74

в ядерном топливе накапливаются продукты деления и трансмутации, многие из которых высокорадиоактивны, а некоторые имеют период полураспада десятки, сотни и даже тысячи и миллионы лет – это долгоживущие радиоактивные отходы, которые нужно захоранивать в надежных могильниках.

В инфраструктуру замкнутого ядерного топливного цикла входят следующие производства: 1) добыча и обогащение урановых руд и производство естественного урана; 2) радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива; 3) захоронение радиоактивных отходов.

Типы ядерных реакторов и их топливо

В современных ядерных реакторах используется небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана.

Дело в том, что природный уран состоит из двух частей (изотопов) – урана-235 и урана-238. Доля урана-238 равна 99,3 %, а урана235 – всего 0,7 %. Атом урана-235 распадается на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 % до 3-5 %.

Впоследствии были созданы реакторы на быстрых нейтронах – бридеры. Их особенность в том, что в процесс деления ядер урана-

235вовлекается и уран-238.

Унас в стране строительство АЭС базируется на корпусных реакторах с водой под давлением ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах РБМК (реактор большой мощности кипящий).

Принцип работы этих атомных реакторов одинаков – внутри реактора располагают тепловыделяющие элементы – ТВЭЛы, которые состоят из металлической трубки из сплава циркония, заполненной смесью урана-235 и урана-238 (нижняя часть рис. 50).

В реакторе ВВЭР все ТВЭЛы помещены в стальной корпус, заполненный водой, которая непосредственно соприкасается с ТВЭЛами и охлаждает их. Тепло атомного реактора нагревает воду под высоким давлением, она становится радиоактивной. Поэтому эта вода направляется в промежуточный парогенератор, где вода второго контура превращается в пар, направляемый в турбину.

75

Реактор РБМК заполнен графитовыми блоками, внутри которых сделаны отверстия. В них помещены тонкостенные трубы (рабочие каналы) из циркония, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под давлением, она отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется. Это канальный реактор, а ВВЭР – корпусной. ВВЭР получили

более широкое распространение, чем РБМК. Преимуществом РБМК является возмож-

ность замены ТВЭЛов без остановки реактора. Первоначальные затраты при строительстве АЭС в 1,5-2 раза выше, чем при строительстве ТЭЦ, но себестоимость электроэнергии ниже в 1,3-1,7 раз. Первый атомный реактор был построен под руководством И.В. Курчатова (1902-1960) (рис. 51). В создании АЭС большие заслуги принадлежат ученым А.П. Алек-

Рис. 51. И. В. Курчатов сандрову, Н.А. Доллежалю (рис.52) и др. Главной особенностью энергетических

реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в реакторах на быстрых нейтронах является искусственный химический элемент плутоний-239 и «пассивный» уран-238.

Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плу- тоний-239. Вновь образуемый плутоний

является ядерным горючим. Кроме этого в реакторе образуется избыток нового плу- Рис. 52. Н.А.Доллежаль

тония по сравнению с выгорающим, и он может быть извлечен из данного реактора и направлен для использования в другой реактор.

В результате этого процесса возможно использование почти всего урана -238.