В наше время главным направлением выступает экологически чистый и устойчивый рост во всех сферах: от ежедневной жизни до тяжёлой промышленности. Цель — уменьшить загрязнение планеты и в дальнейшем сохранять равновесие, разумно используя её ресурсы. В зарубежной литературе этот процесс отражается под девизом «трех». R»: Reduce. Reuse. RecycleСокращение отходов, повторное использование и переработка — важные принципы, которые не ограничиваются обыденной жизнью. Крупные корпорации также стремятся их соблюдать, правда на совершенно другом уровне.
Если спросить кого-либо, какие отходы самые опасные, то, скорее всего, ответ будет: радиоактивные. Радиоактивные отходы при неправильном обращении и хранении действительно опасны. Но с правильным подходом ядерная энергетика — чистая, а так называемые «отходы» — подходящий ресурс для производства нового топлива. В материале речь пойдет об этом «переработке» в атомной отрасли, или «рециклинге».
Обработка регенерированных ядерных материалов включает очистку и повторное использование или возвращение их в производственный цикл. Стеклянные бутылки и банки моют, а пластик и бумагу измельчают для производства нового пластика и бумаги. Рециклинг является видом переработки.
Специалисты топливной компании «ТВЭЛ» . Naked ScienceИзучил реализуемые сегодня жизненные циклы ядерного топлива: открытый цикл, французскую модель, двухкомпонентную энергетику, закрытый ядерный топливный цикл, утилизацию радиоактивных отходов и использование «урановых хвостов».
Производство топлива
Жизнь ядерных электростанций начинается с добычи урана. Уран – самый тяжелый химический элемент, встречающийся на Земле в природе. Конечно, не в чистом виде, а в составе руд и минералов. Перерабатывая его, получают чистый уран, который всё же непригоден для топлива из-за низкой концентрации.
Из всех существующих изотопов урана наиболее распространенным является уран-238, который составляет 99,3% всего урана. В энергетике важны оставшиеся 0,7% — уран-235. Именно его используют в качестве основного делимого материала для ядерного топлива традиционных тепловых АЭС. Затруднение заключается в том, что для работы АЭС содержание полезного урана-235 в топливе должно составлять до 5%, а не 0,73%, как в естественных условиях. Необходимое процентное содержание получают на этапе обогащения.
Извлеченный природный уран подвергают конверсии: превращают из твердого состояния в газообразное. В результате получают газообразный гексафторид урана. Его помещают в центрифугу и раскручивают: более легкий уран-235 прилипает к оси, а тяжелый уран-238 оказывается на периферии. В результате получается немного обогащенного до 5% гексафторида урана, из которого производят топливо. Остальное — «хвосты», обедненный гексафторид урана с содержанием урана-235 около 0,25%.
Сумма возможностей Росатома по обогащению урана не разглашается. Граница в 5% принята для энергетических реакторов. Для АЭС обычно обогащают до 4,7-4,9%, степень зависит от цены урана и услуг по обогащению, а также конкретного топливного цикла АЭС. Россия является лидером в центрифужном обогащении. Изделия вроде «хвостов», ОГФУ, получаются бедными на уран-235, им тоже нашли применение. Но об этом позже, пока вернемся к производству топлива.
На фабрикации газ преобразуется в порошок, который спекают в урановые таблетки. Таблетки запаивают в циркониевые трубки с заглушками и крепёжными элементами. Получаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Из ТВЭЛов собирают тепловыделяющие сборки (ТВС). Материалы и конструкция элементов и финальной сборки зависят от типа реактора.
Готовые ТВС отправляют на атомные станции, где 5 лет функционируют. С момента выхода из реактора их называют отработавшим, или облученным ядерным топливом (ОЯТ). Еще через 5 лет ОЯТ остывает в бассейне выдержки на станции. Далее этот путь — главная тема материала.
Выбранный топливный цикл определяет дальнейшую судьбу отработанного ядерного топлива: его захоронение или продолжение эксплуатации.
Открытый ядерный топливный цикл
В прошлом применялся самый простой способ — размещение отработанного топлива в контейнерах и его длительное хранение, пока не будет найдено решение для дальнейшей судьбы или вовсе без намерения использовать его снова.
Геологическое захоронение — один из видов «вечного» хранения. Хранилища такого типа строятся в Швеции и Финляндии. Отработавшее ядерное топливо накапливается в контейнерах, а по завершении строительства его перенесут в хранилища. Переработка отработанного топлива другими странами невозможна — необходимые технологии на данный момент есть только у России и Франции (ранее подобные возможности имела Великобритания).
Французская модель
В Франции использованное ядерное топливо направляют на переработку: извлекают из него элементы и циркониевые оболочки, а сами таблетки растворяют.
Отработанное ядерное топливо состоит в основном из урана (96%), плутония (1,2%) и радиоактивных отходов. В состав отходов входят «короткоживущая» цезий-стронциевая фракция (2%), минорные актиниды (0,5%) и прочие продукты деления (0,3%). Преобладают все же остатки урана.
Облученный уран называют регенератом. В нём, кроме урана-238 и урана-235 (2%), появляются изотопы: 232, 234 и 236, которые затруднят реакцию.
Для получения топлива уран очищают от четных изотопов и радиоактивных отходов, обогащая до 5%. В топливо оставляют плутоний, поэтому его называют уран-плутониевым (французы используют термин МОКС-топливо). Такое топливо можно загрузить в реактор один раз, заполнив лишь 30-50% активной зоны, дополнительно к обычному топливу. После этого остаётся только захоронение, так как соотношение изотопов урана становится непригодным для переработки, а плутоний слишком сильно излучает радиацию.
Главная сложность такого метода переработки заключается в том, что не устраняется объем опасных радиоактивных отходов: «короткоживущей» цезий-стронциевой фракции и малочисленных актинидов (америций, нептуний, кюрий и др.). Последние представляют наибольшую угрозу из-за тысячелетнего периода полураспада. В России умеют избавляться от них с помощью реакторов на быстрых нейтронах.
Двухкомпонентная модель и радиоактивные отходы
Реакторы на быстрых нейтронах — результат напряженной работы советских учёных. Разработкой такого типа реакторов занимались во многих странах: Франция, США, Япония, Великобритания. Однако только в России удалось достичь промышленного масштаба. На Белоярской АЭС до сих пор работает запущенный в 1980 году реактор БН-600. В 2015 году на той же станции был запущен БН-800. Развитие продолжается: в Северске строят экспериментальный реактор БРЕСТ-ОД-300. СНУП-топливеДля Белоярской строят мощный реактор БН-1200.
Главное отличие и первая особенность Быстрые реакторы отличаются от обычных тепловых отсутствием замедлителей, из-за чего энергия нейтронов достигает больших значений. Для запуска реакции им нужен плутоний в составе топлива, который можно получить, используя отработавшие топливо из обычных тепловых реакторов. Такой процесс переработки топлива сначала в тепловых, а затем в быстрых реакторах называется двухкомпонентной моделью ядерной энергетики.
Ещё одна важная особенность скоростных реакторов. Способность «выжигать» опасные минорные актиниды — кюрий, нептуний и америций. С кюрием можно ничего не делать, так как со временем он распадается в плутоний. Сам же плутоний со временем распадается на америций. В общем, данные элементы дают много продуктов полураспада, причем периоды полураспада исчисляются тысячами лет.
Похоронить подобные отходы возможно, однако сложно. Нужно глубокое захоронение, например, в закрытой шахте на большой глубине в горе с подходящей породой гранита, не пропускающей ничего. Сверху хранилище забетонируют, но за его состоянием нужен мониторинг. Лучше совсем избавиться от актинидов — с помощью быстрых реакторов.
Быстрые реакторы используют уран-плутониевое топливо, превращают в другие элементы редки актиниды и вырабатывают плутоний (для работы реакторов). Благодаря этому возможно построить всю энергетику на быстрых реакторах – создать замкнутый цикл.
Замкнутый цикл
В замкнутом ядерном топливном цикле после работы в реакторе быстрых нейтронов уран-плутониевое топливо перерабатывают, создают из него новые сборки и возвращают в этот же реактор.
Производство и переработка топлива сейчас проходят на предприятиях, находящихся вдали от АЭС. Для транспортировки туда выработавшего топливо его сначала охлаждают, а затем снова нагревают на перерабатывающем заводе. Эти операции требуют больших затрат времени и ресурсов. Поэтому Росатом строит в Северске экспериментальную станцию, где производство и переработка топлива будут выполняться рядом с быстрым реактором (БРЕСТ-ОД-300). Это реализация пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ), который является ответвлением замкнутого цикла. Некоторыми специалистами именно такой формат считается «истинным» замкнутым циклом.
В Северске на одной площадке разместится реактор, модуль фабрикации-рефабрикации и модуль переработки. Последние два находятся рядом друг с другом. Большинство операций автоматизированы для снижения воздействия на персонал. Ядерные материалы нужны только для запуска реактора, затем требуется минимальная подпитка. Основные радиоактивные отходы быстрый реактор будет сжигать. Запуск модуля фабрикации планируется в ближайшие годы для производства топлива к запланированному пуску блока в 2026 году.
БРЕСТ отличается минимальной аварийностью: внутри его циркулирует свинцовый теплоноситель, который остается в целости даже при аварии. Самой опасной для АЭС является потеря теплоносителя, как случилось на Фукусиме: вода испарилась, а топливо расплавилось. В случае отключения БРЕСТ просто застынет. К тому же, само нитридное топливо (СНУП-топливо) не способно расплавиться.
В самом критических ситуациях опасность не выйдет за пределы АЭС. Свинец поглощает нейтроны, поэтому реактор можно будет обезопасить на месте. Безопасность — приоритетная задача современной ядерной энергетики. Новые реакторы максимально защищены от аварий.
В России функционируют быстрые реакторы, а скоро появятся и в Китае, где строительством занимаются специалисты Росатома. В остальном мире распространены традиционные тепловые реакторы, работающие исключительно на чистом урановом топливе или однократно переработанном (французский тип). Для включения их в цикл рециклинга Росатом разработал топливо РЕМИКС.
Сбалансированный цикл и «короткоживущая» фракция
Опыт работы с ураном, отработавшим ядерным топливом и MOX-топливом позволил создать специальное топливо, многократно используемое при полной загрузке в тепловых реакторах, путем переработки и рефабрикации на российских предприятиях.
Страна не обладает ни одной АЭС, но желает применить ядерную энергию. Строительство АЭС занимает четыре года. В течение десяти первых лет она будет функционировать на традиционном урановом топливе, с выгрузкой в бассейн выдержки для охлаждения.
Росатом постепенно будет забирать отработанное топливо и перерабатывать его на своих предприятиях в уран-плутониевое РЕМИКС-топливо для тепловых легководных реакторов, возвращая его на станцию. С одиннадцатого года эксплуатации и до конца срока службы через 50 лет станция сможет работать на таком регенерированном топливе. В отличие от французского МОКС-топлива, которое можно загружать лишь на треть, РЕМИКС-топливом можно загружать 100 процентов активной зоны реактора. После каждого цикла облучения топлива плутоний становится «хуже», но специалисты Росатома нашли способ улучшать состав и перерабатывать топливо до семи раз, сжигая по пути минорные актиниды.
Такой подход позволяет существенно экономить на изготовлении ядерного топлива, так как примерно 80% стоимости сборки приходится на уран и обогащение, около 15% — фабрикации, 3% — конверсии. Главное преимущество такого подхода — отсутствие опасных ядерных отходов. Все минорные актиниды будут сжигаться в России в быстрых реакторах. Останется лишь «короткоживущая» фракция с периодом полураспада около 80 лет, которую можно залить в боросиликатное стекло (или в керамику – зависит от технологий будущего) и поместить в приповерхностное хранилище, где спустя несколько сотен лет эти отходы станут абсолютно безопасными. минорными актинидами, которые требуют тысячелетий.
По окончании срока службы станции, работавшей на топливе РЕМИКС, потребуется возвести небольшой склад для емкостей с «стеклом». В настоящее время топливо РЕМИКС проходит опытно-промышленную эксплуатацию на Балаковской АЭС.
Взаимодействие энергоблоков с быстрыми реакторами образует замкнутый ядерный топливный цикл (СЯТЦ), позволяющий создать глобальную атомную систему и предоставлять другим государствам услуги по выжиганию минорных актинидов. В будущем в России останутся только быстрые реакторы. Однако, даже без поставок урана и плутония от тепловых реакторов у нас имеются все ресурсы для их работы — например, огромные запасы ОГФУ.
Урановые хвосты и коэффициент воспроизводства
После получения обогащённого урана из природного остаётся значительное количество обеднённого гексафторида урана. В его составе преобладает уран-238, с небольшим содержанием урана-235.
За почти век работы отечественной атомной промышленности в России образовались огромные запасы ОГФУ — свыше миллиона тонн. Росатом для уменьшения этих запасов постепенно освобождает площадки с захоронениями. Предполагается, что к 2038 году количество площадок будет вдвое меньше, а к 2057 году все запасы будут ликвидированы путём переработки.
Сначала обедненный гексафторид урана очищают от фтора. Полученную плавиковую кислоту и безводный фтористый водород реализуют на рынке химической продукции. Обедненный уран тоже применяют в промышленности: из него изготавливают контейнеры для перевозки изотопов, экраны для медицинской аппаратуры, а также используют в противовесах и гироскопах самолетов, судовом балласте и др. Но основная часть идет на производство нового ядерного топлива.
Часть этих запасов имеет высокое содержание урана-235 (до 0,4%) из-за использования в первых десятилетиях менее эффективного диффузионного метода обогащения. Сейчас эти хвосты пригодны для производства топлива для тепловых реакторов. Вторичные хвосты бесполезны для остального мира, но представляют собой ценное сырье для быстрых реакторов.
Быстрые реакторы не нуждаются в «бесполезном» уране-238, важнее для них наличие плутония. И это третья особенность быстрых реакторов.
Возможности реактора на быстрых нейтронах определяются его конструкцией. При наличии соответствующих возможностей, он способен функционировать в различных режимах с различными коэффициентами воспроизводства.
Если коэффициент воспроизводства равен единице, то количество плутония в отработанном топливе будет таким же, как и в начальной загрузке. В таком случае подходящий состав потребуется только для первой загрузки, а дальше быстрый реактор будет его поддерживать.
При коэффициенте воспроизводства менее одного быстрый реактор будет уничтожать лишний плутоний. Такой режим нужен для переработки накопившихся запасов отработавшего топлива от тепловых реакторов. Это забота о потомках — им не придется разбираться с радиоактивными запасами плутония.
Самый привлекательный вариант — с коэффициентом более единицы. Увеличение содержания плутония невелико, но эффективно — до 1,2%. Это позволяет восполнить недостаток плутония для запуска нового быстрого реактора. Такую возможность обеспечивают быстрые нейтроны: при высокой энергии они могут расщеплять уран-238 и получать плутоний.
Росатом в перспективе собирается возводить все российские АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, опираясь на эту особенную технологию.
Будущее российской атомной энергетики
Тепловые реакторы на сегодняшний день представляют собой более совершенную и проверенную технологию по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. Большой опыт эксплуатации позволяет возводить новые станции в течение всего четырех лет.
Тем не менее без реакторов на быстрых нейтронах тепловые будут интенсивно потреблять запасы урана и производить значительное количество опасных отходов. Благодаря реакторам на быстрых нейтронах бывшие отходы превращаются практически в исчерпываемый источник топлива, которого хватит на десятки тысяч лет.
Благодаря огромным вложениям в изучение и разработку реакторов на быстрых нейтронах, сделанным в прошлом веке, у России есть преимущество. Росатом планирует после 2035 года строить только быстрые реакторы и к 2045 году перевести на атомную энергию четверть стремительно растущего энергобаланса страны.
Реакторы старого типа будут постепенно демонтировать и заменять новыми — быстрыми. В России функционирует 35 реакторов на 11 АЭС. Замена потребует подтверждения экономической целесообразности проекта. Быстрый реактор превосходит тепловой по сложности и стоит дороже. Частично это связано с тем, что технология пока не до конца отработана, и себестоимость, вероятно, снизится со временем.
Строящийся в Северске реактор с свинцовым теплоносителем и модулями переработки и рефабрикации — уникальный, дорогой экспериментальный проект. В нём протестируют множество новых технологий, но мощность его будет небольшая. Главный быстрый реактор России — БН-800 на Белоярской АЭС — по мощности также не сравним с тепловыми реакторами (1000-1200 МВт). Вместо этого на нём проверили сложную контурную систему и систему защиты.
Перед Росатомом в ближайшие годы обозначены задачи: оптимизировать конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, повысить единичную мощность и добиться оптимальной цены. БН-1200 с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС станет первым примером «серийного» быстрого реактора; его планируется построить и запустить к 2030 году.
Единственная страна, которая также собирается ввести в эксплуатацию быстрые реакторы — это Китай. К 2040 году страна планирует достичь целевой суммарной мощности 100 ГВт, то есть поддерживать в работе примерно сто реакторов. После 2040 года будут строить только реакторы на быстрых нейтронах. В марте 2022 года в Китае работали 54 реактора общей мощностью 55 ГВт, с тех пор запустили еще два. Известно, что к 2025 году Китай стремится добиться показателя в 70 ГВт. С помощью Росатома строят первый реактор на быстрых нейтронах.
Международная тенденция к чистой возобновляемой энергетике с долгосрочным развитием уже реализуется в нашей атомной отрасли. Введение реакторов на быстрых нейтронах в масштабную эксплуатацию позволяет перерабатывать накопленные урановые отходы, сокращает количество самых опасных радиоактивных отходов — как у нашей страны, так и у других — и экономит ограниченные запасы урана, обеспечивая «обычные» реакторы топливом.
В рамках Десятилетия науки и технологий проект Homo Science совместно с Naked Science готовит данный материал. онлайн-платформуПлатформа с базой знаний, которая включает подкасты, видео- и аудиоматериалы, учебные курсы и другие ресурсы.
«Центр коммуникаций», с ИНН 9705152344, осуществляет частную реализацию коммуникационных программ в атомной отрасли.