Болятко Екология ядерной и возобновляемой енергетики 2010

•наличие аккумулятора тепла в активной зоне в виде графитовой кладки;

•высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя.

•К недостаткам канальных водо-графитовых реакторов отно-

сятся:

•сложность организации контроля и управления из-за больших размеров активной зоны;

•большой объем сборочных работ на стройплощадке;

•разветвленность циркуляционного контура и большой объем контроля сварных швов;

•образование за счет графитовой кладки большого объема отходов при снятии реактора с эксплуатации.

Благодаря серьезным усовершенствованиям конструкции реакторов РБМК после Чернобыльской аварии, способствовавшим обеспечению надежности, технической и экологической безопасности эксплуатации, в России принято решение о продлении срока эксплуатации реакторов РБМК-1000 на 15 лет сверх проектного 30летнего срока.

3.2.6. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Инженерно-физические основы реакторов на быстрых ней-

тронах. Как отмечено выше, основоположники идей о быстрых реакторах Э. Ферми и А.И. Лейпунский основную цель использования ядерной энергии в мирных целях видели в овладении ресурсами ядерного топлива на основе воспроизводства.

Принципиальные различия между реакторами на тепловых и быстрых нейтронах прежде всего связаны с тем, что если в первых реакторах замедляющий нейтроны материал специально вводится в

активную зону, то во вторых – количество замедляющего материала сводится к минимуму. Поэтому энергетический спектр нейтронов в быстрых реакторах сильно отличается от спектра нейтронов в тепловых реакторах. Средняя энергия нейтронов, вызывающих деления тяжелых ядер в тепловых реакторах, составляет примерно 0,03 эВ, тогда как в РБН – сотни кэВ. В этой области энергий уран238 эффективно захватывает нейтроны с образованием нового топлива плутония-239 (или урана-233 из тория-232).

Мерой эффективности реакторов на быстрых нейтронах в нара-

91

ботке делящихся материалов служит время удвоения Т2, которое определяется как время, необходимое для производства избыточного топлива, достаточного для первой загрузки другого такого же реактора. Чем меньше период удвоения, тем быстрее будет развиваться ядерная энергетика на искусственном топливе (плутонии).

Для охлаждения энергонапряженной активной зоны необходимо обеспечить высокий удельный теплоотвод, что достигается распределением топлива в тонких (диаметром около 5–6 мм) твэлах для увеличения поверхности теплообмена и использованием радиационно стойких теплоносителей с хорошими теплофизическими характеристиками и слабыми замедляющими свойствами. Наиболее подходящими теплоносителями для РБН оказались жидкие металлы – натрий, эвтектика свинец-висмут.

В энергетических РБН, построенных в СССР, США, Франции, Японии и Великобритании, теплоносителем служил натрий. Натрий обладает наилучшими теплофизическими свойствами и может работать при высоких температурах (температура кипения 881 оС), что важно для достижения высоких КПД паротурбинного цикла. Однако использование натриевого теплоносителя связано с рядом технических сложностей:

1) в теплоносителе накапливается радиоактивный 2411 Na, излу-

чающий γ-кванты с периодом полураспада 15 ч, что затрудняет проведение профилактических ремонтных работ;

2)натрий взрывообразно взаимодействует с водой и кислородом, если они вступают с ним в контакт, например при разрушении парогенератора;

3)коррозионная активность натрия требует применения для оболочек твэлов и материалов контуров аустенитных нержавеющих сталей;

4)поскольку, в отличие от воды и гелия, натрий непрозрачен, работы по перегрузке топлива или по замене реакторного оборудования производятся вслепую.

В силу приведенных факторов, в систему преобразования энергии вводится промежуточный – буферный – контур с натрием между первым (реакторным) и паросиловым контуром. Этот промежуточный контур предотвращает распространение взрывных реакций

вактивную зону реактора и предохраняет персонал станций и обо-

92

рудование паротурбинного контура от радиоактивного натрия первого контура. Трехконтурная система преобразования энергии существенно повышает капитальные затраты на строительство РБН. Реакторы-размножители оказались примерно вдвое дороже легководных реакторов за счет мер безопасности, принятых при работе со щелочными жидкометаллическими теплоносителями.

В РБН сравнительно велика утечка нейтронов из активной зоны вследствие малых сечений поглощения в быстром спектре. Поэтому активную зону окружают отражателем нейтронов толщиной до 1–2 м. Материалы с низким массовым числом здесь, в отличие от тепловых реакторов, применять нельзя, чтобы не смягчать спектр нейтронов. Поэтому в качестве отражателя используют уран-238, который, кроме отражения нейтронов в активную зону, обеспечивает накопление плутония. Урановая область, окружающая активную зону (и состоящая обычно из двуокиси природного или отвального урана), называется зоной воспроизводства или экраном.

Реакторы БН-600 и БН-800. Реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт и тепловой – 1480 МВт с натриевым теплоносителем успешно работает на Белоярской АЭС с 1980 г. На основе опыта строительства и эксплуатации реактора БН-600 разработаны проекты типовых реакторов со смешанным уран-плутониевым топливом БН-800 и БН-1600. Первый из них сооружается на площадке Белоярской АЭС.

3.3. Ядерный топливный цикл

3.3.1. Открытый и замкнутый ядерные топливные циклы

Ядерным топливным циклом (ЯТЦ) называют совокупность предприятий, процессов и этапов по обращению с ядерным топливом на всем его жизненном цикле – от добычи до утилизации или захоронения.

Единственный делящийся материал, распространенный на Земле, – 235U. Плутоний становится частью цикла тогда, когда воспроизводящий материал 238U превращается в делящийся 239Pu. Таким образом, главным топливным циклом является цикл уранплутоний. Если в реакторе используется 232Th, то из него получается делящийся 233U. Возникает другой цикл: торий-уран, обладающий рядом достоинств. Поскольку применение последнего в на-

93

стоящее время довольно-таки ограничено, ниже будет рассмотрен уран-плутониевый цикл.

Топливный цикл АЭС принято делить на три стадии:

1)начальную стадию, охватывающую операции от добычи урановой руды до поставки тепловыделяющих сборок на площадку АЭС и называемую также внешним топливным циклом;

2)стадию использования топлива в реакторе и временного хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС;

3)заключительную стадию, которая начинается с отправки ОЯТ

вотдельно стоящее хранилище или на завод по переработке ОЯТ и заканчивается окончательным удалением высокоактивных отходов после переработки (в остеклованном или ином виде), или непосредственно инкапсулированного ОЯТ. Заключительную стадию по обращению с ОЯТ называют также послереакторной стадией топливного цикла.

Внешний топливный цикл включает следующие стадии:

1)добычу урана и тория в рудниках;

2)переработку руды, ее измельчение и очистку от породы методом флотации; переработанный на гидрометаллургическом заводе уран представляет собой концентрат закиси-окиси урана U3O8;

3)конверсию U3O8 в газообразную форму гексафтроид урана UF6, необходимую в технологии разделения изотопов;

4)обогащение урана изотопом 235U на заводе по разделению изотопов;

5)конверсию обогащенного UF6 в порошок двуокиси урана UO2 и изготовление топливных таблеток для заполнения тепловыделяющих элементов (твэлов);

6)изготовление твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС);

7)транспортирование топлива между различными предприятиями начальной стадии, включая доставку на АЭС.

Укомплектованные ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах, предотвращающих возникновение критичности, и по прибытии размещают в камерах свежего топлива для последующей перегрузки в реактор.

Послереакторная (заключительная) стадия топливного цик-

ла. Приблизительно 1/3 часть отработавшего в реакторе топлива ежегодно заменяется на свежее. В отработанном ядерном топливе (ОЯТ) остается некоторое количество невыгоревшего урана-235

94

(исходного топлива) и вновь наработанного плутония. Например, в

1 т выгружаемого топлива реакторов ВВЭР-440 содержится примерно 12 кг 235U и 6 кг 239Pu и 241Pu. Наибольшее количество деля-

щихся нуклидов (плутония-239, 241 и урана-235) находится в ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. Эти нуклиды после очистки от продуктов деления целесообразно как можно быстрее вернуть в топливный цикл. Такой топливный цикл называется замкнутым или полным. То есть в замкнутом ЯТЦ топливо производится как из первичного (природного), так и вторичного сырья после радиохимической переработки. Замыкание топливного цикла часто называют рециклом, а замкнутый топливный цикл – топливным циклом с рециклом ядерного горючего.

Если ОЯТ не подвергается химической переработке, а отправляется на хранение или захоронение, то такой топливный цикл называется открытым или неполным. На рис. 3.8 показаны характерные времена выдержки ОЯТ после извлечения из реактора. Как видно, процессы хранения (выдержки) и переработки ОЯТ могут длиться 50–100 лет. После нескольких лет хранения ОЯТ в бассейне выдержки при АЭС большинство высокоактивных продуктов деления распадается, т.е. снижаются радиоактивность и тепловыделение в ОЯТ. После этого легче осуществлять безопасную транспортировку ОЯТ на переработку.

Таким образом, заключительная стадия замкнутого ЯТЦ состоит из следующих этапов:

1)хранение ОЯТ в специальных храни-лищах на территории

АЭС;

2)транспортировка ОЯТ от АЭС к радиохимическому заводу;

3)переработка ОЯТ на радиохимиическом заводе и обработка радиоактивных отходов (РАО);

4)хранение РАО;

5)их транспортировка;

6)захоронение.

3.3.2. Топливная база ядерной энергетики

Добыча урана. Уран используется в качестве топлива почти во всех энергетических ядерных реакторах (в том числе и на подводном флоте). Он достаточно распространен в земной коре и в океан-

95

ской воде. Однако экономически выгодная добыча урана возможна только в тех местах, где в результате геологических процессов возросла его локальная концентрация (более 0,1 % урана в руде). Богатые руды могут содержать до 4 % урана. Главные урановые руды – уранинит (урановая смолка черного цвета), карнотит (ярко-желтый или зеленовато-желтый минерал), отунит (зеленоватый или желтый минерал) – содержат уран в виде его окислов.

Урановая руда добывается традиционным открытым способом в карьерах иногда глубиной более 100 м (Казахстан, Австралия, Намибия), шахтным методом (Франция, Нигер, ЮАР) или подземным выщелачиванием (США, Канада, Россия, Казахстан), приобретающим наибольшее распространение в последние годы. Промышленная технология извлечения урана из руд использует свойство растворимости окислов урана, содержащихся в руде, водных растворах азотной, серной и соляной кислот, а также в щелочных растворах. Технологические процессы перевода и концентрирования металлов, содержащихся в измельченной руде, в растворы и последующее селективное извлечение металлов из этих растворов различными химическими методами называются гидрометаллургическими процессами. На заводах по переработке руды (гидрометаллургических заводах или обогатительных фабриках) конечным продуктом переработки руды является закись-окись урана U3O8 (урановый концентрат или «желтый кек»). В промышленной технологии урана закись-окись урана имеет важное значение как промежуточный продукт для получения двуокиси UO2, тетрафторида UF4 и гексафторида UF6 урана.

Вследствие высоких требований к чистоте урана, используемого в ядерных реакторах, в производственном цикле переработки урана необходимой и обязательной ступенью являются так называемые аффинажные процессы, обеспечивающие тонкую очистку и получение ядерно-чистых соединений урана. Наиболее жесткие требования предъявляются к присутствию в уране таких примесей, как гафний, бор, кадмий, редкоземельные элементы (европий, гадолиний, самарий и др.), обладающие очень большим сечением захвата тепловых нейтронов (сотни и тысячи барн). Их содержание не должно превышать 10–5–10–6 %.

Конверсия урана. Урановый концентрат U3O8 в металлических контейнерах отправляют на конверсионный завод, где из закись-

96

окиси урана получают тетрафторид или гексафторид урана. На конверсионном заводе урановый концентрат сначала растворяют в азотной кислоте и получают уранилнитрат UO2(NO3)2.

Уранилнитрат фильтруют и обрабатывают различными реагентами (и экстрагентами) для обеспечения требуемой ядерной чистоты урана.

Получающиеся в результате этих операций урановые соли (уранилнитрат, пероксид урана или диуранат аммония) переводят в окись-закись урана U3O8 или триоксид урана UO3, который в свою очередь конверсируют в тетрафторид урана UF4, используемый для производства металлического урана. При взаимодействии UF4 с фтором при температуре выше 60 оС получается газообразный гексафторид урана UF6:

Гексафторид отгружают в баллонах на разделительный завод для производства обогащенного урана.

В настоящее время продукты конверсии природного урана, большей частью UF6, поставляют четыре крупных зарубежных завода: в США (один завод мощностью 14 тыс. т U/год), во Франции (до 14 тыс. т U/год), в Великобритании (менее 6 тыс. т U/год), Канаде (12,5 тыс. т U/год). Россия экспортирует обогащенный UF6, включая услуги по конверсии в качестве составляющей. Производственные мощности заводов России по производству UF6 оцениваются в 10 тыс. т U/год, уровень производства – в 4,5 тыс. т.

3.3.3. Обогащение урана

Газовые центрифуги для разделения и обогащения урана.

Концентрация делящегося урана-235 в природном уране составляет всего 0,7 %. Остальные 99,3 % приходятся на уран-238, который может служить сырьем для производства искусственного ядерного топлива плутония-239. Для энергетических ядерных реакторов содержание урана-235 должно быть 2–5 %, а для перспективных ре- акторов-размножителей на быстрых нейтронах – около 20 % (исключение составляет канадский реактор CANDU, работающий на природном уране благодаря использованию тяжелой воды D2O в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя). Уран для оружейных целей должен иметь обогащение, близкое к 100 %.

97

Процесс увеличения концентрации изотопа уран-235 в смеси изотопов урана называют изотопным обогащением.

Для разделения изотопов урана невозможно применить химические методы, так как химические свойства изотопов одинаковы. Практически все физические методы разделения изотопов (электромагнитный, газодиффузионный, центробежный или метод газовых центрифуг, лазерный, метод разделительного сопла и др.) используют различие масс изотопов урана-235 и урана-238. В последние годы наибольшее распространение приобрел центрифужный метод разделения изотопов урана, впервые освоенный в промышленном масштабе в СССР и отличающийся высокой экономичностью по сравнению с диффузионным методом.

Как в диффузионном, так и в центрифужном методах применяется гексафторид урана UF6 – единственное газообразное соединение урана при комнатной температуре. Дополнительное преимущество газообразного гексафторида урана заключается в том, что у фтора имеется лишь один изотоп, поэтому различия в массах молекул гексафторида полностью связаны с различиями в массе атомов урана.

Основной элемент газовой центрифуги – ротор, представляющий собой тонкостенный замкнутый цилиндр, вращающийся с высокой скоростью вокруг собственной оси. Разделение молекул газа с разными массами m1 и m2 в роторе центрифуги возникает за счет

различия центробежных сил

F1 = m1u2/r и F2=m2u2/r, (3.14)

действующих на молекулы на расстоянии r от оси; u – тангенциальная или окружная скорость (м/c) вращения на расстоянии r от оси. В результате вблизи стенки ротора возникает избыток более тяжелых молекул (т.е. концентрация тяжелых молекул выше исходной), а на оси ротора – избыток менее тяжелых (концентрация тяжелых молекул ниже исходной). То есть за счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. При этом «тяжелые» молекулы гексафторида с ураном-238 собираются на периферии, а «легкие» молекулы с ураном-235 концентрируются около оси ротора.

Эффект разделения возрастает с увеличением скорости вращения пропорционально ее квадрату. При этом быстро (экспоненци-

98

ально) растет давление газа вблизи стенки. Однако давление гексафторида урана ограничено сверху величиной, при которой начинается конденсация газа. Кроме того, увеличение окружной скорости вращения ротора u, имеющего радиус r, жестко ограничено ростом механических напряжений в материале ротора, которые не должны превышать предела прочности материала

Высокопрочные алюминиевые сплавы позволяют работать при скоростях менее 400 м/c, легированные стали – до 500 м/c, композитные углеситалловые материалы (графитовые нити в матрице из карбида кремния и др.) – до 700 м/c и выше. При таких скоростях и радиусе ротора 10 см угловая скорость n = u/2πr превышает 1115 об/с ≈ 67 тыс. об/мин. Заметим, что скорость звука в воздухе равна 330 м/c. Поэтому для снижения затрат на вращение ротора его помещают в вакуумную камеру или в среду гелия, скорость звука в котором близка к 1000 м/с (в силу малой массы атомов гелия).

Для обеспечения необходимой производительности разделения изотопов (сотни тонн обогащенного урана в год) отдельные центрифуги объединяют в разделительные каскады, состоящие из сотен тысяч центрифуг (рис. 3.9). На выходе каскада образуются два потока: легкая фракция, обогащенная изотопом уран-235 до необходимой концентрации, и тяжелая (отвал), обогащенная изотопом уран-238. Содержание урана-235 в отвале обычно около 0,2 %, что в несколько раз меньше, чем в природном уране. Уменьшение содержания урана-235 в отвале позволяет сэкономить природный уран, но удорожает процесс разделения изотопов. В случае роста цен на природный уран в несколько раз может стать экономически выгодным извлечение урана-235 из накопившихся отвалов.

Разработанные в России центрифуги отличаются высокой надежностью и производительностью. Срок непрерывной работы со скоростью около 1500 об/с – до 30 лет (рекорд – 32 года непрерывного вращения).

Работа разделения. Исходное сырье (называемое питанием) – природный уран с расходом F кг/с и начальной концентрацией с урана-235 поступает на вход разделительного производства. В результате обогащения производится продукт (отбор) с расходом Р кг/с и концентрацией х > с и обедненный уран (отвал) с расходом W кг/с и концентрацией y < с. Так как выполняется баланс масс по

99

полному количеству урана и по урану-235 до и после разделения,

Отсюда следует, что на производство 1 кг обогащенного урана (Р = 1) с обогащением х = 4,4 % и содержанием урана-235 в отвале y = 0,1 % требуется

природного урана (с = 0,711 %), при этом образуется около 6 кг обедненного урана (отвала). Величину y обычно называют глубиной выработки отвала (или глубиной отвала).

Эффективность процесса обогащения урана определяется работой разделения. Эта величина связана с так называемыми разделительными потенциалами, характеризующими единицу массы вещества с заданной концентрацией урана-235. Разделительный потенциал при концентрации с определяется безразмерным выражением

представляющую собой разность между «ценностями» полученных продуктов P и W и исходного продукта F. Работа разделения, равная 1 кг, называется единицей работы разделения (ЕРР). Для рассмотренного выше примера (х = 4,4 %, y = 0,1 %) имеем:

Ф(0,711 %) = 4,869; Ф(4,4 %) = 2,807; Ф(0,1 %) = 6,893. Тогда для производства 100 т обогащенного до 4,4 % урана за год требуется мощность разделительного производства более 1 млн кг ЕРР/год.

В настоящее время номинальные мощности заводов по обогащению урана составляют примерно 45 млн кг ЕРР/год. Цена на единицу работы разделения (ЕРР) зависит от способа разделения. В

100