100 вопросов и ответов об атомной энергентике и ядерном топливе

добыче. Этот метод считается наиболее экологически чистым. Именно он применяется на новых российских урановых месторождениях - «Хиагда» и «Далур».

В целом надо отметить, что при обустройстве и эксплуатации любого уранового месторождения разрабатывается и реализуется система мер по обеспечению безопасности. Она учитывает геологические и гидрологические особенности объекта, розу ветров, характеристики добываемой руды, сложившуюся инфраструктуру и др. При соблюдении устанавливаемых ограничений (как правило, они относятся к сфере землепользования и водопользования), добыча урана безопасна для проживающего рядом населения.

Первой стадией является концентрирование урановой руды (см. рис. 9). После дробления перемолотую руду растворяют в химическом растворе, затем осажденную концентрированную соль урана высушивают до получения сухого уранового порошка (yellowcake, «желтый кек»). Следующий стадией технологической цепочки является аффинаж (химическая очистка от примесей). Ее продуктом являются чистые оксиды урана, которые направляются на конверсию (фторирование). Полученный гексафторид урана (UF6) транспортируется в специальных контейнерах на обогатительный комбинат для изотопного обогащения по урану-235 (от природного 0,71% до требуемого для каждого конкретного вида топлива). После этого обогащенный уран переводится в форму чистого диоксида, а затем с использованием методов порошковой металлургии из него получают топливные таблетки. Последний стадией производства топлива является упаковка топливных

) 0 ) 6'

h<>85C>:ç çç @DC7:FG>U 85=5ç/ |ç 7çEDFDND@

/)x

60

fF>8DHD7A:C>:

GB:G>

fF:GGD75C>:ç

H56A:HD@

hE:@5C>:

H56A:HD@

fFD>=7D9GH7D

L>F@DC>:7QK

HFI6

hC5FU<:C>:

h75F@5

h6DF@5çiXh

Этапы производства ТВС

таблеток в твэлы и изготовление из них ТВС.

Все технологические операции на каждой стадии производства топлива сопровождаются соблюдением требований безопасности и тщательным контролем качества.

Производство ядерного топлива для большинства АЭС в мире невозможно без обогащения урана. Так, российские энергетические реакторы потребляют ядерное топливо со следующим обогащением (по урану-235): ВВЭР –1,6–5%; РБМК-1000 и ЭГП- 6 — около 3%; БН-600 — до 27%.

Необходимым промежуточным продуктом для обогащения является гексафторид урана (UF6) — газообразное соединение, получаемое в результате химикотехнологического процесса переработки уранового концентрата (так называемая «конверсия урана»). В основе методов обогащения лежат физические процессы, в которых атомы или молекулы различных масс (пусть даже и с одинаковыми химическими свойствами, как у изотопов урана) ведут себя по-разному. В разделительной центрифуге при очень быстром вращении рабочего цилиндра более тяжелые молекулы газа опускаются вниз и концентрируются у стенки, а легкие — выше у оси цилиндра. Организовав соответствующий отбор, можно получить некоторое обогащение по изотопному составу. Это проделывается многократно. Центрифуги объединяют в ступени (параллельно, для увеличения производительности) и каскады (последовательно, для увеличения степени обогащения).

В Украине обогатительных мощностей нет. В России есть четыре обогатительных комбината: Уральский электрохимический комбинат в Новоуральске, Сибирский химический комбинат в Северске, Ангарский электролизно-химический комбинат в Ангарске и Электрохимический завод в Зеленогорске.

Конструктивной основой ядерного топлива реакторов является тепловыделяющий элемент (твэл) — герметичная трубка, в которой размещается расщепляющийся материал (урановые таблетки). При помощи каркаса твэлы объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). Для придания жесткости конструкции, подачи теплоносителя и проведения операций по загрузке и замене топлива ТВС снабжена дополнительными элементами (дистанцирующие решетки, хвостовик, головка).

Конструкция и размеры твэлов для реакторов разных типов различаются. Например, твэлы основного энергетического реактора советского (российского) дизайна ВВЭР-1000 имеют длину более 3,5 м при диаметре 9,1 мм. Их оболочка выполнена из циркониевого сплава, а расщепляющийся материал представляет собой таблетки спеченного диоксида с обогащением 1,6–5% и массой урана более 1,5 кг на 1 твэл.

Общая загрузка активной зоны для реактора ВВЭР-1000 составляет примерно 80 тонн диоксида урана, для РБМК1000 — около 220 тонн диоксида урана.

Динамика роста установленных мощностей ядерной энергетики

Для безопасной эксплуатации АЭС важно жесткое соответствие твэлов заданным прочностным, весовым и геометрическим характеристикам, гарантирующее герметичность их оболочек. Чтобы добиться этого, на российских заводах на всех стадиях производства строго соблюдаются действующие нормы, стандарты и правила. Этому способствует и постоянный контроль со стороны надзорных и регулирующих организаций России – Ростехнадзора и Федерального агентства по

техническому регулированию и метрологии. При поставках ядерного топлива в Украину и другие зарубежные страны обязательным является также выполнение норм и стандартов, действующих в стране-импортере. Стоит отметить, что основные российские производственные предприятия (Машиностроительный завод, Новосибирский завод химконцентратов и Чепецкий механический завод, входящие в состав Корпорации «ТВЭЛ») сертифицированы на соответствие системы менеджмента качества международному стандарту ISO 9001.

Во-первых, это конструкционные материалы, используемые для изготовления оболочек твэлов. Для реакторов ВВЭР и РМБК

основой таких материалов являются сплавы на основе циркония. Оболочки твэлов для реакторов БН-600 и ЭГП-6 выполняются из коррозионно-стойких сталей специального состава. А в производстве твэлов для исследовательских реакторов широко применяются также сплавы на основе алюминия.

Во-вторых, это материалы, вводимые в небольших количествах непосредственно в состав топлива для улучшения эксплуатационных характеристик реактора. Таковы, например, выгорающие поглотители – примеси на основе материалов, интенсивно поглощающих нейтроны. Для этого используются оксиды редкоземельных материалов: в топливе для реакторов ВВЭР – гадолиния, РМБК - эрбия. Их добавление в топливо позволяет существенно повысить главный технико-экономический показатель работы энергетического реактора - глубину выгорания топлива, а также обеспечить такие физические характеристики активных зон, которые делают эксплуатацию реакторов более безопасной.

Каждый тип реактора рассчитан на работу с тепловыделяющими сборками, отличающимися друг от друга не только общей конструкцией и геометрическими размерами, но и параметрами топлива, температурными и прочностными характеристиками и др. Например, сборки отечественных водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР) имеют шестигранное сечение, а большинства иностранных реакторов такого же типа (PWR – Pressurized Water Reactor) - квад-

ратное. Даже в каждый конкретный реактор загружаются ТВС с различной степенью обогащения по урану-235. Это делается для обеспечения оптимального режима эксплуатации реактора.

Радиоактивные отходы - это побочные продукты, образующиеся на всех стадиях ядерного топливного цикла и не представляющие ценности для дальнейшего использования. Образование радиоактивных отходов (сокращенно РАО) – неотъемлемое свойство ядерных технологий, а безопасное обращение с ними – важная часть проблемы безопасности ядерной энергетики. Основная задача здесь состоит в том, чтобы исключить распространение в окружающей среде радиоактивных веществ, образующихся при работе атомных станций, предотвратить их воздействие на человека и природу при хранении, переработке и перевозках.

По форме РАО могут быть твердыми, жидкими и газообразными. По содержанию в них радионуклидов и уровню тепловыделения их подразделяют на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные. Радиоактивные отходы подлежат различным способам обработки, хранения или захоронения в зависимости от их активности и периода полураспада радионуклидов.

На современной атомной станции мощностью 1 млн. кВт за год работы образуется 14 куб. м высокоактивных отходов, а также 400-500 куб. м средне- и низкоактивных отходов. Учитывая, что такая АЭС способна обеспечить потребности в электроэнергии большого города с населением около 700 тыс. человек, то объемы в пол-литра отходов в год на человека представляются очень небольшими. Для сравнения скажем, что угольная ТЭС той же мощности производит в год до 650 тыс. тонн золы и шлаков, содержащих токсичные тяжелые металлы и природные радиоактивные элементы, т.е почти по тонне на человека.

На всех производствах, где происходит образование радиоактивных отходов, предусматривается обязательный сбор всех радиоактивных веществ, непрерывный контроль их вида и активности, переработка, изоляция от окружающей среды, хранение в специально оборудованных хранилищах. Ввод в действие атомных станций, а также любых других производств атомной промышленности, без полностью подготовленных систем сбора, переработки и хранения РАО не допускается. Значительное сокращение объема и активности РАО - одно из важнейших требований к реакторам и атомным станциям нового поколения, к производству и переработке ядерного топлива.

Такие хранилища выполняются в виде специальных конструкций с ячейками для хранения отходов. Толщина стен и перекрытий обеспечивает механическую прочность и биологическую защиту и исключает возможность попадания в них грунтовых вод и атмосферных осадков. Хранилища обеспечивают размещение: высоко и среднеактивных твердых отходов - на 30-50 лет эксплуатации АЭС; бочек с отвержденными жидкими радиоактивными отходами - на 30 лет эксплуатации; слабоактивных твердых радиоактивных отходов - на 20 лет эксплуатации АЭС. Как правило, предусматривается возможность расширения блока хранилища твердых радиоактивных отходов для обеспечения приема отходов в течение всего срока эксплуатации АЭС.

ОЯТ – это облученное ядерное топливо. Оно получается при плановом (обычно от трех до шести лет) облучении ядерного топлива в активной зоне реактора. По сравнению со свежим топливом в его составе меньше содержание урана-235 (поскольку он выгорает), зато накапливаются изотопы плутония, другие трансурановые элементы, а также осколки, или продукты деления – ядра средних масс. С течением времени изменяются также и физические характеристики конструкционных материалов тепловыделяющих сборок. В определенный момент они становятся функционально непригодны для нормальной работы реактора и подлежат удалению из него.

Важно отметить, что ОЯТ – это не отходы. 97-98% объема ОЯТ составляют ядерные материалы, которые в перспективе можно использовать как топливо для определенного типа реакторов (в отработанном топливе достаточно много «недожженного» урана и наработанного плутония). На заводе по переработке ОЯТ из него можно извлечь эти радионуклиды.

Первым этапом является удаление облученных сборок из активной зоны и их перемещение во временное пристанционное хранилище. Эта операция выполняется с помощью специальной перегрузочной машины. Пока активность и тепловыделение ОЯТ высоки, оно хранится в пристанционных бассейнах выдержки, остывая. После 3–5 лет такого хранения и становится возможным их вывоз с площадки АЭС. В России ОЯТ транспортируется либо на ПО «Маяк» (Челябинская обл.), либо на завод РТ-2 Горно-химического комбината (Красноярский край) для переработки или длительного хранения.

41 Какперевозитсяотработанное топливо?Насколько безопаснытакиеперевозки?

Перевозки ОЯТ осуществляются, в основном, железнодорожным и автомобильным транспортом (см. рис. Х). Они производятся с использованием особых мер безопасности и специальных транспортных контейнеров. Все это гарантирует соблюдение отечественных и международных требований и нормативов по всем видам защиты — технологической,

физической, ядерной и радиационной. Испытания показали безаварийность конструкции даже в весьма серьезных чрезвычайных ситуациях — при нахождении в зоне пожара при температуре 800оС, падении с девятиметровой высоты на жесткое основание и на стальной штырь, приложении ударных нагрузок, соответствующих падению самолета (рис Х). В мире для перевозок ОЯТ используются также суда специальной конструкции. За более чем 50 лет выполнения в мире перевозок ОЯТ не возникло ни одной аварийной ситуации.

Динамика роста установленных мощностей ядерной энергетики

СХОЯТ – это сухое хранилище отработанного ядерного топлива. На Украине такое хранилище первой построила Запорожская АЭС. На разработку проекта строительства был объявлен международный тендер. Победу в нем одержал проект, основанный на технологии сухого вентилируемого контейнерного хранения, разработанный американскими компаниями. Построенное хранилище представляет собой специальную бетонную площадку хранения размером 64 м

х 186 м, на которой размещены контейнеры с отработанным ядерным топливом. Каждый контейнер состоит из двух компонентов: внутреннего (многоместная корзина хранения) и внешнего (вентилируемого бетонного контейнера). Контейнеры обеспечивают су¬хое, герметичное и безопас-

ное хранение топливных сборок.

Хранилище рассчитано на 380 контейнеров (первая очередь – 100), в которых можно поместить 9000 сборок с отработанным ядерным топливом. Оно сможет принять отработанное топливо Запорожс-

кой АЭС за весь период ее эксплуатации.

Для уменьшения радиационного воздействия по периметру площадки для различных категорий персонала станции и населения, возведено радиационно-защитное сооружение. Толщина его стен составляет 30 см, высота - 6 м. С момента начала эксплуатации комплекса контролируемые параметры находятся значительно ниже допустимых пределов безопасной эксплуатации.

Регенерированным называется топливо, содержащее уран, выделенный из ОЯТ в ходе радиохимической переработки. Относительное содержание в нем делящегося урана-235 ниже, чем было в свежем топливе. Поэтому для использования в ядерном реакторе такого же типа, откуда ОЯТ пошло на переработку, такой уран не очень подходит. Зато из него можно делать топливо для других реакторов, требующих меньшего обогащения исходного топлива по урану-235. Так и организован в России ЯТЦ с частичным замыканием по урану: более двух третей топлива для реакторов РМБК-1000 с относительно низким обогащением (около 3%) получено

из регенерированного урана, перерабатываемого на ПО «Маяк». Подобная организация ЯТЦ расширяет топливную базу ядерной энергетики.

Используютсяливкачестве 44 ядерноготопливадругие делящиесяматериалы, кроме урана? Вкаких формах?

В настоящее время в ряде стран внедряется технология производства и использования «смешанного» или МОКС-топ- лива (от MOX – Mixed-Oxide Fuel), включающего выделенный в ходе переработки ОЯТ плутоний в смеси с ураном. Опытные образцы ТВС с МОКС-топливом созданы и в России. Их пробная эксплуатация дала хорошие результаты. Возможно также использование в качестве ядерного топлива тория.

Поставщиком топлива на атомные станции обеих стран является Корпорация «ТВЭЛ», которая занимает около 17% мирового рынка ядерного топлива. На топливе российского производства работают 73 энергетических и 30 исследовательских реакторов мира (включая российские), то есть примерно 1/6 их суммарного количества. В основном топливо поставляется в страны, где эксплуатируются АЭС, построенные по российским/советским проектам (кроме Украины это также Литва, Армения, Болгария, Венгрия, Словакия, Чехия, Финляндия, Китай). Российское ядерное топливо будет также поставляться в страны, где АЭС по российским проектам сооружаются в настоящее время (Индия, Иран).

На какоевремяхватит челове- 46чествуделящихся материалов вразличныхсценариях развитияядерной энергетики?

Это зависит от выбора варианта ЯТЦ (рис. 12). При доминировании открытого либо замкнутого по урану ЯТЦ с РТН ядерная генерация уже в середине текущего века столкнется с ограниченностью сырьевой базы на разумном уровне рентабельности добычи урана. Это вызовет постепенный спад ядерной энергетики и ее практическое исчезновение к 2080 – 2090 гг (1). Использование регенерированного плутония в составе МОКСтоплива способно отодвинуть этот срок лишь на 15–20 лет.

Более оптимистично выглядит вариант масштабного включения в ЯТЦ тория, запасы которого на Земле в 3–4 раза превышают урановые. При оптимальной организации ториевого ЯТЦ ядерная генерация может быть выведена на постоянный уровень (2), однако до удовлетворения с ее помощью большей части растущих потребностей человечества в электроэнергии (4) очень далеко.

Положение меняется только при организации ЯТЦ на основе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (бридеров). Они производят из неделящегося урана-238 больше плуто- ния-239, чем сжигают делящегося урана-235. Это позволяет, во-первых, вовлечь в топливный цикл все неиспользуемые запасы урана-238 и, во-вторых, наиболее эффективно вовлечь в топливный цикл имеющиеся и накапливаемые запасы плутония. Правильная организация ЯТЦ с оптимальным сочетанием РТН и бридеров позволит удовлетворить потребности человечества в энергии (3) в течение тысяч лет.

Радиоактивность (радиоактивный распад) есть свойство некоторых ядер спонтанно (самопроизвольно) изменять свой нуклонный состав путем испускания элементарных частиц, гамма-квантов или ядерных фрагментов. Мерой нестабильности радиоактивного вещества является период полураспада

– время, требующееся для распада половины атомов данного радиоактивного вещества. Например, у одного из продуктов деления, в больших количествах находящегося в ОЯТ – цезия137 – период полураспада составляет 30 лет. Это значит, что через 30 лет останется половина от его начального количества, через 60 лет – половина из оставшейся половины (1/4), через

90 лет – 1/8 и т. д. (рис. 13).

Период полураспада строго индивидуален для рассматриваемого радиоактивного ядра, искусственно изменить его нельзя. Для некоторых ядер он огромен. Например, период полураспада урана-235 – 710 миллионов лет.

На практике значимы типы радиоактивности, которые сопровождаются испусканием (эмиссией) ионизирующего излучения, – альфа- и бета-распад. Альфа-излучение – это эмиссия альфа-частиц (ядер гелия-4), обладающих скоростью около 107 м/с. Оно характерно для наиболее тяжелых ядер таблицы Менделеева – в том числе урана, тория и плутония. Проникающая способность альфа-излучения мала, оно полностью задерживается несколькими сантиметрами воздуха или, например, листом бумаги. Бета-излучение – эмиссия электронов, часто обладающих очень высокими (околосветовыми) скоростями. Оно типично для ядер всех масс, соотношение чисел нейтронов и протонов в которых отлично от энергетически наиболее выгодного (для легких ядер – около 1, для тяжелых – примерно 1,5).

Что такоеионизирующееизлучение?Вчемзаключается 48 главная причинаего негативноговоздействия начеловека?

Ионизирующим излучением называют поток частиц достаточно высокой энергии, способных удалить электрон из атома подвергаемого облучения вещества (включая и биологическое). Ионизирующими являются все излучения, сопровождающие радиоактивный распад и ядерные реакции: альфа-, бета-, гамма-

инейтронное излучение. Радиоволны всех диапазонов и свет в оптическом интервале длин волн ионизирующим излучением не являются. При ионизации электрически нейтральный атом, лишившись электрона, превращается в положительный ион.

Выбитый же электрон может на короткое время «прилипнуть» к другому атому, образовав уже отрицательный ион. Именно на ионизацию тратится почти вся энергия частиц ядерного излучения при их взаимодействии с веществом. При воздействии на органы

иткани организма ионизирующее излучение «ломает» молекулы биологических структур, не только нарушая при этом биохимические и биофизические функции организма, но и образуя биотоксины в виде «осколков» молекул тканей и так называемых свободных радикалов. Этим и обусловлено негативное воздействие ионизирующих излучений на человеческий организм.

49Чтотакоеактивностьисточникаионизирующих излучений, вчем онаизмеряется?

Активность источника есть количество ядерных превращений, происходящее в нем в единицу времени. Системной единицей активности является беккерель (Бк) – активность такого источ-

ника, в котором (в среднем, статистически) происходит одно ядерное превращение в секунду. 1 Бк – это очень маленькая активность (например, равновесная активность тела человека равна 7500 Бк), поэтому на практике часто используются килобеккерель (кБк – 1000, или 103, Бк), мегабеккерель (МБк

– 1000000, или 106, Бк) и еще более «крупные» величины. До сих пор часто применяется также внесистемная единица активности – кюри (Ки). 1 Ки = 3,7×1010 Бк.

Термин «доза излучения» в радиационной физике и медицине неоднозначен. Обычно речь идет об эффективной дозе, то есть о мере риска возникновения отдаленных последствий облучения. Ее единица – зиверт (Зв). Она связана с так называемой поглощенной дозой (ее единица – грей (Гр)) набором коэффициентов, учитывающих как относительную опасность различных видов излучений, так и индивидуальную радиочувствительность разных органов и тканей тела человека. Вплоть до настоящего времени в дозиметрии ионизирующих излучений используется и внесистемная единица биологической дозы

–рентген (Р). При воздействии на человека внешних полей гамма-излучения, что встречается чаще всего, 1 Р соответствует 0,01 Зв. Это дает возможность использовать в этом случае старые бытовые дозиметры со шкалами, отградуированными в рентгенах. 1 Зв – достаточно большая доза излучения, в обычных условиях человек за всю жизнь получает примерно в пять раз меньше. Поэтому часто используются ее дробные

доли: миллизиверт (мЗв – 0,001, или 10-3 Зв), микрозиверт (мкЗв

–0,000001, или 10-6 Зв).

Доза, отнесенная ко времени ее воздействия, называется мощностью дозы (например, микрозиверт в секунду).

Мощность дозы является важным показателем: чем больше доза и меньше время облучения, тем выше вероятность возникновения негативных последствий.

Каковыдозыионизирующе- 51 гоизлучения,получаемые человеком?Какиефакторы являютсяприэтомопределяющими?

Основную часть облучения население земного шара получает от естественных источников радиации. Разные виды излучения попадают на поверхность Земли из космоса и от радиоактивных веществ, находящихся в земной коре. Существует также техногенный фон, обусловленный технической деятельностью человека (см. табл. ХХ).

Человек подвергается облучению двумя способами. Радиоактивные вещества могут находиться вне организма и облучать его снаружи; в этом случае говорят о внешнем облучении. Или же они могут оказаться в воздухе, которым дышит человек, в пище или в воде и попасть внутрь организма. Такой способ облучения называют внутренним.

Уровень радиации в некоторых местах земного шара (например, в районах залегания особенно радиоактивных пород), оказывается значительно выше среднего. Источники радиации в земле ответственны за большую часть облучения, которому подвергается человек за счет естественной радиации. В среднем они обеспечивают более 5/6 годовой эффективной дозы. Например, люди, живущие в районах Западной Австралии с повышенной концентрацией урана, получают дозы облучения в 75 раз превосходящие средний уровень, поскольку едят мясо и требуху овец и кенгуру.

Доза облучения зависит также от образа жизни людей. Применение некоторых строительных материалов, испольование газа для приготовления пищи, открытых

угольных печей, герметизация помещений и даже полеты на самолетах - все это увеличивает уровень облучения за счет естественных источников радиации.

В среднем человек получает около 180 мкЗв в год за счет калия40, который усваивается организмом вместе с нерадиоактивными изотопами калия, необходимыми для жизнедеятельности организма. Однако значительно большую дозу внутреннего облучения человек получает от нуклидов радиоактивного ряда урана-238 и

вменьшей степени от радионуклидов ряда тория-232. Некоторые из них, например нуклиды свинца-210 и полония-210, поступают

ворганизм с пищей. Они концентрируются в рыбе и молюсках, поэтому люди, потребляющие много рыбы и других даров моря, могут получить относительно высокие дозы облучения.

Таблица.

Средние годовые дозы, приходящиеся на взрослого человека, от постоянных источников излучения (на уровне моря).