ЛЕКЦИЯ №5

ПРОБЛЕММЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

            5.1. Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) – совокупность технологических операций, включающих:

5. Добычу урановой руды.

5. Изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана – U₃O₈,или диураната натрия Na₂U₂0₇).
5. Конверсию (производство гексофторида урана UF₆ и его обогащение U-235.
5. Изготовление топлива для ядерных реакторов.
5. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой и электрической энергии.
6. Переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и захоронение радиоактивных отходов.

            Различают 2 вида ЯТЦ – открытый (разомкнутый) и закрытый (замкнутый). В последнем случае на радиохимических предприятиях осуществляется переработка (репрецессинг) ОЯТ с целью возвращения в цикл «несгоревшего» U-235, практически всей массы U-238 и изотопов энергетического Pu, образовавшихся в процессе работы станции. В открытом цикле ОЯТ. В СССР, а затем России замкнутый цикл осуществлен для реакторов ВВЭР-440, исследовательских реакторов и судовых реакторов гражданского и военно-морских флотов. Переработка ОЯТ реакторов типа РБМК (реактор большой мощности канальный) не производилась, т.к. экономически это не целесообразно. Из почти сорока стран, владеющих ядерной энергетикой, переработкой ОЯТ занимаются только Великобритания, Индия, Россия, Франция, Япония). Остальные страны либо консервируют их и сохраняют в ожидании создания дешевых технологий переработки, либо передают на переработку указанным выше странам.

            Перед тем как перейти к более подробному описанию технологических операций ЯТЦ оценим мировые запасы ядерного топлива. Урановая руда содержит от 0,05 до 0.1% природного урана, в котором U-235 составляет лишь 0,7%. К концу ХХ века в мире действовало 55 урановых рудников. Из них 9 на территории бывшего СССР: 2 в Российской Федерации, 2 в Украине, 2 в Узбекистане, 2 в Казахстане и 1 разрабатывался совместно Казахстаном и Киргизией. Всего мировые запасы урана составляют 4,4 млн. тонн в традиционных месторождениях и 22,6 млн. тонн в фосфатных.

            5.2. Добыча урановой руды. Изготовление уранового концентрата. Основными стадиями этих технологических операций являются:

• Собственно добыча урансодержащей руды.
• Механическое обогащение  руды путем удаления пустой породы.
• Измельчение полученной рудной массы.
• Выщелачивание урана из полученной массы производится с помощью серной кислоты, или карбоната натрия (соды), т.н. гидрометаллургия. Выбор технологии зависит от типа руды. Получают либо U₃O₈, либо Na₂U₂0_7.
•  Сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка.                               

            Все эти операции производятся в непосредственной близости от разрабатываемого месторождения. После этого концентрат для дальнейших операций переработки в ядерное топливо можно перевозить к месту этой переработки. 85% урановых концентратов производится в 9 странах: Австралия, Габон, Канада, Намибия, Нигер, Россия, США, Франция, ЮАР.

            5.3. Конверсия. Концентрация U-235 в природном уране 0,7%. Для разных типов реакторов его концентрация должна быть не ниже 2¸4%. Гораздо выше его содержание должно быть в уране, используем для военных целей. Для этого сначала уран доочищают, проводят т.н. аффинаж, а затем перерабатывают его в гексофторид урана (UF₆). Особое внимание при очистке уделяется бору, кадмию, гафнию. Гексофторид урана является основным сырьем для дальнейшего обогащения. Его производства сконцентрировано в развитых странах: Великобритании, Канаде, России, США, Франции. Причем, крупнейшим поставщиком на мировой рынок является Россия, которая имеет 4 центра по производству гексохлорида урана: Ангарск, Верхний Нейвинск, Красноярск-45 (Железногорск), Томск-7. 

            5.4. Процесс производства ядерного топлива – получение диоксидного порошка урана, производство топливных таблеток, производство оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭов) и самих ТВЭлов, производство тепловыделяющих сборок.

            5.5. «Сжигание» ядерного топлива в реакторах с целью производства тепловой и электрической энергии. Приспособление, в котором осуществляется контролируемая цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов называют ядерным реактором. Первый ядерный реактор запущен под руководством Э. Ферми в США 2 декабря в 1942г. В СССР реактор был запущен через 4 года в 1946г. 26 декабря. Нарис.5.1 представлены принципиальные схемы реакторов четырех типов, производимых в свое время в СССР.

                                                                        Рис. 5.1

            Устройство реактора. Основная часть реактора активная зона, где находится ядерное топливо и протекает реакция. При необходимости в активную зону помещают и замедлитель реакции. Топливо помещают в стальных или циркониевых трубках (ТВЭлах). Замедлителем называют вещество, уменьшающее энергию нейтронов до значений ~ 1эВ. Наиболее распространенные замедлители: графит, обычная вода, тяжелая вода. Для охлаждения реактора и отвода тепла используют теплоноситель, циркулирующий через активную зону. Теплоносителем в зависимости от типа реактора могут быть: обычная вода, реже тяжелая вода, расплавленный натрий, углекислый газ, гелий и т.д. Реакторы бывают на быстрых нейтронах (), на медленных нейтронах () и на промежуточных нейтронах (). При правильном подборе размеров реактора, количества ядерного топлива и замедлителя реактор на медленных нейтронах может работать даже на природном уране. В реакторах на быстрых нейтронах особое внимание уделяется подбору материалов для изготовления элементов конструкции и теплопроводов. О причинах этого речь шла в лекции №2. В таких реакторах топливом служит уран, обогащенный U-235 до 15-25%. По тому, как заполняется активная зона топливом и замедлителем реакторы подразделяются на гомогенные и гетерогенные. Если топливо однородно перемешано с замедлителем, это может быть и раствор, то он называется гомогенным. Если топливо и замедлитель размещены в реакторе неоднородно, то реактор называют гетерогенным. Условия, при которых в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция,  в каждом реакторе создаются при определенном размере его активной зоны и при определенном количестве топлива и замедлителя. Минимальное количество топлива и минимальные размеры активной зоны, при которых возможно протекание цепной реакции называются критической массой и критическими размерами реактора. Например, для уран-графитовых реакторов критическая масса природного урана составляет 45 т. а графита – 450 т. Баланс нейтронов отражает коэффициент размножения нейтронов , равный отношению скорости образования нейтронов в процессе деления к скорости их потери. Мерой отклонения от критических условий работы реактора служит физическая величина, которую называют реактивностью:

.

При  реактор работает в критическом режиме. Рост реактивности ведет к росту выделяемой реактором мощности. Уменьшение ведет к затуханию реакции, например, при выгорании топлива или при накоплении поглощающих осколков деления. В таком случае говорят об «отравлении» реактора продуктами деления. Для создания запаса реактивности размеры активной зоны всегда несколько больше критических. В начале лишняя реактивность погашается за счет введения в активную зону компенсирующих, поглощающих нейтроны, стержней. По мере выгорания топлива эти стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора. Кроме компенсирующих стержней в любом реакторе предусмотрены еще и регулирующие и аварийные стержни. Первые используются при запуске и разгоне реактора, а вторые – при возникновении нештатных ситуаций. По назначению реакторы делятся на:

• Энергетические ядерные реакции
• Реакторы для получения разного рода излучений
• Электроэнергетические реакторы
• Высокотемпературные теплоэнергетические реакторы для производства тепловой энергии
• Судовые реакторы.

            Среди советских, а позже российских реакторов наиболее известны два: ВВЭР-1000 (водно-водяной энергетический реактор). Двухконтурный. В первом контуре вода под давлением 160 атм. и температурой 325⁰ С. Диаметр активной зоны З,12 м, а высота–35 м. загрузка топлива – 66т. Уран обогащен до 3-4%. Электрическая мощность 1000 МВт. Установлен на Кольской, Ровенской, Балаковской и др. АЭС. Другой реактор – реактор Чернобыльского типа РБМК-1000. Одноконтурный. Замедлитель графит. Не имеет в отличие от реакторов ВВЭР прочного металлического корпуса. Топливо находится в стальных или циркониевых трубках  (ТВЭлах) диаметром 13,6 мм и длиной около 7м. ТВЭлы собраны по 18 штук в ТВС (тепловыделяющие сборки) и помещены в специальные трубы-каналы. Отсюда и название – канальный. В активной зоне диаметром 12м и высотой 7м помещено 1690 таких каналов. Работает на обогащенном до 2-3% уране, хотя может работать и на природном уране. Установлен на Ленинградской, Курской Смоленской, Игналинской, Чернобыльской АЭС. Такой реактор в свое время планировалось установить на Минской тепловой АЭС. Тепловая мощность реактора – 3200 МВт, а электрическая – 1000 МВт. Загрузка топлива 200 т.

            5.4. Отработанное ядерное топливо – особый вид радиоактивных материалов, отработанные ТВЭлы, извлеченные из реактора.  ОЯТ относится к высокоактивным отходам, если они не подвергнуты переработке. После извлечения хранятся в специальном бассейне-хранилище, который должен быть при каждой АЭС. Перерабатывается только в перечисленных выше (§ 5.1) пяти странах. В США, Швеции, Канаде, Испании, Финляндии считается радиоактивными отходами. О хранении и переработке радиоактивных отходов речь будет идти в следующих лекциях.