какое топливо используется на аэс
Вторая жизнь урана: что делают в современном мире с отработанным ядерным топливом
Атомная энергетика — одна из самых экологичных с точки зрения выбросов углекислого газа: за 1 кВт⋅ч атомные электростанции выбрасывают всего 12 г СO2. Для сравнения, у природного газа этот показатель составляет 490 г/кВт⋅ч, а у угля — 820 г/кВт⋅ч. Однако атомных электростанций до сих пор не слишком много — в первую очередь, потому что вопрос, что делать с отработанным ядерным топливом, остается нерешенным. Общественное восприятие, часто основанное на мифах, заключается в том, что мы понятия не имеем, что делать с ядерными отходами. «Хайтек» рассказывает, какие технологии утилизации ядерного топлива существуют, какие страны хранят такие отходы и как избегают утечек — таких, как на Фукусиме и в Чернобыле.
Читайте «Хайтек» в
Почему атомная энергетика экологична?
По сравнению с электрогенерирующими установками, работающими на ископаемых или возобновляемых видах топлива, атомные электростанции имеют очень легкий углеродный след. Например, при сжигании биомассы выделяется 230 г CO2 за кВт⋅ч, при добыче электричества с помощью гидростанций — 24 г CO2 за кВт⋅ч, и только 12 г CO2 за кВт⋅ч при добыче электричества на атомной станции.
Какое отработанное топливо подлежит переработке?
Существующие на данный момент 440 ядерных энергетических реакторов, работающих по всему миру, производят примерно 10 500 т отработанного топлива в год. Во время производства энергии потребляется только приблизительно 5% урана, а также генерируются побочные продукты, такие как плутоний. Как и оставшийся уран, плутоний подлежит переработке.
В тепловом реакторе нейтроны, которые формируются довольно быстро, замедляются за счет взаимодействия с соседними атомами с низким атомным весом, такими как водород в воде, которая протекает через активную зону реактора. Все, кроме двух из 440 действующих коммерческих ядерных реакторов, являются тепловыми, и большинство из них используют воду как для замедления нейтронов, так и для передачи тепла, которое возникает в процессе распада, в электрические генераторы. Большинство этих тепловых систем — то, что инженеры называют легководными реакторами.
В атомных реакторах используются два изотопа урана — менее распространенный уран-235 и более распространенный уран-238. Обычные реакторы в основном расщепляют уран-235 для выработки энергии, а уран-238 в чистом виде часто считается бесполезным. Так, когда в стандартном реакторе заканчивается уран-235 — это происходит примерно через три года после начала использования, — его дозаправляют, даже если в нем еще много урана 238.
Когда сотрудники АЭС удаляют отработанное топливо, в нем остается около 95% от его первоначальной энергии — другими словами, используется только 5% его энергии. Только около одной десятой добытой урановой руды превращается в топливо в процессе обогащения (во время которого концентрация урана-235 значительно увеличивается), поэтому для выработки электроэнергии используется менее одной сотой от общего энергосодержания материала.
Большую часть (около 94%) отработанного ядерного топлива составляет уран-238, который не делится. Этот компонент является лишь слегка радиоактивным (по сравнению с другими продуктами распада — цезием-137 и стронцием-90) и, будучи отделен от продуктов деления и остальной части материала в отработанном топливе, может быть легко сохранен для будущего использования на слабо защищенных объектах.
Уран-238 также называют расщепляющимся, потому что он иногда распадается при попадании быстрого нейтрона. Он еще называется фертильным, потому что, когда атом урана-238 поглощает нейтрон без расщепления, то превращается в плутоний-239, который, как и уран-235, является делящимся и может поддерживать цепную реакцию. Он и подлежит переработке.
Ядерное топливо представляет собой герметичный контейнер из сплавов циркония или стали, в который помещены таблетки с ураном. Когда топливо переходит в разряд отработанного, его извлекают из реактора и путем химического разделения сортируют на бесполезные элементы и вещества, которые можно использовать повторно.
Пиропереработка основана на гальванизации — использовании электричества для сбора на проводящем металлическом электроде металла, извлеченного в виде ионов из химической ванны. Этот процесс проводится при очень высоких температурах.
Как с ядерным топливом поступают разные страны?
К настоящему времени по всему миру переработано около 100 тыс. т (из 290 тыс. т произведенного) отработанного топлива коммерческих энергетических реакторов. Годовая мощность переработки в настоящее время составляет около 5 тыс. т в год.
В частности, переработкой ядерных отходов занимаются Великобритания, Россия и Япония — их коммерческая перерабатывающая мощность составляет 600, 400 и 800 т в год соответственно. Ожидается, что в период с 2010 по 2030 годы в мире будет произведено около 400 тыс. т отработанного ядерного топлива, в том числе 60 тыс. т в Северной Америке и 69 тыс. т в Европе.
Процесс рециркуляции во Франции выглядит так: отработанный уран с электростанций отправляется на два перерабатывающих завода — UP-2 и UP-3, расположенных на мысе Ла Аг. Там в течение трех лет он находится в деминерализованной воде, после чего отделяется для переработки в оксидное топливо.
Ядерные отходы, которые не подлежат переработке, помещаются в специальные резервуары из стекла цилиндрической формы. В будущем правительство планирует построить глубокое подземное хранилище для этих отходов.
Заводы для переработки ядерного топлива также существуют в Великобритании (Thorp) и Японии (предприятия в Роккасе-Мура и Токае-Мура).
Как обстоят дела в России?
Сейчас в России работают десять стационарных атомных электростанций и одна плавучая — «Академик Ломоносов». Годовая выработка энергии атомными электростанциями в России, по данным Росатома, составляет 204,275 млрд кВт⋅ч — это около 18,7% всей электроэнергии, производимой в стране. В госкорпорации отмечают, что этого достаточно, чтобы обеспечивать электричеством Москву и Московскую область примерно в течение двух лет.
В России уже накоплено около 20 тыс. т собственного отработанного ядерного топлива — при перерабатывающей коммерческой мощности в 400 т в год. Единственным предприятием, на котором ведется переработка отработанных ядерных отходов, является РТ-1 на ПО «Маяк» — предприятии в закрытом городе Озерск в Челябинской области.
Второе предприятие РТ-2, в горно-химическом комбинате в Красноярском крае, долгое время находилось в стадии замороженного строительства. На нем планировали организовать хранение отработанного ядерного топлива реакторов АЭС, его переработку и производство нового ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах. В 2018 году на РТ-2 провели тестовую переработку отработанного ядерного топлива с нескольких российских АЭС.
Срок службы существующих тепловых реакторов в России (к этому типу принадлежат восемь из десяти стационарных АЭС) в ближайшем будущем завершится. Если их заменят быстрыми реакторами, отработанные ядерные отходы станет проще и безопаснее перерабатывать, потребность в добыче новой урановой руды, запасы которой ограничены, почти исчезнет. А благодаря рециркуляции топлива использовать существующие запасы можно будет еще очень долго.
Почему атомная энергетика безопасна?
В истории гражданской ядерной энергетики произошло три крупных аварии на реакторах — на АЭС, расположенных на острове Три-Майл, в Чернобыле и Фукусиме. Это единственные крупные аварии, произошедшие за более чем 17 тыс. совокупных реакторных лет промышленной эксплуатации атомной энергии в 33 странах.
С 1990-х годов новые реакторы строятся по международным правилам — при проектировании АЭС инженеры стремятся к большей стандартизации конструкции, а объекты находятся под надзором регулирующих органов.
Стандартизация предполагает принятие положения по безопасности, которое планирует строительство нескольких физических барьеров между активной зоной реактора и окружающей средой, а также несколько систем безопасности, которые дублируют друг друга. Это позволит избежать человеческой ошибки. Сейчас системы безопасности составляют около четверти капитальных затрат на строительство реакторов.
Атомная энергетика сможет удовлетворить долгосрочные потребности человечества в энергии при условии крайне низкого влияния на окружающую среду. Однако для продолжения широкомасштабного устойчивого производства атомной энергии поставки ядерного топлива должны продолжаться в течение длительного времени. В условиях ограниченных запасов ископаемого топлива перспективы производства атомной энергии и переработки ядерного топлива выглядит очень привлекательными.
Какое топливо используется на аэс
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Добавить в закладки
Вы сможете увидеть эту публикацию в личном кабинете
Подпишитесь на нашу рассылку и получайте новости о последних проектах, мероприятиях и материалах ПостНауки
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
Виды ядерного топлива
Почему нам уже недостаточно обычного уранового топлива и что нужно, чтобы создать замкнутый топливный цикл
В России исследования идут в другом направлении. Отечественное толерантное топливо, разрабатываемое Топливной компанией «Росатома» ТВЭЛ, отличается от классического не только альтернативными конструкционными материалами оболочки, но и другой топливной матрицей. Топливные таблетки были изготовлены из традиционного диоксида урана, а также уран-молибденового сплава с повышенной плотностью и теплопроводностью. В качестве материалов оболочек твэлов использованы циркониевый сплав с хромовым покрытием, а также хром-никелевый сплав.
Это топливо уже проходит первые испытания. В исследовательском реакторе МИР в АО «ГНЦ НИИАР» завершились два цикла облучения тепловыделяющих сборок с экспериментальными твэлами для реакторов ВВЭР и PWR. Во время испытаний были проверены все 4 возможных типа топлива: диоксид урана + циркониево-хромовая оболочка, уран-молибден + циркониево-хромовая оболочка, диоксид урана + хром-никелевый сплав и уран-молибден + хром-никелевый сплав. После двух циклов облучения в реакторе «МИР» все твэлы герметичны. На энергоблоке № 2 Ростовской АЭС (филиал Концерна «Росэнергоатом») началась опытно-промышленная эксплуатация тепловыделяющих элементов этого топлива, что стало важным шагом для дальнейшей коммерциализации этого продукта. Символично, что эта знаковая веха стратегически важного проекта достигнута в дни, когда АО «ТВЭЛ» празднует свой юбилей — 25-летие со дня основания компании.
REMIX-топливо активно разрабатывается в России Топливной компанией ТВЭЛ. С 2016 года твэлы с REMIX-топливом используются на энергоблоке № 3 Балаковской АЭС. В 2020 году стартовал третий 18-месячный цикл его облучения. Предыдущее использование показало высокую надежность и эффективность топлива, поэтому постепенно будут открываться новые центры его производства. Одним из них стал Сибирский химический комбинат, где в 2021 году введено в эксплуатацию оборудование по изготовлению REMIX-топлива. В дальнейшем планируется распространение этого топлива на все большее число ядерных электростанций, а также его экспорт на международные рынки. REMIX-топливо производится в кооперации с Горно-химическим комбинатом.