Расширение производства электроэнергии и тепла на атомной станции требует соответствующего обеспечения ядерным топливом. Под ядерным горючим в ядерной энергетике принято понимать изотопы тяжелых элементов — урана и плутония, такие, как уран-233, уран-235, плутоний-239, способные при определенных условиях распадаться при поглощении нейтрона с выделением энергии и нейтронов в самоподдерживающейся реакции. При делении 1 г этих элементов образуется 0,94 МВт-сут тепловой энергии, что эквивалентно теплоте сгорания 2,8 т условного топлива.
Природным делящимся веществом является только уран-235, который содержится в количестве 0,7% в природном уране; остальные 99,3 % составляет уран-238, практически не распадающийся при взаимодействии с нейтронами. Однако при поглощении нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, который является искусственным делящимся веществом, не встречающимся в природе. Так же ведет себя и природный изотоп торий-232, который при поглощении нейтрона превращается в уран-233, также представляющий собой делящееся вещество.
Действующие в настоящее время АЭС используют ядерное топливо, в котором делящимся веществом является уран-235. Производство ядерного топлива состоит из следующих этапов: добыча исходного сырья в виде концентратов; химическое превращение и последующее его обогащение ураном-235; превращение гексафторида в UО2 и получение топливных таблеток; изготовление твэлов и ТС и поставка их на атомной станции.
В настоящее время наиболее распространена добыча урана путем подземного выщелачивания руд месторождений. В скважины закачивается химический растворитель, а из откачных скважин на поверхность поднимается урансодержащий раствор. Слабопроницаемые руды скального типа предварительно дробятся взрывом. Такой процесс объединяет в одну стадию две наиболее трудоемкие операции традиционной технологии: горной добычи и выщелачивания на гидрометаллургических заводах.
Получаемый урановый концентрат имеет то же содержание урана-235, что и природный уран. Для осуществления же самоподдерживающейся ядерной реакции в реакторах типа ВВЭР его концентрация должна быть повышена до 3,5—4 %, а для реакторов РБМК — до 1,8—2,0%. Поэтому концентрат превращают в газообразный гексафторид урана (UF6), и, пользуясь разницей атомных масс урана-235 и урана-238, производят их разделение на газодиффузионных мембранах или центрифугах.
После достижения требуемой концентрации урана-235 UF6 превращается в порошок двуокиси урана (UО2), который спекается в таблетки определенного размера. Таблетки помещаются в специально изготовленные трубчатые циркониевые оболочки и герметизируются в них. Полученные стержни и представляют собой твэлы. Твэлы компонуются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые и являются ядерным топливом, помещаемым в активную зону реактора на атомной станции. Цена этого топлива определяется совокупностью всех затрат от добычи природного урана до изготовления ТВС.
Несмотря на применение в активной зоне реактора конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны, полного сжигания делящегося вещества достичь не удается. Реакция деления прекращается при достижении определенного остаточного содержания урана-235 в топливе, при котором количество нейтронов, образующихся при распаде ядер, уже недостаточно для поддержания реакции с учетом «паразитного», т. е. не приводящего к распаду ядер, захвата нейтронов в активной зоне. Максимальное количество тепловой энергии, которое может быть получено из единицы массы урана определенного изотопного состава, определяет удельную энерговыработку, которая характеризует глубину выгорания ядерного топлива. Глубину выгорания измеряют в мегаватт-сутках на тонну (МВт-сут/т) или на килограмм (МВт-сут/кг). Глубина выгорания топлива зависит как от физических характеристик активной зоны, в том числе способности материалов в активной зоне поглощать нейтроны, обогащения делящимся изотопом и др., так и от стойкости материала оболочки твэла, сохраняющего необходимую герметичность в тепловых и нейтронных потоках. Так, для топлива реакторов типа РБМК проектная глубина выгорания составляет 18—20 МВт-сут/кг, а для реакторов типа ВВЭР — 27—40 МВт-сут/кг.
По мере исчерпания запаса реактивности топлива, т. е. способности поддерживать реакцию ядерного деления, необходимо извлечь из реактора отработавшее топливо и загрузить в реактор свежее. Принципиально возможны три режима перегрузки топлива:
одноразовая перегрузка; в этом случае активная зона загружается свежим топливом и выгружается отработавшее топливо целиком за одну операцию по истощении запаса реактивности;
равномерная частичная перегрузка; заменяется только часть топлива, например, для реакторов типа ВВЭР заменяется один раз в год 1/2 или 1/3 часть первоначальной загрузки, так что за 2 или 3 года соответственно реактор перегружается полностью;
непрерывная перегрузка топлива представляет собой ежесуточную перегрузку некоторой части топлива в реакторе; перегрузка осуществляется специальной машиной без остановки реактора, таким образом осуществляется перегрузка реакторов типа РБМК.
Чем чаще осуществляется перегрузка ядерного топлива, тем меньшее начальное обогащение топлива ураном-235 требуется для получения заданной глубины выгорания и тем меньше затраты на топливо. Время пребывания ядерного топлива в реакторе называется кампанией реактора. Чем больше кампания реактора, тем большую глубину выгорания можно получить при прочих равных условиях. Задачей эксплуатационного персонала является достижение максимальной глубины выгорания топлива в результате перестановки ТВС в радиальном направлении, оптимизации радиального профиля распределения потока нейтронов, повторного использования ТВС, выгруженных из реактора по технологическим и техническим причинам.
Выгруженное из реактора отработавшее топливо содержит невыгоревший уран-235 и некоторое количество образовавшегося плутония-239. Поэтому оно может быть соответствующим образом переработано (регенерировано), а извлеченные при регенерации делящиеся вещества вновь использованы. Технология этого процесса основана на рубке ТВС, растворении содержимого твэлов в азотной кислоте, выделении затем урана и плутония, их разделении и очистке от осколков деления, в результате которой все осколки деления переходят в радиоактивные отходы различной активности. Уран затем отправляется на дообогащение по урану-235 И дальнейшее изготовление из пего твэлов. Из плутония также изготавливают твэлы и ТВС.
Следует иметь в виду, что при изготовлении плутониевого топлива необходимы дополнительные меры защиты, связанные с повышенной радиоактивностью и токсичностью плутония, в частности переход на полностью дистанционное управление.
Высокоактивные отходы сначала должны храниться в жидком виде в стальных емкостях, затем их требуется подвергнуть отверждению. В частности, разработаны две технологии: битумирование и остекловывание. После выдержки в течение времени, необходимого для отвода тепла распада осколков деления, отвержденные отходы подвергаются подземному захоронению в глубоко залегающих геологических формациях. Таким образом, регенерация отработавшего топлива достаточно сложна и сейчас значительно дороже, чем добыча природного урана.
В настоящее время экономически эффективна добыча тех ресурсов урана, которые при существующей технологии добычи обеспечивают затраты на производство электроэнергии на АЭС, близкие к затратам на се производство на ТЭС. Однако с учетом того, что капитальные затраты на сооружение ТЭС увеличиваются из-за создания эффективных систем очистки дымовых газов, а запасы дешевых органических топлив постепенно исчерпываются, возможности добычи урана и по более дорогой цене (при сохранении конкурентоспособности АЭС и ТЭС), видимо, будут расширяться. Отсюда следует, что извлекаемых запасов природного урана в Советском Союзе, по оценкам специалистов, достаточно для производства ядерного топлива для всех действующих и планируемых к вводу до 2000 г АЭС на весь срок службы, В настоящее время большие количества отработавшего топлива хранятся в водных бассейнах на АЭС и при перерабатывающих заводах. Лишь небольшая доля отработавшего топлива подвергнута пока переработке. Для длительного хранения отработавшего топлива в настоящее время разработана технология сухого хранения в специальных контейнерах.
Регенерация отработавшего топлива и возврат его в реактор наиболее эффективны в так называемых реакторах на быстрых нейтронах. Особенностью быстрых реакторов-размножителей является то, что они, вырабатывая энергию, производят также и искусственное топливо — плутоний-239, причем в количестве большем, чем его потребляют. Поэтому реакторы такого типа и называют реакторами-размножителями. Капитальные затраты на сооружение АЭС с быстрыми реакторами значительно превышают затраты на сооружение АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК. Но по мере исчерпания запасов природного урана и роста цен на него рентабельность АЭС с реакторами такого типа будет возрастать. Поэтому в нашей стране продолжаются работы по освоению реакторов на быстрых нейтронах мощностью 800—1600 тыс, кВт. В настоящее время в СССР эксплуатируются опытно-промышленная АЭС с реактором БН-350 (г. Шевченко) электрической мощностью 150 МВт, опресняющим также морскую воду для жителей города, и опытно-промышленная АЭС с реактором БН-600 на Белоярской АЭС электрической мощностью 600 МВт. Конструкции этих реакторов обеспечивают возможность проверки в промышленных масштабах инженерных решений и экономики АЭС с такими реакторами.
Сооружение на Белоярской АЭС нового энергоблока с реактором БН-800, который в части тепломеханического оборудования и основных конструктивных решений по ЯЭУ явится прототипом будущих энергоблоков с реакторами типа БН-1600, и создание необходимых предприятий внешнего топливного цикла — основа топливной базы ядерной энергетики, не зависящей от роста стоимости природного урана.
Контрольные вопросы
- Назовите основные типы ядерных реакторов, используемых на АЭС в нашей стране.
- Какие преимущества имеют энергокомплексы АЭС — ГАЭС?
- Почему в нашей стране развернуто строительство АТЭЦ, ACT?
- Из каких этапов состоит производство ядерного топлива?
- Что такое глубина выгорания ядерного топлива? Приведите ее значение для реакторов различного типа. Каким образом можно увеличить глубину выгорания?
- С какой целью производится регенерация отработавшего ядерного топлива?
- Какие преимущества имеют реакторы на быстрых нейтронах?
