Ядерное электричество

4.2 Ядерный топливный цикл

Топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.

Все способы производства топлива, подготовки его к использованию и утилизации отработанного топлива вместе взятые и составляют то, что называют топливным циклом. Уже сам термин "топливный цикл" предполагает, что отработанное ядерной топливо может повторно использоваться на ядерных установках в свежих тепловыделяющих элементах после специальной обработки.

В отличие от угля, урановую руду нельзя подавать непосредственно на электростанцию. Прежде она должна быть очищена, сконцентрирована и помещена в специальные топливные стержни. Рисунок 10 показывает так называемый "открытый топливный цикл" в ядерной энергетике, который используется сегодня в большинстве стран, на наиболее общих видах реакторов.

На урановых рудниках (таких как, например, Олимпик Дам или Рэнджер в Австралии, или Саскатчеван в Канаде) ядерное топливо добывается в виде концентрата окиси урана U₃O₈. Этот материал, порошок зеленого цвета, отправляется на дальнейшую переработку. Он имеет тот же самый изотопный состав, как и руда, в которой содержание U-235 не превышает 0.7 процентов. Остальная часть - это более тяжелый изотоп урана - U-238 (с небольшим содержанием U-234). Большинство реакторов, включая легко-водные реакторы (LWR), не могут работать на таком топливе (использовать необогащенный уран могут Канадские реакторы типа CANDU). Содержание изотопа U-235 должно быть увеличено, приблизительно, до 3.5 процентов. Этот процесс называют обогащением.

Обогащение - это процесс, использующий высокие современные технологии, который требует, чтобы уран был в газообразной форме. Самый простой способ достичь это состоит в том, чтобы преобразовать окись урана в гексофторид урана (UF₆), который находится в газообразном состоянии при температурах немногим более комнатных. Следовательно, первый адресат концентрата окиси урана - это завод, где происходит его преобразование в шестифтористый уран.

После этого UF₆ попадает на обогатительный завод^*, на котором происходит увеличение концентрации расщепляющегося изотопа U-235. В этом процессе приблизительно 85 % естественного уранового топлива отбрасывается как "обедненный уран" или как "отходы" (главным образом U-238), которые закладываются на длительное хранение ^**. Таким образом, после обогащения приблизительно 15 % от первоначального количества представляет собой обогащенный уран, содержащий, приблизительно, 3.5 процента изотопа U-235.

Рисунок 10. Открытый топливный цикл

Методы обогащения основаны на использовании малой разности в массах атомов U-235 и U-238. Большинство существующих установок используют процесс газообразной диффузии, при котором газообразный UF₆ пропускается через длинный ряд мембранных барьеров, которые позволяют молекулам, содержащим U-235, преодолевать их быстрее чем, молекулам, содержащим U-238. Современные заводы используют высокооборотные центрифуги для разделения молекул, содержащих эти два изотопа.

Обогащенный уран далее поступает на завод по изготовлению тепловыделяющих элементов. UF₆ преобразовывается в двуокись урана, керамический материал, и формируется в малые цилиндрические таблетки, приблизительно 2 см по высоте и 1.5 см в диаметре. Эти таблетки помещаются в специальные трубки, изготовленные из нержавеющей стали (или из сплава циркония), длиной, приблизительно, 4 метра и называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). Трубки собирают в связки, площадью, приблизительно, 30 кв. см, которые и образуют, так называемые, реакторные топливные сборки. Топливные сборки такого типа используются практически во всех легко-водных реакторах (см. Таблицу 5). В реактор мощностью в 1000 МВт погружают, примерно, 75 тонн топлива в таких сборках.

Канадские реакторы CANDU (CANadian Deuterium Uranium) хотя и имеют различные конструкции, но все они работают на естественном (то есть необогащенном) уране. Вместо одной большой емкости высокого давления, содержащей ядро реактора, они имеют большое количество (от 300 до 600) горизонтальных напорных труб, каждая из которых содержит топливо и теплоноситель в виде тяжелой воды. Напорные трубы проходят сквозь специальный корпус (так называемую "каландрию"), который наполнен тяжелой водой для управления параметрами реактора^*. Топливные сборки для реакторов CANDU имеют размеры 10 см в диаметре и 50 см в длину.

Во всех типах действующих реакторов цепная реакция деления происходит в топливных стержнях, как это описано в 3.1. Быстрые нейтроны замедляются водой, тяжелой водой или графитовыми стержнями так, чтобы они могли инициировать реакцию расщепления. Скорость реакции регулируется введением в ядро реактора стержней, поглощающих нейтроны. Теплота, выделяющаяся при реакции деления, уносится теплоносителем, преобразовывается в пар, который в свою очередь используется для вращения турбины и производства электроэнергии.

В легко-водном реакторе топливо остается в реакторе приблизительно в течение трех лет. Кроме теплоты, выделяемой при реакции расщепления U-235, реактор производит расщепляющийся плутоний (Pu-239), который накапливается в топливных элементах. По истечению примерно трех лет, содержание продуктов деления и других материалов, поглощающих нейтроны, возрастает настолько, что цепная реакция деления замедляется. Отработанные топливные сборки в этом случае удаляют и заменяют новыми. Приблизительно одну третью часть топлива заменяют каждый год. В реакторах типа CANDU заправка свежего топлива осуществляется примерно каждые 18 месяцев.

После удаления из реактора, отработанное ядерное топливо (ОЯТ) сохраняет радиоактивность и выделяет тепло. Поэтому в течение некоторого времени такое топливо выдерживают в бассейнах под водой для отвода теплоты и защиты от ионизирующего излучения. Следующим шагом может быть переработка отработанного ядерного топлива для закрытия топливного цикла (такие страны как Великобритания, Франция и Япония выбрали такой путь "закрытого топливного цикла"), или окончательное захоронение, как это делается в США, Канаде и Швеции, которые выбрали " открытый топливный цикл ". Хранение отработанного ядерного топлива первоначально осуществляется непосредственно в реакторном отделении. Затем оно может быть перемещено в другое место, например, на специальные склады "сухого хранения".

Более ранние поколения реакторов, например, все еще действующие в Великобритании, используют в качестве топлива металлический уран (а не его окись) и газовое охлаждение. В течение последних лет эти реакторы были модернизированы таким образом, чтобы выдержка топливных элементов в их бассейнах не осуществлялась слишком долго. Все это подробно иллюстрирует диаграмма "закрытого топливного цикла" на Рисунке 11. В закрытом топливном цикле для легко-водных реакторов топливо проходит точно такой же путь. Начиная с урановых рудников и заводов, уран проходит все стадии преобразования и обогащения для изготовления реакторного топлива.

После удаления топлива из реактора, топливные стержни проходят обработку на перерабатывающих заводах, где они дробятся и растворяются в кислоте. После специальной химической обработки из отработанного топлива выделяют два ценных продукта: плутоний и неиспользованный уран. Примерно 3% топлива при этом остается в качестве высокоактивных отходов. После битумирования (или остекловывания) эти высокорадиоактивные материалы подлежат длительному захоронению (см. 5.2-5.3).

Приблизительно 96 % урана, который используется в реакторе, остается в исчерпанном топливе (в реакторе расходуется не более 1% U-235). Как показано на Рисунке 14 оставшаяся часть топлива преобразуется в теплоту и радиоактивные продукты распада, а некоторая часть в плутоний и другие актиноиды. Следовательно, переработка отработанного ядерного топлива может иметь некоторые экономические выгоды при восстановлении неиспользованного урана и плутония, который был произведен в реакторе. Это также уменьшает объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность.

В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1 % плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном (так называемое смешанное оксидное топливо или MOX-топливо) и поставляться в виде свежих топливных сборок для загрузки в реакторы (см. 5.2). Его можно использовать для загрузки в будущие реакторы-размножители (см. ниже).

Восстановленный уран может возвращаться на дополнительное обогащение, или поставляться в виде свежего топлива для действующих реакторов. Закрытый топливный цикл, таким образом, является более эффективной системой максимального использования урана без его дополнительной добычи на рудниках (в энергетических единицах экономия составляет, примерно, 30 %) и именно поэтому промышленность сразу одобрила такой подход. Однако, такие схемы переработки отработанного ядерного топлива не получили широкого распространения в значительной степени из-за довольно низких цен на уран (сегодняшние цены на уран находятся на уровне 1980 года).

Рисунок 11. Закрытый топливный цикл

Франция, Германия, Великобритания, Россия и Япония продолжают развитие технологий закрытого топливного цикла для окисных топлив, а в Европе более 35 реакторов способны частично использовать МОХ-топливо (от 20 до 50 %), содержащего до 7 % пригодного для реакторов плутония.

В начало страницы

Назад  |  Вперед