Харитонов Енергетика

имеет съемную плиту с двумя поворотными пробками и механизмами перегрузки. Корпус выполнен из аустенитной стали, его масса около 880 т, ресурс работы 60 лет. С учетом залитого в контур свинца (около 600 м3) и массы внутриреакторного оборудования полная масса реактора около 8000 т.

Верхняя широкая часть корпуса реактора (диаметром 11,5 м) вместе с пристыкованными к ней корпусами восьми парогенераторов и 4 главных циркуляционных насосов образует кольцевую камеру. Парогенераторы имеют витую конструкцию в виде пучка труб диаметром 16 мм с толщиной стенки 3 мм. Паропроизводительность парогенераторов 186 т/ч.

Корпус реактора размещается в железобетонной шахте с толщиной стенок 3 м. Внутренняя поверхность шахты облицована сталью и теплоизолирована от корпуса реактора.

Расчеты показывают, что выбранная компоновка реактора БРЕСТ, композиция его активной зоны, форма обратных связей обеспечивают устойчивость ко всем рассмотренным авариям, превышающую устойчивость любой действующей или проектируемой реакторной установки.

В процессе работы над проектом БРЕСТ наряду с расчётными и конструкторскими исследованиями были выполнены эксперименты по ключевым проблемам БРЕСТ, в том числе:

•физика U-Рu-Рb-реакторов на критических сборках с уточнением нейтронных данных и методов расчёта;

•технология Рb-теплоносителя, включая теплогидравлику и коррозию сталей в циркуляционных Рb-контурах с экспозицией образцов до 13 тыс. ч в температурном диапазоне 420 – 650 °С.

Стоит ещё раз подчеркнуть тесную связь проблем безопасности

иэкономики. Выполненный технико-экономический расчет АЭС с двумя энергоблоками БРЕСТ-1200 подтвердил качественные оценки, по которым обеспечение безопасности преимущественно естественными средствами ведет и к снижению стоимости сооружения

иобслуживания АЭС, в частности, за счет топлива UN-РuN равновесного состава с запасом реактивности ΔК ~ β, обратных связей, пассивных средств защиты, высококипящего, химически пассивного, мало активируемого недорогого теплоносителя и др. В результате стоимость производства энергии может быть заметно ниже, чем на АЭС с легководными тепловыми реакторами, и ядерная

энергетика окажется конкурентоспособной с энергетикой на угле, нефти и газе уже при современных ценах на эти энергоносители.

Реакторные установки СВБР. Большое внимание разработчики РБН уделяют созданию самозащищенных реакторов с такой конструкцией, которая ни при каких маловероятных событиях не приводит к кипению теплоносителя и плавлению топлива и удерживает в течение длительного времени температуру установки ниже допустимых пределов. Анализ выполнимости этих требований показывает, что относительно проще они выполняются на установках средней и малой мощности – до 300 МВт (эл).

Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем для ядерных подводных лодок-истребителей типа «Альфа» (проект 705). Всего было построено 8 лодок (см. гл. 2). Общая наработка реакторных установок составила около 80 реакторо-лет. То есть в промышленном масштабе была продемонстрирована новая ядерная энергетическая технология, не имеющая аналогов в мировой практике.

На базе свинцово-висмутовой реакторной технологии в ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск) совместно с ГНЦ РФ ФЭИ (г. Обнинск) и «Атомэнергопроект» (г. Москва) разрабатываются проекты компактных модульных реакторных установок широкого мощностного ряда типа СВБР (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор). Назначение реакторов – создание ядерных энергоисточников в диапазоне мощностей от 6 МВт (эл) до 400 МВт (эл) в зависимости от требований заказчика. Предполагается широкое применение реакторных установок для:

•производства электрической и тепловой энергии,

•опреснения морской воды,

•использования в составе различных энерготехнологических комплексов (углехимических, металлургических, газохимических).

Выбранный уровень мощности, физические особенности быстрого реактора, природные свойства свинцово-висмутового теплоносителя и интегральное (моноблочное) исполнение (рис. 5.22) позволяют в максимальной степени выполнить возросшие требования к уровню безопасности ядерных реакторов 4-го поколения (см. далее). Указанное сочетание свойств позволяет размещать энергоблоки СВБР в непосредственной близости от населенных пунктов.

Некоторые технические характеристики СВБР приведены в табл. 5.9.

Минимальная температура затвердевания сплава 123,5о С достигается при соотношении 55,5 % Bi + 44,5 % Pb. Высокая температура кипения сплава свинец-висмут (1670о С) позволяет при рабочих температурах в активной зоне (400 – 500 оС) иметь низкое давление, что упрощает конструкцию реактора и повышает ее надежность.

Уровень естественной циркуляции теплоносителей в первом и втором контурах достаточен для пассивного отвода тепла в режимах расхолаживания. Реакторный моноблок размещается в баке с запасом воды с целью пассивного отвода тепла через корпус моноблока к воде в случае отказа всех активных систем охлаждения реактора с периодом невмешательства не менее 2 суток. Защита от внешних воздействий обеспечивается тем, что реакторный моноблок размещается в герметизированном бетонном боксе (рис. 5.23).

Проекты реакторных установок типа СВБР ориентированы на работу с различными видами топлива и топливных циклов, соответствующих каждому этапу развития ядерной энергетики. На первом

этапе в качестве топлива предполагается использование двуокиси урана в открытом топливном цикле с отложенной переработкой.

В замкнутом топливном цикле на смешанном уран-плутониевом топливе (МОКС-топливе) реактор может работать в режиме топливного самообеспечения. При использовании нитридного топлива будет обеспечено расширенное воспроизводство. В качестве топлива подпитки может быть использовано отработанное ядерное топливо ВВЭР и РБМК без разделения урана, продуктов деления, плутония и младших актинидов.

5.3.Ядерный топливный цикл

5.3.1.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.

Единственным делящимся материалом в природе является 235U. Плутоний становится частью цикла тогда, когда воспроизводящий материал 238U превращается в делящийся 239Pu. Таким образом, главным топливным циклом является цикл уран-плутоний. Если в реакторе используется 232Th, то из него получается делящийся 233U. Возникает другой цикл: торий-уран. Поскольку применение последнего довольно-таки ограничено, ниже будет рассмотрен уранплутониевый 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. Начальную стадию называют 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 (остеклованных) отходов после переработки, или непосредственно ин-

капсулированного 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

иизготовление 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. Для того чтобы реактор заработал, необходим источник нейтронов. В качестве инициирующего источника нейтронов используют полоний-бериллиевый источник, выделяющий большое количество нейтронов. Он помещается в активную зону через трубку в то время, как управляющие стержни медленно

иосторожно выдвигаются. Радиационные камеры активной зоны сообщают на пульт управления данные о нейтронном потоке. Наконец, реактор становится критичным, управляющие стержни выдвигаются дальше, чтобы увеличить мощность реактора до 100 %.

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 (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 делящихся 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. 5.29 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 хранилищах на территории

АЭС;

2)транспортирование ОЯТ от АЭС к радиохимическому заводу;

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

4)хранение РАО;

5)их транспортировка;

6)захоронение.

Далее рассмотрим некоторые стадии ЯТЦ более подробно.

5.3.2. 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 океанской воде (см. гл. 2). 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 ура-

новые 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 (рис. 5.25) 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, в водных растворах азотной, серной и соляной кислот, а также в щелочных растворах [5.2], [5.3], [5.42] – [5.45]. Технологические процессы перевода и концентрирования металлов, содержащихся в измельченной руде, в растворы и последующее селективное извлечение металлов из этих растворов различными химическими мето-

дами 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 %.

В 2003 г. за рубежом эксплуатировались девять крупных гидрометаллургических заводов мощностью более 1000 т U/год каждый. В России имеется одно крупное предприятие по добыче урана – АО «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (АО «ППГХО», г. Краснокаменск, Читинская область). Оно производит около 9 % мирового производства урана (в России 95 %). В

структуру объединения входят горные предприятия, завод по производству серной кислоты, гидрометаллургический и машиностроительный заводы, научно-исследовательское подразделение, мощная электроэнергетическая база, подразделения геологоразведочных и горно-строительных работ. Добывает также уголь, цеолиты, молибденовые и марганцевые руды.

Конверсия урана. Урановый концентрат U3O8 в металлических контейнерах отправляют на конверсионный завод, где из закисьокиси урана получают тетрафторид или гексафторид урана. На конверсионном заводе урановый концентрат сначала растворяют в азотной кислоте и получают уранилнитрат UO2(NO3)2 по реакции

U3O8 + 8HNO3 → UO2(NO3)2 + 2NO2 + 4H2O

Уранилнитрат фильтруют и обрабатывают различными реагентами (и экстрагентами) для обеспечения требуемой ядерной чистоты урана. Наибольшее распространение получила экстракционная очистка химических концентратов урана с применением в качестве экстрагента органической жидкости трибутилфосфата (С4Н9О)3РО (точнее, 20 – 40 % раствора трибутилфосфата в керосине). Для тонкой очистки применяют также осаждение перекисью водорода Н2О2 и бикарбонатом аммония NH4HCO3.

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:

UF4 + F2 = UF6

Возможна и непосредственная переработка (конверсия) U3O8 в UF6 за счет сжигания закиси-окиси урана в атмосфере фтора (прямое фторирование). Гексафторид отгружают в баллонах на разде- лительный 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, включающий 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 U/год. Небольшие конверсионные установки общей мощностью до 2000 т U/год действуют в Китае, Аргентине, Индии, Бразилии и Республике Корея.

Затраты на добычу урана. Около 60 % суммарных капитальных вложений в урандобывающий и уранперерабатывающий комплекс относятся к разведке и добыче урановых руд (рудники, карьеры, транспортные средства), примерно 40 % падает на гидрометаллургический завод. Удельные капитальные вложения в гидрометаллургический завод производительностью около 2000 т руды в сутки составляет приблизительно 10 тыс. долл. на 1т руды, перерабатываемую в сутки, или приблизительно 10 тыс. дол. на 1т U3O8 в год. В прямых эксплутационных затратах на гидрометаллургическую переработку существенную долю составляют затраты на электроэнергию, тепло, воду и металл (сталь), расходуемые при дроблении и измельчении руды. Производительность персонала на крупных предприятиях достигает 30 т руды в сутки на 1 человека.

5.3.3. Обогащение урана

Газовые центрифуги для разделения и обогащения урана.

Концентрация делящегося урана-235 в природном уране составляет всего 0,71 %. Остальные 99,29 % 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 реакторов – 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 %.

Процесс увеличения концентрации изотопа уран-235 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 центрифуж- ный метод разделения изотопов урана, впервые освоенный в промышленном масштабе в СССР и отличающийся высокой экономичностью по сравнению с диффузионным методом [5.2], [5.45] – [5.47]. Как в диффузионном, так и в центрифужном методах применяется газообразное соединение гексафторид урана UF6. 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,

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). Эффект разделения возрастает с ростом скорости вращения пропорционально ее квадрату. При этом быстро (экспоненциально) 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 σ (Па = Н/м2 = кг/м·с2):

ρ u2 < σ, где ρ – плотность материала ротора, кг/м3.