Калин Материаловедческие проблемы екологии в области ядерной енергетики 2010

Таблица 20

Летальные дозы (ЛД) общего острого облучения

В то же время после нескольких лет с момента данной аварии не было установлено никакого экологического воздействия на планктон или водные растения в наиболее сильно загрязненных озерах. Была отмечена стимуляция отдельных биологических организмов внешним воздействием малых радиоактивных доз. Такое явление получило на-

звание гормезис.

Радиоактивные изотопы могут проникать в организм вместе с пищей или водой. Через органы пищеварения они распространяются по всему организму. Радиоактивные частицы из воздуха во время дыхания могут попасть в легкие. Изотопы, находящиеся в земле или на ее поверхности, испуская -излучение, способны облучить организм снаружи. Эти изотопы также переносятся атмосферными осадками. Наиболее опасными для всего живого являются 89Sr , 90Sr и 137Cs. В случае ядерных взрывов широко распространяется 89Sr, а при авариях

на АЭС – в основном 137Cs и 90Sr (наиболее долгоживущие изотопы). Изотопы Sr малолетучи, а 137Cs, 131I и 132Те – весьма летучи.

Суммарные измерения показали, что при мощности АЭС 250 ГВт годовая эффективная доза от радиоактивных выбросов (не

61

считая аварий) не превышает 0,35 мбэр. С учетом выброса радионуклидов в других звеньях ядерной технологии (добыча, обогащение, регенерация, транспортировка и захоронение ядерного топлива) – не превышает 0,6 мбэр. То есть облучение населения за счет выбросов радионуклидов менее 1 % от облучения за счет естественных источников радиоактивности. В случае аварии на АЭС все гораздо хуже.

Таким образом, факторы «За» атомные станции:

атомная энергетика является на сегодняшний день лучшим видом получения энергии: экономичность, большая мощность, экологичность при правильном использовании;

атомные станции по сравнению с традиционными тепловыми электростанциями обладают преимуществом в расходах на топливо, что особо ярко проявляется в тех регионах, где имеются трудности в обеспечении топливно-энергетическими ресурсами, а также устойчивой тенденцией роста затрат на добычу органического топлива;

атомным станциям не свойственны загрязнения природной среды золой, дымовыми газами с CO2, NOх, SOх, сбросными водами, содержащими нефтепродукты.

Факторы «Против» атомных станций:

серьезные (специфические) последствия аварий на АЭС;

проблемы транспортировки, переработки ОЯТ и захоронения радиоактивных отходов.

психологический (человеческий) фактор, связанный с понятием «радиация», негативное общественное мнение об АЭС (особенно после аварии на Чернобыльской АЭС).

62

4. ДОБЫЧА УРАНА И ИЗГОТОВЛЕНИЕ ТОПЛИВА

(тетрагональная) и выше 776 С γ-фаза (ОЦК). Температура плавления урана 1130 С, температура кипения 3813 С.

После выделения из руды уран должен быть очищен, затем в нем повышают содержание изотопа 235U, кроме канадских и индийских тяжеловодных реакторов и газографитовых реакторов первого поколения, используемых в Великобритании и во Франции. Уровень обогащения обычно составляет 3 5 %. На АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически очень небольшая часть урана может быть использована для выработки энергии. Поэтому при ориентации только на РТН ядерная энергетика не так уж много может добавить к обычной энергетике всего лишь около 10 %. Совсем иная картина появляется в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используется практически весь добываемый уран. Дело в том, что сечения деления ζf с увеличением энергии нейтронов

для всех видов изотопов урана существенно уменьшаются, кроме 238U. Это означает, что при высоких энергиях облучения (Е ≥ 0,6 МэВ) 238U

способен делиться, что дает положительный вклад в баланс нейтронов в активной зоне реактора. Это в свою очередь означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе) энергетикой. Более того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча из очень бедных по концентрации месторождений. А это, в конечном счете, означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение РБН значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши и существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах? Дело в том, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и 235U хватало, вопрос о

63

воспроизводстве вторичного ядерного топлива (239Pu на 238U и 233U на 232Th) не стоял так остро. Поэтому основное преимущество РБН большая реактивность – еще не являлось решающим. К тому же, при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. В качестве теплоносителей приходиться применять контуры с жидкими металлами. Для создания жидкометаллических контуров необходимо решать задачи повышенной радиационной и экологической безопасности.

Однако даже в РБН ядерное топливо не может быть израсходовано полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Ядерная цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой. Выгореть может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В твэлах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо, как для создания критической массы, так и для выгорания. В современных реакторах на тепловых нейтронах сжигается до 4 % топлива. В РБН теоретически – до 15 % (в БН-600 достигнуто выгорание около 12 %). Остальное идет в отвалы или утилизируется. В связи с этим было введено понятие глубины (степени) выгорания топлива, т.е. относительная убыль делящегося изотопа:

где M – загрузка ядерного топлива, M – убыль 235U или 239Pu в активной зоне в кг на тонну загруженного топлива. Однако большее употребление получило выражение количеством тепла, выделенного за время облучения единицей массы загруженного в реактор ядерного топлива (МВт∙сут/т). Величину выгорания можно относить к единице массы топлива вообще.

Например: выгорание 105 МВт∙сут/т UO2 эквивалентно выгоранию 0,88∙105 МВт∙сут/т U.

4.1. Добыча и переработка урановой руды

Уран широко распространен в природе. Ресурсы на территории бывшего СССР с учетом разведанных традиционных месторождений составляли примерно 685 тыс. т (15 % мировых запасов), остальное количество находится в фосфатных рудах и складированных запасах.

64

После распада Советского Союза бóльшая часть разведанных месторождений урана осталась за пределами России. В настоящее время Россия занимает только 7-е место в мире по разведанным в недрах запасам урана (около 180 тыс. т).

На рис. 5 приведена схема технологического процесса извлечения металлического урана из руды.

Рис. 5. Схема технологического процесса извлечения урана из руды

В результате получают концентрат оксида урана U3O8 или «желтый кек». Количество отходов («хвостов») при таком производстве составляет 109 т при производстве чистого урана всего 105 т. «Хвостом» в горнодобывающей промышленности называется тонкодисперсная горная порода, образующаяся при измельчении и переработке

65

урановой руды. Экологическая опасность при таком производстве состоит в продуктах распада радона и радиоактивной пыли. Чтобы избежать этого используются мощные системы вентиляции и современная радиологическая защита.

Следующий этап производство очищенного урана и последовательный перевод его в гексафторид урана: U3O8 → UO3 → UO2 →

UF4 → UF6 (рис. 6).

Рис. 6. Схема технологического процесса получения гексафторида урана

Основная часть урана переводится в гексафторид (его удобней обогащать). Только 10 % остается в форме UO2 или перерабатывается в металлический U для использования в тяжеловодных, уранграфитовых или исследовательских материаловедческих ядерных реакторах.

Перевод UO2 в UF4 предполагает использование коррозионноопасных и химически активных реагентов, которые вступают в реакцию с любыми кислородосодержащими веществами. Здесь с точки зрения экологических рисков основное внимание должно уделяться токсичности химических реагентов, а не радиологическим показателям урана. Гексафторид урана конденсируется при температуре +10 С, помещается в цилиндрические контейнеры и отправляется на

66

заводы по обогащению. Добыча и переработка урановых руд не относятся к экологически опасным видам деятельности, которые могут привести к серьезным радиологическим последствиям. Эти производства относятся к традиционным горнодобывающим отраслям. Добыча урана экономически выгодна даже при содержании его в руде на уровне 0,1 %. Однако самые богатые месторождения урана находятся в Канаде с содержание урана в руде до 15 %.

Начиная с 1985 г. добыча урана отставало от спроса. Но в настоящий момент за счет конверсии военных программ и накоплении большого количества оружейного плутония многие добывающие предприятия остановлены.

Важным является понятие «ядерный топливный цикл» (ЯТЦ). Он включает в себя следующие процессы:

добычу и переработку урановой руды; конверсию урана в гексафторид; обогащение урана; изготовление готового топлива; использование топлива на АЭС;

переработку отработавшего топлива; транспортировку ядерных материалов; захоронение ядерных материалов.

Различают три основных топливных цикла.

1.В открытом топливном цикле отработавшее топливо рассматривается как отработанный материал и содержится в хранилищах, пока не будет отправлено на захоронение (Канада, Испания, Швеция и

США). В основном используется природный уран с содержанием 0,714 % 235U, и этот ЯТЦ по-другому называется «топливный цикл на природном уране». На природном уране работают реакторы типа CANDU, магноксовые ГГР и пр.

2.В РТН отработавшее топливо перерабатывается, а остаточный уран и образовавшийся плутоний отделяются от продуктов деления (ПД); ПД хранятся в жидком виде в течение нескольких лет, а затем остекловываются, хранятся еще несколько лет, потом захораниваются (Бельгия, Франция, Германия, Япония, Швейцария, Великобритания и Россия). В ЯТЦ используется обогащенное до 5 % ядерное топливо, и этот ЯТЦ по-другому называется «топливный цикл на обо-

гащенном уране». По идее это замкнутый топливный цикл, т.е. после переработки и дообогащения ядерное топливо должно использо-

67

ваться повторно. Однако в условиях катастрофического недостатка перерабатывающих мощностей ОЯТ подлежит временному хранению (в течение 100 150 лет) в специальных хранилищах. На слабообогащенном топливе работают все ВВЭР, РБМК и др.

3. В реакторах-бридерах (реакторах-размножителях) отработавшее топливо перерабатывается, образовавшийся уран-плутониевый продукт рециклируется в РБН (Франция, Великобритания и Россия), т.е. это замкнутый топливный цикл. В этом ЯТЦ используется обогащенное до 20 25 % урановое, смешанное уран-плутониевое или уран-ториевое ядерное топливо. Другое название этого ЯТЦ – «уранплутониевый топливный цикл» или «уран-ториевый топливный цикл». В этом ЯТЦ нарабатывается вторичное ядерное топливо: 239Pu на 238U или 233U на 232Th. На среднеобогащенном ядерном топливе работают реакторы на быстрых нейтронах.

4.2. Обогащение урана

Легководные реакторы составляют около 90 % парка энергетических установок. В качестве топлива в них используется слабообогащенный уран (до 5 % 235U против 0,7 % в природном). При этом в отвалах («хвостах») содержание 235U составляет до 0,3 % (за рубежом) и менее 0,2 % (в России). Для обогащения используются либо газовая диффузия через мембраны (США, Франция), либо высокоскоростные центрифуги (Россия, Германия, Великобритания, Япония, Иран). Единица работы разделения (EPP) – мера производительности завода по обогащению урана. Например, для получения 1 кг обогащенного урана (3,5 %) требуются 21 28 кг природного.

Диффузионный процесс обогащения очень надежен, но энергоемок по сравнению с центрифугированием. Он был разработан в начале 40-х гг. ХХ в. Метод считается экологически безопасным. Однако надо уделять особое внимание работам на участках с высокообогащенным UF6, где используются системы мощной приточно-вытяжной вентиляции, приводящие к вибрациям, которые в свою очередь могут приводить к утечкам в системах насосов и клапанов технологических линий с использованием UF6.

Метод обогащения с помощью с помощью газовых центрифуг разработан позже в 60-х гг. ХХ в. (рис. 7). Этот метод более экономичен.

68

Рис. 7. Метод обогащения уранового топлива с помощью газовых центрифуг:

1 – диафрагма; 2 – подача UF6; 3 – отбор обедненного UF6; 4 – отбор обогащенного UF6; 5 – вакуумная система; 6 – отборник обогащенной фракции; 7 – корпус; 8 – ротор; 9 – выброс в центрифугу UF6; 10 – центральная труба; 11 – отборник обедненной фракции; 12 – двигатель

Типичная скорость алюминиевых роторов (см. рис. 7, поз. 8) достигает 350 м/с. При таких скоростях поломка центрифуги может привести к образованию осколков ротора. Вероятность таких аварий должна быть сведена к минимуму. Основной причиной таких аварий является возникновение напряжений в металлах, так как центрифуги рассчитаны на непрерывную работу в течение 10 лет. В целом, как показала практика, оба метода в основном безопасны и надежны. Никаких серьезных радиационных инцидентов пока не зафиксировано. За последние 20 лет работы в мире отказ центрифуг не превысил 1 %.

В Японии применяется как метод диффузионного обогащения, так газовые центрифуги. Сейчас в США и Франции развивается метод обогащения урана в процессе лазерного возбуждения молекул UF6, при этом ионизированный мощным лазерным излучением атом 235U извлекается из облака пара в электромагнитном поле и конденсирует-

69

ся на холодную подложку. Данный метод новый, широко не применяется, и поэтому говорить о его экологических достоинствах или недостатках еще рано.

Использование обогащенного урана с 5 до 20 % или повышенного с 15 до 30 % содержания Pu сейчас по решению МАГАТЭ запрещено. Ограничение для атомных станций по степени обогащения по урану составляет 5 %. Использование конверсионного оружейного плутония и наработанных трансурановых элементов в РБН типа БРЕСТ и БН-800 позволит «сжечь» все эти армейские запасы. При этом технологический процесс рефабрикации топлива будет организован так, чтобы исключить выделение 239Pu или 235U из цикла, что решит вопрос о нераспространении ядерного оружия.

4.3. Изготовление топлива

К ядерному топливу относятся делящиеся при взаимодействии с нейтронами нуклиды, способные возбудить цепную управляемую реакцию деления. Ядерное топливо может иметь различный химический состав и структуру. Топливо для энергетического реактора может изготавливаться из металлического U (металлическое топливо), UO2, UС, UС2 (керамическое топливо), UN (нитридное топливо), смеси UO2 + PuO2 и др. Такая смесь называется смешанное или MOХ топливо.

Производство металлического U сейчас на уровне 5000 т в год. Такое топливо используется в некоторых реакторах с газовым охлаждением в Великобритании. Оксидное топливо более широко применяется в мире. Производство такого топлива на уровне 25 000 т в год.

Керамическое оксидное топливо используется на большинстве отечественных атомных реакторов типа уран-графитовых канальных, водо-водяных и РБН. Обогащенный уран обычно хранится в виде UF6. Для получения оксидного топлива его надо опять перевести в UO2 (рис. 8). Существуют три метода:

восстановление в водороде (IDR); аммиачное осаждением (ADU); аммиачно-карбонатное осаждение (AUC).

70