служат для изоляции, контроля и рассеивания тепла. Конструктивно тепловыделяющие сборки могут представлять собой стержни, пластины, трубки, сферы и т.д. В основном это стержни длиной до 1 м и диаметром до 10 мм. Обычно они собираются из урановых гранул или коротких трубок и пластин. Снаружи топливные стержни покрыты коррозионностойкой тонкой металлической оболочкой. Для облицовки используются цирконий, алюминий, магний и легированные сплавы нержавеющей стали.

В зависимости от принципа использования тепловой энергии, вырабатываемой атомной электростанцией, инверторы можно разделить на 2 категории:

Преобразователи тепловой энергии в электрическую

Двигатель (динамический),

1. двигатель (прямой преобразователь).
2. В механических преобразователях газотурбинная установка обычно соединена с реактором, в котором в качестве рабочей жидкости может использоваться смесь водорода, гелия или гелий-ксенона. Эффективность преобразования тепла, подводимого непосредственно к турбогенератору, достаточно высока — коэффициент преобразования h = 0,7-0,75.

Схема атомной электростанции с газотурбинным преобразовательным потенциалом показана на рис. 4.

Другим типом преобразователя двигателя является магнитогидродинамический или магнитогидродинамический генератор (МГДГ), принципиальная схема которого показана на рис. 1. 5. генератор представляет собой канал с прямоугольным сечением, две стенки которого выполнены из диэлектрического материала, а две — из электропроводящего материала. Электропроводящее рабочее тело (жидкость или газ) движется по каналу, который пронизывается магнитным полем. Известно, что при движении проводника в магнитном поле возникает ЭДС, которая через электроды 2 передается потребителю электроэнергии 3. Источником энергии рабочего теплового тока является тепло, вырабатываемое в ядерном реакторе. Эта тепловая энергия используется для перемещения зарядов в магнитном поле, т.е. преобразуется в кинетическую энергию проводящего тока, а кинетическая энергия преобразуется в электрическую.

Рисунок 4. Схема атомной электростанции с газотурбинным преобразователем: 1 — реактор; 2 — контур с металлическим теплоносителем; 3 — теплообменник для подвода тепла к газу; 4 — турбина; 5 — генератор электроэнергии; 6 — компрессор; 7 — охладитель-излучатель; 8 — контур отвода тепла; 9 — циркуляционный насос; 10 — теплообменник отвода тепла; 11 — аккумулятор тепла; 12 — контур с рабочей жидкостью газотурбинного преобразователя.

Прямые преобразователи (без двигателя) тепловой энергии в электрическую подразделяются на:

термоэлектрический,

1. термоэлектрический,
2. электрохимический.
3. Термоэлектрические генераторы (ТЭГ) основаны на принципе Зеебека, который гласит, что термоэлектрическая ЭЭД генерируется в замкнутом контуре, состоящем из различных материалов, при поддержании разности температур в точках контакта этих материалов (рис. 6). Для производства электроэнергии целесообразно использовать полупроводниковые ТЭГ с более высоким КПД, а температура горячего спая должна достигать 1400 К и выше.

Термоэмиссионные преобразователи (TEC) позволяют вырабатывать электроэнергию за счет эмиссии электронов с катода, нагретого до высокой температуры (Рисунок 7).

Рисунок 5. Магнитоэлектрический генератор: 1 — магнитное поле; 2 — электроды; 3 — потребитель тока; 4 — диэлектрик; 5 — проводник; 6 — рабочее тело (газ).

Одним из важнейших вопросов развития атомной энергетики является обеспечение надежности и безопасности эксплуатации АЭС.

Безопасность и надежность работы АЭС

Радиационная безопасность обеспечивается:

Создание надежных конструкций и оборудования для биологической защиты персонала от радиационного облучения,

1. очистка воздуха и воды, выходящих из объектов АЭС
2. удаление и надежное сдерживание радиоактивного загрязнения,
3. ежедневный дозиметрический контроль объектов АЭС и индивидуальный дозиметрический контроль персонала.
4. Площадки АЭС делятся на 3 категории в зависимости от типа эксплуатации и установленного на них оборудования:

Строго регламентированная зона,

1. зона ограниченного регулирования; — зона ограниченного регулирования,
2. Первая категория включает необслуживаемые, герметичные помещения, которые недоступны для людей во время работы реактора, поскольку в это время они радиоактивно загрязнены.
3. Вторая категория помещений — это полузакрытые помещения, в которых находится только обслуживающий персонал, а доступ других лиц осуществляется только через службу оперативной дозиметрии.

В помещениях третьей категории постоянно находится персонал; на заводе эти помещения радиационно защищены.

Во время работы атомных электростанций образуются твердые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. Они должны быть утилизированы таким образом, чтобы избежать загрязнения окружающей среды.

Выбрасываемые газы могут содержать радиоактивные вещества в виде аэрозолей, радиоактивной пыли и радиоактивных газов. Вентиляция предприятия спроектирована таким образом, чтобы воздух поступал из «чистых» зон в «загрязненные», а потоки в обратном направлении исключались. Во всех зонах завода полный воздухообмен достигается максимум за один час.

В процессе эксплуатации АЭС возникает проблема утилизации и захоронения радиоактивных отходов. Переработанные в реакторах тепловыделяющие элементы некоторое время хранятся в резервуарах с водой непосредственно на АЭС до стабилизации изотопов с коротким временем полураспада, а затем тепловыделяющие элементы вывозятся на специальные радиохимические заводы для регенерации. Там ядерное топливо извлекается из топливных стержней, а радиоактивные отходы захораниваются.

Источник.

В то же время задача удаления отходов из цикла должна быть решена без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Планируемый топливный цикл должен возвращать ровно столько же радиации, сколько мы выкачали. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Это вопрос практики.

Торий также является одним из видов топлива для ядерных реакторов. Однако в настоящее время торий не используется в качестве сырья для ядерного топлива по следующим причинам:

Запасы урана достаточно велики,

Ториевое топливо

Запасы урана слишком велики: тория очень много, а его добыча сложнее и дороже, потому что нет богатых месторождений,

• Образование 232U, который в свою очередь образует гамма-интенсивные ядра 212Bi, 208Tl, которые затрудняют производство тепловыделяющих элементов,
• Переработка облученного ториевого топлива сложнее и дороже, чем переработка уранового топлива.
• Рисунок 8. Фотография фрагмента ториевого ядерного топлива.
• За последнее столетие было предпринято много усилий по разработке ториевого топлива в качестве альтернативы урановому. Исследование было основано на предположении, что ядерное топливо 238U будет заменено на 232Th, который при захвате нейтронов производит делящийся 233U. Изотоп 235U или плутоний необходим в качестве делящегося драйвера на ранних стадиях топливного цикла, а затем 233U, получаемый при нейтронном облучении 232Th, начинает вносить вклад в производство энергии. Ранние работы в этой области были направлены на увеличение производства нового топлива в ЛВР, поскольку деление 233U характеризуется более высоким значением η (среднее число нейтронов деления на один нейтрон, поглощенный топливом), чем деление 235U, что означает, что для выращивания ядерного топлива доступно больше свободных нейтронов. Ториевый цикл производит очень мало плутония и других трансурановых элементов, что снижает радиотоксичность отработанного топлива.

Некоторые исследования по ториевому топливу в прошлом рассматривали переработку и отделение 233U и его последующее использование в новых топливных сборках. Однако переработка ториевого топлива не является проверенной технологией, а изготовление компонентов из 233U осложняется присутствием 232U и связанным с ним сильным гамма-излучением. Кроме того, выделение 233U противоречило бы концепции нераспространения (233U может быть использован для создания ядерного оружия), поэтому последние разработки сосредоточены на одноразовом топливном цикле с потреблением 233U в процессе производства. Основным недостатком этой концепции является медленное преобразование ториевого сырья в 233U.

Плутониевое ядерное топливо также не используется в настоящее время из-за его чрезвычайно сложного химического состава.

Рисунок 9. Элементарные строительные блоки плутониевого топлива.

Плутониевое топливо

На протяжении долгой истории ядерной промышленности предпринималось много попыток использовать плутоний либо в чистом виде, либо в смеси с соединениями урана, но они не увенчались успехом. Топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, называется МОКС-топливом. Его использование в реакторах ВВЭР нецелесообразно, поскольку время разгона должно быть сокращено примерно вдвое, что не предусмотрено в обычных системах управления реактором.

Комплекс электростанции БРЕСТ-300 является следующим этапом развития. Он разрабатывается в рамках программы Росатома «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используется свинец (t

слияние.

Как и в водо-водяных реакторах, это позволяет использовать только два цикла, упрощает управление и повышает энергоэффективность._{Мечта современных ядерщиков — энергия без радиоактивных отходов. Это происходит, когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и повторно используется в качестве топлива для различных типов реакторов. В то же время снижается необходимость в дорогостоящем обогащении урана, в результате чего получается нечто фантастическое, что вечно работает обычным способом.}БН-800 на Белоярской АЭС — один из всего двух реакторов на быстрых нейтронах, эксплуатируемых во всем мире. Он достиг номинальной мощности в 2015 году

Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике

Под обложкой — история строительства классических тепловых ядерных реакторов, ввода в эксплуатацию быстрых реакторов (их всего два в мире, оба в России) и замыкания ядерного топливного цикла.

Уверен, она будет интересна тем, кому понравился рассказ о международном строительстве ядерного реактора ITER мощностью 500 МВт.

Наш спикер — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и начальник отдела ядерного топливного цикла факультета ядерной инженерии Томского политехнического университета, который прочитал лекцию о двухкомпонентной энергетике на Томской котельной.

Сегодня мы говорим о новых технологиях для мирного атома: замыкание ядерного топливного цикла и двухкомпонентная ядерная энергия.

Но давайте начнем с того, как работает ядерный топливный цикл сегодня.

MOX (Mixed Oxide Fuel) — ядерное топливо, содержащее несколько типов делящихся оксидов (обычно плутоний и уран). NAO, NAO, HLW — различные виды радиоактивных отходов. ОЯТ — переработанное ядерное топливо.

Центр современного цикла — ядерный реактор с тепловыми нейтронами. Отмечен зеленым цветом. В этом реакторе в качестве топлива используется обогащенный уран изотопа 235. Для его получения урановую руду добывают, перерабатывают, а затем подвергают длительному и дорогостоящему процессу обогащения.

Классический топливный цикл

В крупных реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водоохлаждаемый ВВЭР-1000 или канальный реактор РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывается. Он хранится в прудах-накопителях реактора, а затем перевозится в долговременное хранилище на горно-химическом комбинате.

Центром современного цикла является реактор на тепловых нейтронах, отмеченный зеленым цветом. В качестве топлива в реакторе используется уран, обогащенный изотопом 235. Для его получения урановую руду добывают, перерабатывают, а затем подвергают длительному и дорогостоящему процессу обогащения.

Давайте теперь рассмотрим строительство современных реакторов.

Схематически атомная электростанция с реактором на тепловых нейтронах может быть представлена следующим образом:

Далее мы поговорим о так называемом ядерном острове, который включает в себя реакторную часть. Давайте посмотрим на реакторы, которые работают сегодня, и на реакторы, которые могут быть введены в эксплуатацию в ближайшем будущем.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схема атомной электростанции в нормальных условиях

Реактор — это устройство, в котором происходит управляемая, самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, особенно урана-235. Наиболее распространенным типом реактора сегодня является водо-водяной реактор. На рисунке показана схема такого реактора.

Схема электростанции с обычным водо-водяным реактором

Реактор расположен в защищенном здании, соединенном с отдельным зданием, в котором размещены обычные блоки электростанции — турбинный зал и другие агрегаты, встречающиеся на обычных тепловых электростанциях.

Как правило, в реакторах для повышения надежности используются четыре контура охлаждения. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор и основные циркуляционные насосы. Их количество соответствует количеству холодильных поездов — четыре. Каждый из охлаждающих поездов имеет парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго контура, содержащего теплоноситель, который по трубопроводу подается на традиционный остров.

Электростанция с реактором ВВЭР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это реактор с плакированным корпусом, конструкция которого обеспечивает высокий запас прочности.

Бинарная энергетика — это решение проблемы сокращения количества обогащенного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Он еще не достиг своего пика — его достигнет нынешнее поколение студентов.

Сейчас мы начинаем разрабатывать делящиеся элементы в реакторах на быстрых нейтронах, которые впоследствии позволят нам загружать сюда топливо, не обогащенное ураном-235.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС (смешанном оксидном топливе), смеси оксидов плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как с топливом, обогащенным ураном-235 — в данном случае для производства плутония-239, — так и с плутонием.

Частичное закрытие ядерного топливного цикла

Хранилище для отработанного топлива имеется в Экспериментально-демонстрационном центре в Северске и, в будущем, на заводе FT2 в Железногорске. Технология переработки топлива после ВВЭР и возвращения урана и плутония в цикл находится на завершающей стадии разработки. Решение задачи переработки довольно интересно: уран и плутоний не разделяются, а поступают в производство в смешанном виде. Таким образом, мы имеем топливные элементы для реакторов, содержащие как восстановленный уран и плутоний, так и природный уран, обогащенный изотопом 235.

Это, конечно, не полностью закрывает ядерный топливный цикл, но снижает затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, извлеченные из отработанного топлива ВВЭР, будут поступать в топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах.

План загрузки реактора БН-800 МОКС-топливом, содержащим плутоний-239 и уран-238, уже разработан и показан красной линией на рисунке ниже.

Система предусматривает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР вместе с урансодержащим оксидным топливом из реакторов БН. При переработке отделяется смесь плутония и урана, которая используется для производства МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывается вместе с топливом из реакторов РБМК.

Получается, что мы сначала питаем обычный реактор оксидным топливом на основе урана-235 и постепенно заменяем его на МОКС-топливо, производя плутоний-239 в быстром реакторе.

Мы не сможем сразу перейти от обычных реакторов к быстрым реакторам, потому что каждый быстрый реактор потребует строительства инфраструктуры по переработке топлива, которая вначале будет недоиспользована, потому что реакторам придется перерабатывать топливо, которое будет перерабатываться позже. А описанная выше система предполагает плавный переход от существующих реакторов к реакторам на быстрых нейтронах. Эта система требует производства плутония в реакторе БН-800. В будущем должны появиться более мощные и эффективные блоки типа БН-1200, которые будут отражать нашу двухкомпонентную стратегию развития атомной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию самого Росатома.

Но еще интереснее то, что происходит в проекте BREST. Строительство реактора такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже началось в Северске. Вокруг него строится комплекс, который позволит решить проблемы регенерации топлива, то есть все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

Перед загрузкой тепловыделяющих сборок атомная электростанция должна проверить готовность персонала и оборудования, разработать стандартизированную программу и только после этого дать добро на загрузку. Кассеты с тепловыделяющими элементами загружаются в реактор с помощью специальной перегрузочной машины.

Природный уран обладает низкой радиоактивностью, но перед изготовлением топливных сборок металл обогащается. Содержание урана-235 в природной руде составляет не более 0,7 %, а радиоактивность — 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана.

Перед загрузкой тепловыделяющих сборок на АЭС необходимо проверить готовность персонала и оборудования, составить стандартизированную программу и только после этого дать добро на загрузку. Топливные сборки загружаются в реактор с помощью специальной перегрузочной машины.

Вагоны для перевозки ядерного топлива

Для перевозки топлива разрабатывается специальный маршрут, и транспорт (чаще всего) сопровождается сотрудниками службы безопасности производителя или заказчика, в основном из-за высокой стоимости оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зарегистрировано ни одной транспортной аварии с тепловыделяющими сборками, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к человеческим жертвам.

Ядерная топливная установка — тепловыделяющий элемент — способна выделять огромное количество энергии в течение длительного времени. Ни уголь, ни природный газ не могут сравниться с такими объемами. Жизненный цикл тепловыделяющих элементов на АЭС начинается с выгрузки, удаления и хранения свежего топлива в хранилище тепловыделяющих элементов. Когда последняя партия топливных сборок в реакторе израсходована, персонал готовит топливные сборки для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция деления). Обычно топливо частично перезагружается.

Загрузка тепловыделяющего элемента в реактор

Топливо в активной зоне реактора

Топливо полностью загружается в активную зону только во время первоначального запуска реактора. Это связано с тем, что топливные стержни в реакторе сгорают неравномерно, поскольку поток нейтронов различен в разных областях реактора. Благодаря измерительному оборудованию персонал завода может в режиме реального времени контролировать степень сгорания каждого топливного блока и производить замену. Иногда топливные сборки не перезагружаются, а переставляются между топливными сборками. Горение наиболее интенсивно в центре ядра.

Уран, израсходованный в ядерном реакторе, называется облученным или обожженным. И эти тепловыделяющие элементы называются отработанным топливом. ОЯТ хранится отдельно от радиоактивных отходов, поскольку содержит как минимум два полезных компонента — невыгоревший уран (глубина выгорания металла никогда не достигает 100%) и трансурановые радионуклиды.

Недавно физики начали использовать радиоактивные изотопы, которые накапливаются в отработанном топливе, в промышленности и медицине. После того, как топливо прошло свою кампанию (время, в течение которого тепловыделяющий элемент остается в активной зоне реактора в условиях номинальной мощности), его перемещают в резервуар для хранения, а затем хранят непосредственно в реакторе перед переработкой или захоронением. Резервуар для хранения используется для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения, поскольку тепловыделяющий элемент остается опасным даже после его извлечения из реактора.

ТВС после атомной станции

Контейнер для отработанного ядерного топлива

В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляются на переработку. Другие страны, включая Россию, работают с замкнутым топливным циклом. Благодаря повторному использованию части отработанного топлива, стоимость производства ядерного топлива значительно снижается.

Топливные стержни растворяются в кислоте, а затем исследователи отделяют плутоний и неиспользованный уран от отходов. Около 3 % исходного материала не может быть использовано повторно; это высокорадиоактивные отходы, которые подвергаются процессу кальцификации или витрификации.

В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляются на переработку. Другие страны, включая Россию, используют замкнутый топливный цикл. Таким образом, стоимость производства ядерного топлива может быть значительно снижена, поскольку часть отработанного ядерного топлива перерабатывается.

Ядерный топливный цикл