Як відсунути пік урану на 10 тисяч років.

... або лікнеп про Замкнуте Ядерний Паливний Цикл (ЗЯТЦ).

Дві найперспективніших і одночасно критикованих концепція ядерної енергетики - це керований термоядерний синтез і замикання ядерного палива циклу. Шістдесят з гаком років пройшло з появи цих енергетичних ідей, але перша з них так і не зняла халат, а друга залишилася у вигляді поодиноких дослідів "спробували і кинули". Але якщо термоядерна енергетика - це особлива історія , З підступністю природи і слабкістю людини в сюжеті, то ЗЯТЦ перебуває в зародковому стані по зовсім інших причин.

Таблетки з суміші діоксиду урану і плутонію - основа сьогоднішнього ЗЯТЦ

Ідея ЗЯТЦ полягає в тому, що б навчиться отримувати енергію з невикористовуваних на даний момент урану-238 або торію-232. У них міститься стільки ж енергії, скільки і в "працюючому" в реакторах сьогодні U235 - грубо кажучи 150 кВт * год (місяць споживання середньої квартири) електроенергії на 1 грам металу. Однак в природному урані всього 0,7% U235 (з яких нам дістається 0,5%, решта йде у відвал при поділі ізотопів), і 99,3% того самого U238. Якби можна було використовувати двісті тридцять восьмий уран, це розширило б запаси ядерного палива в 200 разів. І в цьому залючена перша проблема ЗЯТЦ - в світі немає якоїсь особливої ​​термінової потреби в розширенні запасів палива, його вистачає в силу стагнації загальної потужності АЕС.

Камера збірки МОКС тепловиділяючих збірок для реактора БН-800. Стіни та обладнання з нержавійки, роботизація і герметичність - типові складові подібних виробництв.

Яким чином в ЗЯТЦ збираються використовувати енергію урану 238? Цей ізотоп не підтримує ланцюгову реакцію поділу, необхідну для отримання енергії. Але, виявляється, шляхом поглинання одного нейтрона, він може перетворитися в плутоній-239, який вже підтримує ланцюгову реакцію. На наше щастя, при розподілі U235 і Pu239 з них "випадає" два-три нейтрона і якщо один йде на продовження ланцюгової реации, то другого "зайвої" можна знайти корисне примерение: витратити на конверсію U238 в щось ділиться (напр. В Pu239). Таким чином складається концепція замикання - "палимо" плутоній в реакторі, попутно отримуючи з U238 новий плутоній.

У відпрацьованому ядерному паливі всього 3-5% радіоактивних продуктів поділу, які потрібно захоронювати, а решта (кілька спрощуючи) цілком можна пустити в новий цикл.

Мінімальний ЗЯТЦ виходить що складається з трьох елементів:

1. Реактор




2. Фабрика переробки опроміненого ядерного палива




3. Завод з виготовлення свіжого палива з матеріалами, що діляться отриманими в пункті 2.

Де починається ЗЯТЦ?

А де починається обруч? Для простоти викладу припустимо, що театр починається з вішалки ЗЯТЦ починається в реакторі. Реактор це те місце, де відбувається вилучення енергії і нейтронів з матеріалів, що діляться. "Запасні" нейтрони поглинаються спеціальним стартовим матеріалом, після чого він перетворюється в новий ділиться, відтворюючи його витрата. Традиційна пара ділиться і стартового матеріалу - плутоній Pu239 і уран U238, але є і кілька інших варіантів, наприклад замість штучного матеріалу Pu239 можна використовувати традиційне паливо U235, а перетворення U238 в Pu239 називати конверсією, а не відтворенням. Конструкцій реактора, в якому крім розпаду, що поділяється, йде і напрацювання нового, безліч - вони можуть бути як швидкими, так і тепловими (в разі пари U233 - Th232). Уже на цьому етапі нескладно заплутатися у великій кількості розвилок ЗЯТЦ, а ми ще й не почали розглядати різні варіанти хімії палива!

Типові схеми ЗЯТЦ. І це дуже укрупненно!

Більш менш традиційні варіанти реактора-размножителя з попереднього абзацу передбачають фізичне рознесення зон поділу і відтворення. Оскільки, знову ж таки, традиційно, активну зону набирають зі спеціальних касет, виходить, що після паливної кампанії, скажімо, раз на рік, ми витягаємо з реактора опромінене ядерне паливо, в частині якого у нас поділяється, стало менше, а в частині - сильно більше.

Російські розробники ЗЯТЦ ключовим елементом зараз бачать реактор БН-1200. Плутоній буде братися з переробленого ВЯП реакторів ВВЕР і РБМК, що вирішує проблему його зберігання.

Чому цей напрацьований матеріал, що ділиться (ДМ) не можна використовувати відразу в реакторі? В основному з технологічних причин - він знаходиться всередині ізолюючих елементів (твелів), які мають певний ресурс знаходження всередині активній зоні. Крім того, та частина ДМ, яка ділилася з виробленням енергії і нейтронів, залишає після себе продукти ділення, які є нейтронними отрутами і поступово погіршують характеристики реактора.

Найбільший в світі завод з переробки ВЯП - французький La-Haug, здатний переробляти ВЯП від 90 енергоблоків, все європейське паливо.

Зерна від полови. Переробка.

Далі це паливо необхідно переробити і розділити:

1. металеві пасивні конструкції касети




2. стартовий матеріал (U235, U238)




3. продукти ділення




4. напрацьований матеріал (Pu239)




5. залишковий матеріал, що ділиться.

Традиційно, цим займаються радиохимические заводи, наприклад "Маяк". І якщо варіантів реакторів-розмножувачів є приблизно десяток, то технологічних варіантів переробки точно більше сотні.

Наприклад, так виглядає вельми передовий процес переробки ВЯП реактора БРЕСТ-300 , Який виконується прямо на АЕС.Під словом "піро" тут розуміється пекельний процес електролізу розплаву ядерного палива в кадмії.

Почнемо з того, що важливий вид палива, який працює в реакторі. Це може бути як і металевий уран і плутоній (або сплав з цирконієм, молібденом і т.п. і т.д.), так і хімічна сполука: оксид, нітрид, карбід - тобто з'єднання урану і плутонію з киснем, азотом, вуглецем і т.д. У традиційній енергетиці використовується оксид урану UO 2, що володіє деякими зручними характеристиками (наприклад по утриманню в собі газоподібних продуктів поділу ксенону, гелію і йоду). Хімія палива визначається нейтронно-фізичними вимогами від реактора размножителя і визначає в свою чергу технологію, яка буде використовуватися на заводі з переробки ВЯП. Традиційно і щодо широко використовується переробка ядерного палива в вигляді розчинів в азотній кислоті, або PUREX-процес. Самий технологічно простий (від цього не менш пекельний) PUREX був розроблений з метою вилучення збройового плутонію з ВЯП військових реакторів-наработчіков ще на зорі атомної епохи.

До речі, PUREX можна зробити і вдома .

Однак в перспективі ЗЯТЦ радіохіміки хотіли б відійти як від оксидного палива перейшовши на карбід або нітрид (точніше суміш карбідів / нітридів плутонію і урану), так і від жидкосной радіохімії, переключівшішь на переробку у вигляді розплавів солей або навіть іонізованого газу (!). З одного боку такий перехід дає помітні бонуси до всього проекту ЗЯТЦ, наприклад при роботі на нітриді реактор можна зробити без зон відтворення (а значить двох схем переробки ВЯП), а переробка тонни ВЯП не залишатиме за собою десятків кубометрів рідких радіоактивних відходів. З іншого - доводиться вирішувати одночасно гігантський коло питань, як по реактору, так з переробки ВЯП і ще й з фабрикації свіжого палива, про яку ми поговоримо трохи нижче.

Різне обладнання, за допомогою якого виконується переробка ВЯП. Після налагодження воно назавжди покидає світ людей, що б працювати в герметичних камерах, а потім стати радіоактивними відходами і бути похованим.

А ось проектоване обладнання, яке буде переробляти "гаряче" ядерне паливо у вигляді розплавів

Саме на нітрідная паливі базується проект ЗЯТЦ "Прорив", який передбачає швидкий реактор зі свинцевим теплоносієм і пристанційну безжідкосную переробку-фабрикацію палива. Такий набір технологій дуже сильно відносить "Прорив" від мейстрімового ЗЯТЦ, в якому реактор - натрієвий, паливо - оксидне, а переробка - рідинна, тому змішувати, наприклад завод з виробництва нітрідная палива, який зараз будують в Сіверську і БН-800 немає ніякого сенсу - це як дві паралельні лінії.

Третя нога ЗЯТЦ. фабрикація палива

Фабрикація - це збірка паливних касет (ТВС) з каркаса, ТВЕЛів, попередньо набутих уранових паливом (зазвичай у формі таблеток). Зрозуміло кожен реактор в світі, не замислюються про ЗЯТЦ, споживає щороку ці ТВС, тому фабрикація - добре освоєний промисловий процес. який включає в себе технологічно тонкі етапи розуміли порошку UO2, пресування цього порошку в таблетки, спікання таблеток.

Так ось, фабрикація палива для ЗЯТЦ ламає всі широкі промислові традиції заводів ТВС. По-перше, що збирається із залишків опроміненого ядерного палива ТВС радіоактивна, значить все процеси повинні відбуватися без участі людей. По-друге, порошок оксиду плутонію відрізняється від урану. По-третє, якщо ми все ж зважилися замість оксидів використовувати нітрид або карбіди урану-плутонію, то нас чекає неприємне відкриття - вони самовоспламеняются на повітрі або в присутності вологи. Значить розмелювання-пресування-спікання доведеться вести в ізольованих боксах, наповнених сухим азотом.

Наприклад, справа в кадрі бокс, де стоїть прес, який виготовляє МОКС-таблетки для ТВС БН-800

Як підсумок, фабрикація палива в ЗЯТЦ виявляється не менш важливою і настільки ж непростою, як два попередні етапи.

Підсумком "правильного" замикання має стати споживання стартового матеріалу (U238 або Th232) на заводі фабрикації ТВС, вироблення електрики реактором і потік високорадіоактивних відходів (продуктів поділу та деяких технологічних абсорбентів) від фабрики переробки ВЯП. Матеріальний баланс всього цього буде досить невеликий - для гігаватного реактора знадобиться близько 2,5 тонн U238 в рік і приблизно стільки ж буде вийдуть осколківподілу, які доведеться захоронювати на десятки тисяч років.

Існує так само і улюблений публіцистами варіант ЗЯТЦ, в якому в кожному циклі обороту речовини в реакторі утворюється більше матеріалів, що діляться, ніж завантажували - ЗЯТЦ з розширеним відтворенням. До нього є важливий термін "час подвоєння палива", тобто термін, за якої в замкнутій системі з двох фабрик і реактора плутонію стає в два рази більше і можна запустити ще один блок. Для розглянутих варіантів цей термін зазвичай років 30, що в устах деяких перетворюється в головних недолік ЗЯТЦ: кількість стартового плутонію обмежена і з таким часом подвоєння побудувати, скажімо, 100 гігават швидких реакторів можна років за 100 і не швидше. Однак не варто забувати про тисячі тонн U235, який зараз лежить в складі природного урану десь в породах оконтуренних родовищ, а так само про останньому ключовому моменті ЗЯТЦ, який треба знати.

У 2020 році планується запуск заводу з переробки ВЯП (ОДЦ) від РБМК-1000 і ВВЕР-1000.

ЗЯТЦ - вже сьогодні

Цей момент досить простий - ЗЯТЦ давно існує і працює. Правда він не повноцінний, а такий собі "полуЗЯТЦ", але технологічно все на своїх місцях. Йдеться про MOX паливі та переробки ВЯП звичайних енергетичних (зазвичай з водою під тиском і тепловим спектром нейтронів) реакторів. На сьогодні ця практика найбільш широко використовується Францією, переробної паливо з ~ 100 гігават реакторів зі всієї Європи і фабрик ТВС з виділеним з ВЯП плутонієм для завантаження в ці ж реактори. Тут є все елементи - реактори, що працюють на уран-плутонієвому паливі (власне МОХ - це і є Mixed Oxides - змішані оксиди плутонію і урану), переробка ВЯП з накопичилося в результаті опромінення стартового U238 плутонієм, фабрикація з цього плутонію нових MOX-ТВС . Більш того, у Франції є унікальний досвід фабрикації ТВС з плутонію, який напрацьовувався в MOX-ТВС, тобто подвоєння використання енергії природного урану.

Ну і звичайно не треба забувати невелике виробництво МОКС-палива для БН-800, запущене на ДХК в цьому році.У кадрі автоматична приварка головки ТВЗ до пучку твелів.

Чому ж це "НедоЗЯТЦ"? Теплові реактори мають занадто "неправильним" спектром нейтронів, тому на кожен акт поділу припадає лише 0,4-0,5 напрацьованих атомів. Крім того, в такому спектрі в плутоній з'являються не тільки цільові ізотопи 239 і 241, але і нейтронні отрути 240, 242, а в урані напрацьовується такий же отрута U236. Виходить, що стартовий матеріал і цільової ділячи матеріал в реакторі на тепловому спектрі занадто "брудний" і його занадто мало, щоб підтримувати цикл, поглинаючи тільки U238.

Проте, ВЯП теплових реакторів містить приблизно 20% від стартового змісту U235 (коефіцієнт конверсії - 0.4-0.5, але частина згорає в реакторі в ході роботи). Переробляючи ВЯП 100 гігаватних реакторів французи отримують можливість завантажити 15 гігават потужностей "на халяву", не витрачаючи природний уран. Хоча насправді ці "халявні MOX-ТВС" обходяться в три рази дорожче, ніж зроблені зі збагаченого природного урану, для французів важливіше можливість не займатися зберіганням гігантської кількості ВЯП своїх реакторів (як це відбувається в США, де зберігається майже 100 тисяч тонн ВЯП ), а захоронювати відносно невеликий обсяг продуктів поділу.

Важлива ілюстрація користі переробки ВЯП: частка радіотоксичності різних компонент з роками. Видно, що якщо відокремити плутоній, уран і мінорні актиноїди, радиотоксичность палива сильно знижується, особливо через 100 років. Неперероблені ВЯП ж доведеться зберігати сотні тисяч років.

Підводячи підсумок під лікнеп по ЗЯТЦ хочеться сформулювати основні тези:
1. ЗЯТЦ цілком собі існує і наявність / відсутність швидких реакторів - маленька деталь на великому полотні. Сьогодні ЗЯТЦ впроваджується не тому що уран закінчиться найближчим часом а що б скоротити обсяг захоронювати радіоактивних відходів.

2. Паливо, отримане в циклі ЗЯТЦ, сьогодні в три рази дорожче отриманого з природного урану, що є найважливішим гальмом на шляху замикання циклу. Другим важливим аспектом є проблема можливого поширення по планеті разом з ЗЯТЦ ядерної зброї.
3. ЗЯТЦ має потенціал поліпшення з переходом на нові хімії і техпроцеси (в чому полягає базис проекту "ПРОРИВ"), але цей перехід вимагає багато НДДКР і будівництва.