Харитонов Енергетика

Ротор будет разрушен при обратном знаке неравенства. 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

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).

Вышеперечисленные (и некоторые другие) ограничения приводят к ограничению размеров центрифуги: диаметр – около 20 см, высота – менее 1 м. Производительность одной такой центрифуги невелика. Для обеспечения необходимой производительности разделения изотопов (сотни тонн обогащенного урана в год) отдельные центрифуги объединяют в разделительные каскады, состоящие из сотен тысяч центрифуг (рис. 5.26). На выходе каскада образуются два потока: легкая фракция, обогащенная изотопом уран-235 до необходимой концентрации, и тяжелая фракция (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 экономить 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.

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 полному количеству урана и по урану-235 до и после разделения, то получаем два уравнения баланса:

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

F = 4,4 − 0,1 ≈ 7 кг 0,711− 0,1

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

Функция Ф(с) выбрана так, чтобы разделительный потенциал был равен нулю, когда концентрация 235U равна 0,5. Значение Ф(с) увеличивается при увеличении или уменьшении с относительно значения 0,5. Достоинство этой функции в том, что она характеризует изменение состояния газовой смеси независимо от физического способа, применяемого для разделения изотопов.

Работой разделения называют величину (кг)

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 в год.

Затраты на обогащение урана. В настоящее время номиналь-

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

В2002 – 2004 гг. цены на обогащение урана центрифужным методом стабилизировались на уровне около 110 дол./кг ЕРР.

ВРоссии, первой освоившей выпуск центрифуг для разделения урана, действуют четыре обогатительных комбината [5.26]: Уральский электрохимический комбинат (УЭХК, г. Новоуральск), Сибирский химический комбинат (СХК, г. Северск), Красноярский электрохимический завод (КЭХК), Ангарский электролизный химический комбинат (АЭХК).

5.3.4. Изготовление твэлов и ТВС

Двуокись урана. Обогащенный гексафторид урана поступает на производство топливной композиции – порошка двуокиси урана UO2. Основные качества двуокиси урана, обеспечившие широкое применение ее в ядерной энергетике, следующие:

•высокая температура плавления (около 2800 оС);

•химическая устойчивость в широком диапазоне температур по отношению ко многим теплоносителям и замедлителям (вода, водяной пар, натрий, углекислый газ);

•совместимость с различными материалами оболочек твэлов (нержавеющая сталь, цирконий и его сплавы, графит, алюминий, никель, молибден, ниобий и др.);

•возможность получения высокой плотности таблеток для удержания продуктов деления урана;

•приемлемая радиационная стойкость при больших потоках нейтронов.

Основные недостатки двуокиси урана:

•низкая теплопроводность (около 3 Вт/м град.), приводящая к большим градиентам температуры в таблетках (около 500 оС по радиусу таблетки);

• гигроскопичность порошка (поглощение влаги) и окисляемость на воздухе при комнатной температуре, что требует высокой степени сушки таблеток перед укладкой в твэлы.

Порошок двуокиси урана подвергается специальному процессу прессования и высокотемпературного спекания в керамические топливные таблетки (рис. 5.27). Обычно диаметр таблеток двуокиси урана для различных твэлов составляет около 7 – 12 мм, высота – 12 мм и плотность – 10 г/см3.

Твэлы и ТВС. Таблетки двуокиси урана собираются в трубчатые конструкции, называемые тепловыделяющими элементами – твэлами. Тонкостенные оболочки твэлов из циркония или нержавеющей стали заполняются гелием для улучшения теплопередачи от топливных таблеток к оболочке и герметизируются.

Пучки твэлов собирают в специальные конструкции – тепловыделяющие сборки (ТВС), которые и представляют собой законченную форму реакторного ядерного топлива. Например, в одной ТВС реактора ВВЭР-1000 помещается около 312 твэлов диаметром 9,1 мм и длиной 3,8 м (длина топливной части 3,5 м). Тепловыделяющие сборки, загруженные в ядерный реактор, образуют активную зону реактора. В активной зоне реактора ВВЭР-1000 содержится 163 ТВС.

Затраты на производство ТВС. Как следует из табл. 5.10, за-

купка природного урана дает вклад в себестоимость ТВС на уровне 20 – 25 %. Это означает, что повышение цены урана на 60 % вызовет повышение себестоимости ТВС на 16 – 18 %.

Рынок ТВС обострился в конце 80-х гг.в ХХ в. в связи с объявлениями правительствами ряда стран моратория на строительство АЭС. В ближайшие годы некоторыми экспертами предсказывается ежегодный рост цены ТВС на 6 % в год.

В России ТВС для ядерных реакторов различного типа производят два завода [5.26]: Машиностроительный завод (г. Электросталь Московской области) и Новосибирский завод химконцентратов. Эти заводы вместе с другими предприятиями ЯТЦ входят в структуру ОАО «ТВЭЛ», осуществляющего производство и поставки ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России, ближнего и дальнего зарубежья. Корпорация ТВЭЛ – третий в мире производитель ТВС после французской Areva и британской BNFL (British Nuclear Fuels Ltd.). На долю ТВЭЛ приходится 17 % миро-

вого рынка ТВС (в реальном выражении) и 11 % – в денежном выражении.

Таблица 5.10

Ориентировочные цены на изготовление ТВС для энергетических реакторов в расчете на 1 кг урана

5.3.5. Обращение с отработанным ядерным топливом

Активность ОЯТ. Среди важнейших и наименее исследованных проблем ядерного топливного цикла – проблема обращения с отработанным ядерным топливом (ОЯТ). Это связано с его высокой радиоактивностью, достигающей 106 Ки/т, значительным тепловыделением, доходящим до десятков кВт на 1 т топлива, значительным количеством делящегося вещества. Активность продуктов деления и тепловыделение в ОЯТ спадают с течением времени (табл. 5.11). Активностью радиоактивного вещества называют число распадов в единицу времени во всем объеме вещества. За единицу активности принят 1 беккерель (Бк), равный 1 распаду в секунду. Часто встречается другая единица измерения активности – 1 кюри (Ки):

1 Ки = 3,7·1010 Бк.

Активность в 1 Ки имеет 1 г радия 226Ra.

Примерно 90 % продуктов деления не требуют длительного хранения, так как имеют небольшое время жизни (менее 4 лет) или, наоборот, настолько большое время жизни (более 1010 лет), что их активностью можно пренебречь. Первые несколько сотен лет в радиоактивность ОЯТ основной вклад вносят изотопы стронций 90Sr (период полураспада 29 лет) и цезий 137Cs (30 лет) и их дочерние продукты – барий 137mВa и иттрий 90Y. После 500 лет основной

вклад в тепловыделение ОЯТ вносят изотопы плутония и америция, а после 100 тыс. лет – дочерние продукты этих изотопов, такие как полоний 213Ро и торий 229Th.

Если перед началом облучения в 1 т топлива ВВЭР-1000 содержится 44 кг 235U и 956 кг 238U, то в конце трехлетней кампании в реакторе уран частично выгорает, а вместо него накапливается 40 кг продуктов деления и 11 кг актиноидов, среди которых около 10 кг плутония, 0,6 кг нептуния, 0,2 кг америция, 60 г кюрия. В реакторах на быстрых нейтронах глубина выгорания топлива в два раза больше, чем в тепловых реакторах, поэтому и концентрация продуктов деления в выгружаемом топливе РБН выше. Плутония в ОЯТ РБН в 10 раз больше, чем в ОЯТ тепловых реакторов.

Таблица 5.11

Некоторые характеристики топлива энергетических реакторов [5.49]

После выгрузки из реактора и до отправления на регенерацию ОЯТ хранится в бассейнах выдержки при АЭС в течение не менее трех лет для спада остаточного тепловыделения, обусловленного активностью продуктов деления, до приемлемого уровня, при котором транспортировка ОЯТ к месту назначения станет экономически целесообразной.

Транспортировка ОЯТ на завод регенерации или в отдельное хранилище ОЯТ – одна из наиболее важных операций в топливном цикле. Перевозка ОЯТ осуществляется в специальных транспортных контейнерах по железной дороге. Контейнер с топливом должен оставаться подкритичным во всех аварийных случаях. Коэффициент размножения нейтронов k в нем не должен превышать 0,95. Поэтому в состав материалов контейнера вводят поглотители нейтронов на основе бора и кадмия: В4С, Cd-Cu, Ag-In-Cd. Для предотвращения выхода γ-излучения и повышения прочности контейнера его стенки делают толщиной до 350 мм. Снаружи корпус контейнера оснащен ребрами для отвода тепла воздухом. Масса контейнера достигает 110 т.

Радиохимическая переработка ОЯТ позволяет разделить его на фракции:

•топливо, пригодное для повторного использования в реакто-

рах (U, Pu),

•младшие актиниды (Np, Am, Cm),

•продукты деления с отделением долгоживущих фракций,

•элементы, имеющие промышленное или медицинское применение.

Поступившее на радиохимический завод топливо (твэлы) сначала освобождается от оболочки, затем топливные таблетки (или твэлы целиком) растворяются в азотной кислоте. Образовавшийся водный раствор вводится в противоточную экстрактивную систему, где и происходит экстракция различных фракций ОЯТ. Такая водная технология переработки широко применяется в промышленном масштабе и имеет наименование PUREX-процесса. В последние годы большое внимание уделяется «сухой» пирохимической технологии переработки ОЯТ. Переработка включает раство-

рение топлива, электролитическое выделение UO2, объемную кристаллизацию PuO2, осаждение продуктов деления из расплава NaCl-KCl в виде фосфатов и др.

В замкнутом уран-плутониевом топливном цикле энергетический плутоний, извлекаемый из ОЯТ, смешивается с природным или отвальным (обедненным) ураном, образуя так называемое МОХ-топливо. Цикл с таким топливом реализован в ряде зарубежных стран, в частности во Франции, Бельгии и др.

В России топливный цикл реакторов ВВЭР-1000 открытый. Вопрос о дальнейшей судьбе ОЯТ пока не решен, поэтому в перспективе возможны варианты, включающие как захоронение, так и переработку. Отработанное топливо реакторов ВВЭР-440 после выдержки в бассейнах АЭС направляется на радиохимическую переработку, где из него извлекаются уран и плутоний. Энергетический плутоний направляется на долговременное хранение, а регенерированный уран дообогащается методом смешения и используется в качестве топлива реакторов РБМК-1000. В отработанном топливе РБМК-1000 содержание урана-235 значительно ниже природного, поэтому его извлечение и рециклирование в настоящее время экономически неэффективно. Переработка ОЯТ этих реакторов возможна в целях извлечения плутония лишь при развитии реакторов на быстрых нейтронах.

Затраты на переработку ОЯТ оцениваются в 800 – 1000 дол./кг U (табл. 5.12). В случае прямого хранения (в открытом ЯТЦ) затраты на транспортировку и хранение ОЯТ составляют 60 – 300 дол./кг U, инкапсулирование и хранение – 150 – 700 дол./кг U.

ОЯТ) 0,4 – 0,6 цент/кВт ч открытом ЯТЦ. То есть около 10 % от стоимости (продажи электроэнергии идет на нужды ЯТЦ.

В последнее время при рассмотрении экономики различных топливных циклов обращается все большее внимание не только не-

посредственно на технологическую стоимость производства

электроэнергии, но также и на полную стоимость возмещения всех ущербов (экстерналий), которые сопровождают производство и распределение энергии [5.37]. На сегодня строго обоснованных оценок экстерналий недостаточно. Тем не менее ясно, что учет экстерналий традиционных методов производства электроэнергии (из органического топлива) существенно увеличивает ее цену. Так, по оценкам Европейской комиссии учет экстерналий увеличивает стоимость «угольного электричества» вдвое, тогда как стоимость «ядерного электричества» практически не изменяется, поскольку исторически в стоимости «ядерного электричества» учитывались многие риски.

5.4.Международная интеграция в области ядерной энергетики

иядерного образования

5.4.1. Международный проект INPRO

Предыстория и цель проекта INPRO. К 80-м годам XX в. ядер-

ная энергетика воспринималась как зрелая промышленная технология с успешным прошлым и перспективным будущим. Однако именно в это время произошли большие изменения в развитии всей энергетики, в отношении общества к проблемам экологии и к ядерной энергии. Период переосмысления начался с аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.). Катастрофа на Чернобыльской АЭС (СССР, 1986 г.) обострила негативное отношение к ядерной энергии. Резко возросшие затраты на обеспечение и доказательство безопасности ядерных реакторов, снижение темпов развития энергетики в мире за счет успехов в политике энергосбережения, интенсивное освоение дешевых энергоисточников нефти и газа привели к стагнации ядерной энергетики почти во всех странах.

Важно отметить, что практически повсеместно основные задачи развития ядерной энергетики решались экстенсивными методами

[5.37], [5.41]:

• проблема топливных ресурсов решалась за счет увеличения добычи относительно дешевого урана (менее 25 дол. за 1 кг при-

родного урана), что освобождало ядерную энергетику от значительных затрат на замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ), т.е. на радиохимическую переработку отработавшего топлива и извлечения из него урана-235 и плутония-239 и фабрикацию из них нового ядерного топлива;

•проблема отходов решалась в основном за счет расширения хранилищ облученного (отработавшего) топлива, что дало возможность отсрочить расходы на переработку и захоронение высокоактивных отходов ядерной энергетики;

•проблемы безопасности решались в духе традиционной философии безопасности – наращивании барьеров – систем защиты от наиболее вероятных аварий и увеличении требований к оборудованию и персоналу;

•проблема нераспространения ядерных материалов реша-

лась усилением контроля за делящимися материалами со стороны национальных и международных организаций.

В целом современные ядерные реакторы при существующем масштабе ядерной энергетики можно считать достаточно безопасными установками. Несмотря на случающиеся инциденты нельзя забывать о том, что ядерная энергетика наработала уже более 12000 реакторо-лет. Это – серьезный успех ядерной технологии XX в.

В последние годы наблюдается беспрецедентная международная интеграция в области ядерной энергетики и ядерного образования [5.50], [5.51]. Без преувеличения можно сказать, что тон задала Россия. Действительно, в 2000 г. Президент Российской Федерации на Саммите Тысячелетия призвал государства-участников Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) объединить свои усилия в создании инновационных ядерно-энергетических технологий, чтобы обеспечить энергетическую безопасность, снизить риски ядерного распространения и решить проблему радиоактивных отходов. В «Белой книге ядерной энергетики», опубликованной в 2001 г. [5.14], изложены принципы трансформации современной ядерной энергетики в крупномасштабную конкурентоспособную энерготехнологию. Содержащиеся в ней идеи легли в основу крупного международного проекта по инновационным