ГЛАВА 4. Атомные станции и перспективные топливные циклы

В 1939 г. немецкими учеными О.Ганом и Ф.Штрассманом (Л.Метнер) было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы Ba (Z = 56), Kr (Z = 36) и др.

Природный уран имеет два изотопа: ²³⁸U (99,3 %) и ²³⁵U (0,72%). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления ²³⁵U наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра ²³⁸U вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра ²³⁵U. Известны около 100 различных изотопов с массовыми числами от 90 до 145, возникающих при делении ²³⁵U. Две типичные реакции деления этого ядра имеют вид

Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, порядка 200 МэВ. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем. Коэффициент размножения зависит также и от условий, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции. Изотоп ²³⁸U также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием ²³⁵U может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого ²³⁵U критическая масса составляет около 50 кг.

Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами ²³⁵U в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D₂O. Легкая вода при взаимодействии с нейтронами превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из Be, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

 

Схема гетерогенного теплового реактора

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием ²³⁵U (до 3%). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98°C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления, который направляется в турбину, соединенную с электрогенератором, а из турбины поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наибольшее распространение в настоящее время имеют водо-водяные реакторы, в которых природная вода служит и замедлителем нейтронов, и теплоносителем, уран-графитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – обычная вода), газографитовые реакторы (замедлитель – графит, теплоноситель – газ, часто углекислота), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода, теплоноситель –тяжелая либо природная вода).

Турбина АЭС является тепловой машиной. КПД современных электростанций около 33%. Поэтому для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

Наряду с ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа 235U. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра 238U, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β^–-распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива:

На 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В реакторах на тепловых нейтронах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов плутония.

Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Обычно свежее топливо для реакторов ВВЭР-1000 состоит из двух компонентов: 238U (примерно 955 кг в тонне в пересчёте на металл) и ²³⁵U (примерно 45 кг в тонне). В процессе работы реактора часть ²³⁵U делится и превращается в такое же (по весу) количество "осколков", а часть ²³⁸U превращается в плутоний. Поэтому в отработавшем топливе ²³⁵U оказывается на 30-40 кг, а ²³⁸U на 5-10 кг меньше. Вместо этого появляются, соответственно, такие же количества осколков и плутония.

Топливо для реакторов ВВЭР-1000 изготавливается и поставляется в виде тепловыделяющих сборок (ТВС). ТВС предназначены для генерирования тепловой энергии и передачи её потоку теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Активная зона – главный элемент реактора, в ней размещается ядерное топливо (ТВ)С и осуществляется цепная ядерная реакция деления. Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 ТВС. ТВС в процессе эксплуатации в реакторе неподвижны. Регулирование реакции, поддержание заданной мощности реактора, переход с одного уровня мощности на другой и остановка реактора осуществляется вертикальным перемещением органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) в активной зоне. ОР СУЗ представляют собой сборку из 18 поглощающих стержней (ПС).

 

Альтернатива природному урану. Продолжительность использования урана может быть продлена за счёт использования других делящихся материалов, например плутония, или изотопа ²³³U, который может быть получен через облучение тория.

Плутоний (МОКС-топливо): Что касается топлива, которое используется в легководных реакторах - расщепляющийся изотоп ²³⁵U может быть заменен изотопом ²³⁹Pu. Его смешивают с природным или немного обогащённым ураном, чтобы получить смешанное оксидное топливо (МОКС). Пригодный для использования Pu может быть получен за счёт переработки ОЯТ или из ядерного оружия. Центр Международной безопасности и Сотрудничества в Стэнфордском Университете оценивает общее количество оружейного Pu в 92 тонны, этого хватит, чтобы заменить 11 040 тонн природного урана, а количество энергетического Pu - в 252 тонны, которые смогут заменить 30 240 тонн природного урана. Некоторые особенности производства и обращения с МОКС-топливом таковы, что против его использования выступают некоторые политики. В частности, беспокойство вызывает опасность и экологические последствия переработки ОЯТ, необходимой для выделения плутония, а также необходимость транспортировок на большие расстояния.

В сентябре 2000 г., США и Россия подписали соглашение об утилизации оружейного Pu, согласно которому каждая страна утилизирует по 34 тонны этого материала в течение следующих двадцати пяти лет. Плутоний должен был использован для изготовления МОКС-топлива. С этой целью США планировали построить завод по производству МОКСа на объекте Саванна Ривер Сайд в Южной Каролине, в то время как российский завод должен быть построен в Северске. Сборки с американским плутонием были изготовлены на заводах в Кадараше и Маркуле во Франции и доставлены для испытаний в Катобу (Южная Каролина) в апреле 2005 г.

Плутоний, произведённый в коммерческом реакторе, может быть выделен во время переработки ОЯТ. Пока такая переработка главным образом имеет место в Европе, в Ла-Аг (Франция) и Селафилде (Великобритания), но только некоторая часть накопленного ОЯТ подвергается переработке. В дополнение к экологическим проблемам, связанным с этим процессом, переработка имеет ограничения: свежее топливо (которое превращается в ОЯТ, поступающее на переработку), должно быть сделано из природного урана. В противном случае, если свежее топливо сделано из переработанного материала, нежелательные изотопы загрязнят выделенный плутоний. В 2003 г. АЭС Евросоюза (они пока главные потребители МОКС-топлива), использовали МОКС с общим количеством плутония - 12,12 тонн, что эквивалентно 1450 тоннам природного урана и 0,97 млн единицам разделения.

Торий: Индия, ведущая страна по количеству месторождений с низким содержанием урана и с большими месторождениями тория, как и другие страны, рассматривает создание топливного цикла на основе тория. Сам торий (²³²Th) не подвергается ядерному делению и таким образом не может поддерживать цепную реакцию, но когда он подвергается нейтронному облучению, то превращается в расщепляющийся изотоп урана ²³³U, который может использоваться в качестве реакторного топлива. Процесс, однако, требует сильного нейтронного источника, ядерного реактора на урановом или плутониевом топливе для облучения тория. Таким образом, торий не исключает, а только уменьшает потребность в уране. ²³³U может быть выделен при переработке и превращен в топливо или сожжен. Однако эта технология довольно трудноосуществима, так как отработавшее ториевое топливо очень плохо растворяется в азотной кислоте (это требуется во время переработки), а ²³³U представляет серьёзную радиационную опасность из-за присутствия ²³²U и сильных гамма-излучающих продуктов его распада.

Прототипы реакторов на основе тория (AVR в городе Jülich и THTR 300 в городе Hamm-Uentrop, Германия) были закрыты вследствие технических проблем. Их топливо было сделано из тория и высокообогащённого урана, помещенных в графитовую оболочку.

К настоящему времени накоплены большие запасы ²³⁹Рu (как энергетического, так и оружейного) и урана, высокообогащенного изотопом ²³⁵U. В связи с этим использование тория в сочетании с этими материалами открывает перспективы первоначальной наработки ²³³U, являющегося прекрасным топливом для реакторов разного типа.

Обращение к торцевому топливному циклу стимулируется следующими факторами, основанными на оценках, физических расчетах и сопоставлениях полученных характеристик для двух топливных циклов:

- увеличение ресурсов ядерного топлива за счет наработки ²³³U из ²³²Th;

- существенное снижение потребностей в обогащении изотопом ²³⁵U;

- очень низкая (в сравнении с уран-плутониевым топливным циклом) наработка долгоживущих радиотоксичных отходов, в том числе трансуранов, плутония и трансплутониев;

- возможность ускорения выжигания плутония без необходимости рециклирования, т.е. быстрое сокращение существующих запасов плутония;

- достижимость более высокого выгорания топлива, чем в уран-плутониевом цикле;

- низкий избыток реактивности активной зоны с топливом, основанном на тории, более благоприятные температурный и пустотный коэффициенты реактивности;

- высокая радиационная и коррозийная стойкость топлива на основе Th;

- значительно более высокая точка плавления и лучшая теплопроводность топлива на основе тория;

- хорошие условия для решения проблемы нераспространения ядерных материалов.

Интерес к Th, как топливу для ядерных реакторов объясняется возможностью образования делящегося изотопа ²³³U в результате захвата теплового нейтрона природным ²³²Th. 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 может начаться лишь на существующем в природе делящемся изотопе ²³⁵U. Если в топливе накоплено достаточное количество ²³³U, то реактор может работать длительное время лишь на Th и воспроизводимом ²³³U.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах. В реакторах этого типа естественный ²³²Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (²³³U). Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в ²³³U. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать производства Pu, во-вторых, в качестве топлива используется довольно распространенный Th, а, в-третьих, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах. Однако, количество расщепляющегося ²³³U, производимого в такой установке, не достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Хотя интерес к таким проектам не затухает на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их промышленного применения пока далеко.

Отметим, что реакторы на тепловых нейтронах лучше работают на топливе ²³²Th-²³³U, тогда как реакторы на быстрых нейтронах более эффективны для уран-плутониевого цикла.

Перспективность ториевого топлива для атомной энергетики определяется несколькими причинами:

Запасы тория на планете превосходят запасы урана в 4-5 раз. Ториевые месторождения более доступны, чем урановые. Особенно это важно для России: российских разведанных запасов урана хватит только на 20 лет, а запасов тория в месторождениях в районе Новокузнецка и Томска (туганское месторождение тория, титана, циркония) достаточно много.

С точки зрения наработки делящихся нуклидов, преимущество тория перед ураном состоит в его тугоплавкости: лишь при 1400-1500°С кристаллическая решетка тория начинает претерпевать фазовые превращения. Это позволяет реактору на ториевом горючем работать при более высоких температурах.

Ториевая энергетика, в отличие от урановой, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы. Это важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия (Выделение из уранового топлива оружейных актиноидов позволяет создать государствам-«изгоям» и террористам собственное ядерное оружие).

Поскольку ториевая энергетика принципиально неосуществима без использования в ней оружейного урана, реакторы на ториевом горючем естественным образом позволяют использовать непосредственно оружейный уран (не разбавляя его ²³⁸U, как приходится делать в урановом топливном цикле).

Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности. Поэтому никакие разрушения аппаратуры реактора не способны вызвать неконтролируемую цепную реакцию.

Как уже упоминалось, при всех различиях современных быстрых и тепловых реакторов есть одна черта, их объединяющая. И тот и другой работают по схеме выжигания активной компоненты топлива (уран-235, плутоний-239) в активной зоне: в них первоначально закладывается активного материала больше, чем это требуется для непосредственного поддержания критического уровня. Стационарное положение балансируется стержнями - поглотителями нейтронов. Поэтому ни один из ныне существующих реакторов, работающих по принципу выгорания, нельзя отнести к безусловно безопасным, ибо, если по какой-то причине регулирующие стержни покинут активную зону, то возникнет значительная надкритичность. Цепная реакция в таких условиях будет развиваться настолько быстро, что никакая аварийная защита не поможет.

Урановый реактор слабо защищен от террористического акта. Ни одна АЭС не выдержит падения крупного самолета. Если произойдет разрушение узла привода поглотительных стержней, систем управления защиты, ядерный реактор может взорваться, как атомная бомба. В этой связи решающим преимуществом модернизации действующих АЭС с переводом их на торий является то, что ториевый реактор по своей внутренней физической сути не способен привести к ядерному взрыву. Реактор можно разрушить до основания, конечно, дорогую цену заплатить за загрязнение зала, самой территории станции, но он никогда не разрушится подобно Чернобылю. Так что единственная возможность предельно обезопасить ныне действующие АЭС - это перевести их через модернизацию на использование тория. Ториевый реактор способен обеспечить высокую ядерную безопасность.

В ходе модернизации действующих АЭС в плане перевода их на Th, в тех же габаритах, в корпусе ядерного реактора можно разместить ториевые тепловыделяющие элементы, которые с этого же объема активной зоны снимут в 2-3 раза больше энергии. В ходе реконструкции не строится новая АЭС, а сменой топлива удваивается мощность старой, путем добавления паровых турбин, теплообменников и электрических машин. Важно так же, что ториевая энергетика позволяет обеспечить непрерывную работу реактора на 30-50 лет. (Сегодня атомная станция раз в год или в полтора года останавливается для перезагрузки). За это время никаких перезагрузок топлива, никаких ядерных отходов, никаких проблем переработки.

Использование тория на модернизированных реакторах действующих АЭС позволяет решить следующие проблемы:

В отличие от существующих реакторов, которые работают на смеси изотопов ²³⁵U (делящийся) и урана-238 (изотоп для производства плутония), предлагается использовать комбинированное топливо: уран-235 (изотоп для возбуждения реакции деления) и ²³²Th (изотоп для получения основного делящегося изотопа ²³³U). В ториевом реакторе нарабатывается не ²³⁹Pu, а изотоп ²³³U, что обеспечивает высокое выгорание ядерного топлива. Отсутствие в цикле плутония важно с точки зрения нераспространения ядерных материалов.

Ториевый цикл обладает следующими преимуществами:

- отработавшие твэлы не нуждаются в радиохимической переработке - снижается риск загрязнения среды;

- снимается проблема накопления плутония, а, следовательно, и его распространения (в виде оружия);

- не требуется создавать новых реакторов, а достаточно модернизировать существующие под загрузку ТВЭлы с новым топливом;

- ториевые реакторы обладают повышенной внутренней ядерной безопасностью.

Сплавы тория с небольшими добавками оружейного урана и плутония в ядерном отношении безопасны и не требуют специальных мер при хранении. Они опасны только в радиационном отношении, однако это их свойство может служить дополнительной гарантией от хищения.

Недостатки ториевого цикла то же хорошо известны:

- Ториевый цикл, в целом, дороже уранового.

- Исходные ториевые ТВЭлы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними.

Топливо из Th и образующегося ²³³U характеризуется жестким γ-излучением энергии 2,6 Мэв, источником которого является ²⁰⁸Tl, образующийся при радиоактивном распаде 232U, образовавшегося из ²³³U в результате (n, 2n) реакции. Жёсткое γ-излучение обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями топливного цикла из операторского помещения, обеспеченного защитным экраном, что увеличивает затраты ториевого цикла по сравнению с урановым топливным циклом.

Поэтому ториевое топливо пойдет в энергетические реакторы только после существенной модернизации уран-ториевого цикла, т.е. после создания новой технологии производства тепловыделяющих элементов.

уран-ториевый цикл

 

Даже если бы технологические проблемы ториевого топливного цикла были решены, запасы тория также ограничены, а эксплуатация привела бы к новым экологическим проблемам.

Южная Африка планирует начать эксплуатацию реактора PBMR. Однако, этот тип реактора использует только уран, несмотря на свою схожесть с THTR 300).

Электроядерный способ получения энергии. Основополагающий вклад в создание предельно безопасных ядерно-энергетических установок и в уничтожение радиоактивных отходов для большой электроэнергетики может внести ускорительная наука и техника.

В основу идеи электроядерной энергетики с использованием мощных ускорителей заряженных частиц закладывается следующий физический процесс. При бомбардировке мишеней из тяжелых элементов (например, из свинца) пучками релятивистских заряженных частиц (в частности, протонов с энергией порядка 1 ГэВ) образуется каскад быстрых нейтронов (до 50 и более нейтронов на каждый протон). Это открывает принципиально новые перспективы как в исключении неконтролируемых ядерных процессов в реакторах деления (т.е. разгона цепной реакции со всеми его катастрофическими последствиями), так и в трансмутации радиоактивных изотопов.

Ядерно-энергетическая установка с нейтронной подсветкой от ускорителя состоит из:

1) ускорителя заряженных частиц, работающего в энергетическом режиме - тысячи часов непрерывной работы с изменением заданной энергии частиц (порядка 1 ГэВ для протонов) в пределах не более 5 10% и с достаточно высокой интенсивностью пучка (исходя из комплексных задач энергетики и трансмутации плотность протонов должна составлять не менее 10¹³-10¹⁴ р/ск).

2) мишени для преобразования ускоренных частиц в нейтроны.

3) подкритичной активной зоны из делящегося вещества (например, естественного или обедненного урана).

4) системы циркуляции теплоносителя, осуществляющей съём энергии в A3 (в заданных температурных режимах) и отдающей тепло преобразователю энергии.

В ядерно-энергетической установке с нейтронной подсветкой появляются два совершенно новых дополнительных агрегата: ускоритель элементарных частиц и мишень — преобразователь ионного потока в нейтронный. Мировая практика не имеет опыта создания таких ядерно-энергетических установок. В то же время исчезает механическая система управления органами регулирования мощности и аварийной остановки процесс управляется и контролируется включением и отключением электропитания ускорителя

В ЯЭУ с нейтронной подсветкой циркуляция теплоносителя остается такой же, как и в ныне существующих ЯЭУ. A3 должна быть на протяжении всей работы, при изменении изотопного состава ядерного топлива, подкритичной. Гарантированная подкритичность и невозможность несанкционированного увеличения энергии, подаваемой нейтронным потоком в ЛЗ, создает гарантию невозможности возникновения самой тяжелой аварии - реактивностной.

Мощность ЯЭУ с нейтронной подсветкой регулируется нейтронной подсветкой, поступающей от мишени.

В такой установке нет необходимости иметь в АЗ стержни-поглотители нейтронов для регулирования мощности и аварийной остановки, хотя из-за отсутствия опыта на первых образцах таких ЯЭУ на всякий случай можно предусмотреть аварийные стержни гашения цепной ядерной реакции е механическим приводом. Управление цепной ядерной реакцией не механическим перемещением стержней-поглотителей, а электрической схемой даст возможность увеличил» быстродействие, что очень важно при аварийном разгоне реактора. Электронное управление ядерным реактором снимает вопросы возможного нарушения геометрии стержней и их заклинивания, а также возможность неасанкционированного вывода стержней-поглотителей из A3. Вместе с тем ЯЭУ с нейтронной подсветкой становится более сложной по сравнению с традиционными ЯЭУ.