Ядерные топливные циклы

В настоящее время атомная энергетика занимает прочные позиции на мировом рынке как надежный, экономически привлекательный и экологически нейтральный источник выработки электроэнергии В конце 2009 г. в мире функционировало 439 энергетических ядерных блоков общей мощностью 370 ГВт, вырабатывавших 14% от общего объема электричества. Совокупность производства топлива для ядерных реакторов, подготовки его к использованию и утилизации ОЯТ составляют ядерный топливный цикл, который предполагает, что отработавшее ядерное топливо повторно используется в реакторе в составе свежего горючего.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) — комплекс мероприятий для обеспечения функционирования ядерных реакторов, осуществляемых в системе предприятий, связанных между собой потоком ядерного материала.

ЯТЦ подразделяется на два вида: открытый, нацеленный на захоронение ОЯТ и радиоактивных отходов, и закрытый (замкнутый), предусматривающий достаточно полную переработку отработанного топлива и других отходов предприятий ядерной индустрии с целью выделения ценных элементов.

Длительность ЯТЦ, включая окончательное захоронение высокоактивных отходов, составляет от 50 до 100 лет.

Ядерная энергетика, в зависимости от базового делящегося нуклида, использует разные топливные циклы. Различают уран-илутониевый, торий-урановый и торий-уран-илутониевый циклы (U-Pu, Th-U, Th-U-Pu). В настоящее время наибольшее распространение получил урановый цикл, который точнее было бы назвать ураи-плутоиий-нептуниевым ЯТЦ, поскольку именно эти элементы нарабатываются в реакторах на урановом топливе (рис. 4.4).

Рис. 4.4. Уран-плутониевый топливный цикл (замкнутый ЯТЦ)

Урановый топливный цикл — совокупность технологических операций, включающих добычу и переработку урановой руды, производство уранового концентрата (в форме U₃0₈ или Na₂U₂0₇); конверсию урана (производство UF_G и его обогащение ^2:}>U); изготовление топлива (металлического урана, оксидов или нитридов урана, керамики), ТВЭЛов и ТВС для ядерных реакторов; сжигание уранового топлива в ядерных реакторах с целью производства тепловой и электроэнергии; переработку (хранение или захоронение) ОЯТ, наработку радионуклидов для науки, промышленности и медицины, перевозку радионуклидов, переработку, хранение, захоронение или трансмутацию радиоактивных отходов, снятие с эксплуатации ядерных реакторов, демонтаж АЭС, дезактивацию и рекультивацию местности (рис. 4.5).

Рис. 4.5. Схема этапов в замкнутом ядерно-топливном цикле.

Замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ) — цикл, в котором ОЯТ, выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.

Основная цель применения ЯТЦ — достижение максимального энергетического потенциала ядерного топлива за счет рецикла урана и плутония с обеспечением безопасной изоляции биосферы от продуктов деления и неиспользуемых радионуклидов, их возможной в последующем трансмутации в ядерпых реакторах. Важной задачей замкнутого ЯТЦ является извлечение и очистка коммерческих радионуклидов. Замкнутый ЯТЦ предполагает утилизацию энергетического и оружейного плутония посредством их использования в производстве смешанного уран-плутониевого оксидного топлива (МОКС-топлива) из диоксидов урана и плутония для реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработавшее ядерное топливо считается радиоактивными отходами и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования — поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%).

Незамкнутый (открытый) ядерный топливный цикл ядерный топливный цикл, в котором отработавшее ядерное топливо, выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы (рис. 4.6).

Рис. 4.6. Открытый урановый топливный цикл

Разные страны придерживаются разных национальных программ, предусматривающих либо переработку ОЯТ, либо захоронение, либо «отложенное решение», т. е. длительное хранение отработанных ТВЭЛов. Безопасность и относительная простота «сухого» хранения позволяют держать «открытыми» оба варианта обращения с ОЯТ.

На сегодняшний день заводы, но переработке ОЯТ действуют лишь в четырех странах мира — России, Франции, Великобритании и Японии. Эти страны осуществляют частично замкнутый ЯТЦ, в котором из ОЯТ выделяют уран и плутоний и затем изготавливают МОКС-топливо, сжигаемое в модифицированных легководных реакторах (но соображениям эксплуатационной безопасности загрузка МОКС-топлива идет только в 1/3 активной зоны). Переработка отработавшего МОКС в настоящее время не проводится.

Полностью закрытый цикл нигде в мире пока не реализован.

Большинство стран предпочитает либо хранить ОЯТ до тех пор, пока не будет найден эффективный метод переработки, либо передавать ОЯТ на переработку другим странам. Поскольку в результате радиохимической переработки ОЯТ образуется большой объем РАО, то эти страны ориентируются на долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к окончательному захоронению, но не исключает возможности его химической переработки в дальнейшем.

Этапы современного замкнутого ЯТЦ включают выдержку ОЯТ на территории АЭС в течение до 10 лет и последующее временное хранение ОЯТ в автономных хранилищах (сроком до 40 лет). К плюсам замкнутого ЯТЦ относят возврат в энергетику делящихся материалов — урана и плутония, что обеспечивает энергетику топливом на тысячелетие при любом росте потребностей. Кроме того, объемы радиоактивных отходов, предназначенные для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объемы отработавших тепловыделяющих сборок без их переработки. Извлечение долгоживущих нуклидов значительно упрощает обращение с РАО и резко уменьшает время, в течение которого они являются радиационно опасными. Недостатками замкнутого ЯТЦ являются большая экологическая опасность радиохимических заводов. Извлечение плутония в экстракционном пурекс-процессе в чистом виде может способствовать распространению оружейных нуклидов.

Схема открытого варианта ЯТЦ значительно короче и проще. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами — радиохимический завод. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твердом состоянии в герметичной упаковке, что предотвращает их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при выбросах и т. д. Исчезают все проблемы, связанные со строительством и выводом из эксплуатации радиохимического завода: отсутствует необходимость в финансовых и материальных затратах на строительство п эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ и т. д. Не возникает необходимость закачивания под землю трития, устраняются проблемы с утилизацией йода, жидких и газообразных отходов, выбросов и т. п.

К недостаткам открытого цикла следует отнести большую стоимость долговременных хранилищ сложной конструкции и полигонов для захоронения, трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует реальная опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения ТВЭЛов при их длительном хранении), необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (предотвращение хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами).

Дальнейшее расширение парка АЭС требует решения проблемы обращения с ОЯТ, создания защиты от угроз распространения атомного оружия. Современные ЯТЦ — как открытый, так и замкнутый — таят в себе некоторые риски. В первую очередь это связано с образованием в них плутония — материала для изготовления заряда атомной бомбы.

Как альтернатива урановому рассматривается торисвый топливный цикл, в котором не участвует плутоний и мало минорных актинидов.

Интерес к торию как топливу для ядерных реакторов объясняется возможностью образования делящегося изотопа ²³³U в результате захвата теплового нейтрона ²³²Th, нуклида неделящегося тепловыми нейтронами.

В реакторе-бридере имеет место реакция наработки ²³³U:

• 232Th (/?, у) — ²³³Th — (22,3 мин, р) — ²³³Ра (27,0 дн, р) —
• — ²³³U (1,592 • 10⁵ лет) -> ²²⁹Th —

При поглощении нейтрона ядро ²³³U обычно делится, но изредка захватывает нейтрон, переходя в ²³⁴U, хотя доля процессов неделения меньше, чем в других делящихся топливах (²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Ри). Она остается малой при всех энергиях нейтронов. При делении один атом ²³³U выделяет 197,9 МэВ = = 3,171 • 10 ¹¹ Дж, т. е. 19,09 ТДж/моль = 81,95 ТДж/кг.

В тепловой области сечения захвата нейтронов ²³²Th (7,4 барна) больше аналогичного сечения для ²³⁸U (2,7 барн), т. е. торий дает больший вклад в захват нейтронов, чем ²³⁸U. Поэтому в реакторе с торцевым топливом меньше потеря нейтронов, связанная с паразитным захватом их конструкционными материалами и лучше параметры воспроизводства.

У изотопа ²³³U величина г (число нейтронов деления на поглощенный нейтрон) превышает 2,0 и остается практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий, в противоположность ²³⁵U и ²³⁹Ри. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным к конкретным типам тепловых реакторов. Сечение захвата для изотопа ²³³U для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов ²³⁵U и ²³⁹Ри, соответственно: 46, 101 и 271 барн. В то же время сечения деления всех трех изотопов находятся в одном и том же диапазоне: 525, 577 и 742 барна соответственно.

Как правило, в топливных системах ОЯТ перерабатывается с целью извлечения делящегося ²³³U. Однако в некоторых случаях ²³³U сжигается на месте без переработки и производства нового топлива. Так как ²³³U не существует в природе, топливный цикл с его образованием может начаться только при наличии в свежем топливе ^23dU. После того, как в топливе накопится достаточное количество ²³³U, реактор будет работать длительное время на тории и воспроизводимом ²³³U.

В ториевом цикле снижено по сравнению с традиционными ЯТЦ образование ²³⁶U и ²⁴⁰Ри, что упрощает рециклирование урана из ОЯТ ториевых реакторов. Дело в том, что при использовании рециклированного урана из ОЯТ реакторов, работающих в уран-плутониевом ЯТЦ, требуется повысить обогащение в свежей загрузке из-за присутствия в топливе значимых концентраций нсделящихся изотопов ²³⁶U, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu. В ториевом цикле эта проблема стоит менее остро, и рециклирование торцевого ОЯТ становится целесообразным.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам-бридерам. В них естественный ²³²Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана ²³³U. Этот изотоп при делении выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в ²³³U. Такая технология привлекательна тем, что позволяет избежать производства плутония, в качестве топлива используется довольно распространенный торий, а эффективность использования топлива близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах.

Использование тория па модернизированных реакторах действующих АЭС позволяет решить проблему нераспространения ядерных материалов. В отличие от существующих реакторов, которые работают на смеси изотопов ²³³U (делящийся) и ²³⁸U (изотоп для производства плутония), в них используется комбинированное топливо: ²³³U (изотоп для возбуждения реакции деления) и ²³²Th (изотоп для получения основного делящегося изотопа ²³³U). В торцевом реакторе нарабатывается не ²³⁹Ри, а изотоп ²³³U.

К сожалению, ториевый цикл дороже уранового; ториевые ТВЭЛы обладают высокой гамма-радиоактивностыо, что затрудняет обращение с ними. Дело в том, что производство ²³³U путем нейтронного облучения ²³²ТЬ всегда приводит к образованию небольшого количества ²³²U из-за побочных (п, 2я)-реакций на самом ²³³U или на ²³³Ра. Цепочка распада ²³²U дает сильные у-излучатели, из которых наиболее опасным является ²⁰⁸Т1, испускающий жесткие у-кванты (2,6 МэВ). Накопление ²³²U и продуктов его распада создает дополнительные проблемы при обращении с ОЯТ торцевых реакторов, в частности при рециклировании урана. Жесткое у-излучепие обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями, что увеличивает затраты этого цикла по сравнению с урановым.

К недостатком ториевого топлива также относят сравнительно большой период полураспада его промежуточного продукта ²³³Ра (Т'_|/2 = 27 дн), что на порядок больше, чем для ²³⁹Np (Ту₂ ⁼ 2,36 дн). В результате в ториевых реакторах образуется значительная равновесная концентрация ²³³Ра, и за счет захватов нейтронов на нем возникают потери в воспроизводстве. Протактиниевый эффект приводит к подъему реактивности при длительных остановах (из-за распада ²³³Ра в делящийся ²³³U).