Ядерно-топливный цикл. 
Экологическая экспертиза и экологический аудит

Структура ядерно-топливного цикла.

Важнейшими источниками потенциальной радиационной опасности предприятий ядерно-топливного цикла (ЯТЦ) являются атомные станции и исследовательские реакторы, что обусловлено накоплением и возможным выбросом продуктов деления ядерного топлива этих объектов. Предприятия по изготовлению ядерного топлива создают радиационную опасность в связи с поступлением в окружающую среду твердых, жидких и газообразных отходов, содержащих естественные радиоактивные вещества. 11а урановых рудниках и горно-металлургических заводах, изготовляющих обогащенный урановый концентрат, основным источником радиоактивного загрязнения окружающей среды являются жидкие и твердые радиоактивные отходы при добыче и переработке руды (рис. 2.1). На нем возле предприятий указаны наиболее характерные для них и значимые для цикла в целом факторы воздействия на окружающую среду.

Рассмотрим весь ядерный топливный цикл — главный источник радиационной опасности. Ядерным топливным циклом (ЯТЦ) принято называть последовательно повторяющийся комплекс производственных процессов, конечной целью которых является получение электричества или тепла на основе использования ядерной энергии. Получение ядерной энергии основано на использовании трех радиоактивных изотопов: уран U-235 — естественный радионуклид, два других — плутоний Ри-239 и уран U-233 получают искусственным путем в процессе ЯТЦ.

Рис. 2.1. Схема типичных открытого и замкнутого (с рециклом U и Ри) ЯТЦ для АЭС с реактором на тепловых нейтронах:

Р, Т и X — соответственно, радиоактивное, тепловое и химическое загрязнения; РЗ, РВ и РЭ — расход земельных площадей, воды и энергоресурсов Атомная электростанция (АЭС) является основным составляющим звеном в ЯТЦ, а главным ее элементом является ядерный реактор. Ядерные реакторы классифицируют по различным признакам: физическим, конструкционным, по составу и размещению ядерного горючего, по типу замедлителя нейтронов и теплоносителя, по назначению и др.

Принципиальные схемы устройства большинства реакторов во многом совпадают. Любой ядерный реактор состоит из нескольких зон, различных по назначению. В активной зоне происходят деление ядер горючего, отбор теплоты от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) путем циркуляции теплоносителя через активную зону. Управление мощностью реактора осуществляется регулирующими стержнями системы управления и защиты (СУЗ) реактора. Активная зона окружается отражателем нейтронов и размещается в корпусе реактора, защищенном бетонной биологической защитой. Между корпусом и биологической защитой часто дополнительно устраивают слой радиационной тепловой защиты.

Ядерное топливо может быть использовано в твердом или жидком виде. В гетерогенных реакторах твердое топливо помещено в защитную оболочку, предохраняющую от взаимодействия с теплоносителем. В гомогенных реакторах топливо равномерно перемешано с теплоносителем.

По назначению принято различать следующие типы реакторов, используемые:

• • для исследовательских целей;
• • производства искусственных изотопов;
• • производства электрической и тепловой энергии на АЭС, атомных станциях теплоснабжения (ACT), атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ);
• • в металлургии и химической технологии;
• • на транспортных единицах (корабли, подводные лодки и др.);
• • для медицинских целей.

Наиболее широко распространены на АЭС корпусные водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) и водографитовые реакторы канального типа РБМК (реактор большой мощности канальный). Основные параметры этих реакторов, а также реактора на быстрых нейтронах (типа БН) представлены в табл. 2.17.

Таблица 2.17

Основные параметры отечественных ядерных реакторов.

Ядерный реактор является составной частью технологической схемы АЭС. В состав АЭС входят здания и сооружения основного назначения, подсобно-производственные и вспомогательные здания и сооружения. К зданиям и сооружениям основного назначения относятся: реакторное отделение (реактор и его системы); машинный зал (турбоагрегат, подогреватели, деаэраторная этажерка, этажерка электроустройств, помещения кабельных и распределительных устройств); спсцкорпус (системы спецочистки радиоактивного контура, хранилища жидких и твердых радиоактивных отходов); дизель-генераторная (дизель-генераторы); гидротехнические сооружения (насосные, градирни, каналы и др.).

К подсобно-производственным и вспомогательным зданиям и сооружениям относятся: открытое распределительное устройство (система распределения электроэнергии); административный и санитарно-бытовые корпуса; ацетилено-генераторная станция; электролизная станция; азотнокислородная станция; склады и др.

Типы атомных электрических станций. Назовем основные типы АЭС.

Атомная электростанция с кипящим реактором. В реакторе данного типа осуществляют управляемую цепную реакцию, при которой допускается расщепление ровно такого количества радиоактивных ядер, которое требуется для выработки электроэнергии. Выделяющаяся при делении ядер энергия используется для нагрева воды вплоть до ее кипения. Образующийся пар под давлением около 7,0 МПа приводит в движение турбину, которая, в свою очередь, вращая обмотку генератора, вырабатывает электрическую энергию. В котле реактора, имеющего стенки толщиной 16 см, находится сердечник, через который прокачивают воду для испарения. Он состоит из примерно 800 тепловыделяющих элементов (сборок). Каждый тепловыделяющий элемент представляет собой вертикальный пакет из 64 топливных стержней (ТВЭЛов), между которыми снизу вверх подается вода. Топливный стержень — это металлическая трубка из циркония, наполненная брикетами из ядерного топлива, представляющего собой обогащенный уран в форме диоксида урана (U0₂). Одновременно вода выполняет функцию замедлителя, т. е. тормозит испускаемые при распаде ядер свободные нейтроны настолько, что они становятся способны расщеплять следующие ядра.

При распаде каждого ядра атома урана испускается от двух до трех нейтронов. Если бы все они вызывали распады соседних ядер, то в миллионные доли секунды распались бы все ядра урана, загруженного в активную зону реактора с выделением огромной энергии, — т. е. произошел бы ядерный взрыв. Это означало бы, что цепная реакция деления ядер вышла из-под контроля. Чтобы это предотвратить, каждый реактор содержит специальное вещество, например кадмий или бор, которое поглощает (абсорбирует) нейтроны в таком количестве, чтобы обеспечить равномерность выработки им энергии.

Эти вещества помещают в так называемые регулирующие стержни, которые могут вводиться в сердечник реактора на требуемую глубину или наоборот — выдвигаться наружу. Чем сильнее этот стержень выдвинут из сердечника, тем меньше нейтронов он поглощает и тем больше энергии выделяется. Таким образом, манипулирование регулирующими стержнями позволяет четко управлять выработкой энергии, а при необходимости и совсем прекращать ее.

Атомные электростанции с реактором водяного охлаждения под давлением. В реакторах с водяным охлаждением под давлением вода, входящая в контакт с сердечником реактора, не кипит, так как находится под огромным давлением (как хорошо известно, температура кипения воды сильно зависит от давления). Эта первичная вода через трубки парогенератора передает тепло так называемой вторичной воде, не вступая с ней в непосредственный контакт. При этом первичная вода охлаждается с 330 до 290 °C и подается обратно в сердечник реактора, а вторичная — закипает, превращается в пар и приводит в движение турбину и генератор. Первичная вода в сердечнике снова нагревается до 330 °C, а специальное устройство поддерживает неизменное давление в контуре.

В типичном реакторе с водяным охлаждением под давлением мощностью 1300 МВт сердечник состоит из 200 тепловыделяющих сборок по 300 ТВЭЛов в каждой. Управление реактором осуществляется:

• • во-первых, путем введения в первичный водный контур поглощающего нейтроны материала, содержащего бор;
• • во-вторых, за счет использования кадмиевых регулирующих стержней, находящихся в верхней части сердечника.

Вода первичного контура служит, как и в кипящем реакторе, дополнительным замедлителем нейтронов. Кроме того, она выполняет еще и саморегулирующую функцию: если реактор слишком разогревается, плотность первичной воды падает, ее способность замедлять нейтроны снижается и система остывает до нужного уровня.

Оба вышеописанных типа реакторов относятся к классу легководных реакторов, поскольку они работают на обычной «легкой» воде (Н₂0), в отличие от систем, которые используют для охлаждения «тяжелую» воду (D₂0).

Атомная электростанция с реактором-размножителем на быстрых нейтронах {бридер). Быстрые нейтроны поглощаются ядрами U-238 с образованием легко расщепляющихся ядер плутония, потенциально пригодных для выработки энергии. Это и используется в реакторах-размножителях. Здесь в качестве расщепляющегося материала применяют Ри-239, дающий при каждом распаде по два-три нейтрона. Один из них расходуется на поддержание цепной реакции, а остальные поглощаются U-238 с образованием Ри-239, т. е. нового ядерного топлива.

С учетом того, что U-238 намного более широко распространен в природе, чем другие изотопы урана, если в ближайшее столетие не удастся найти более безопасную замену ядерной энергетике, бридеры, несмотря на большие технические проблемы при их строительстве, станут важным элементом мировой энергетики.

С помощью бридерной технологии можно вырабатывать энергию из бесполезного для других реакторов изотопа U-238, превращая его в расщепляемый материал, и использовать природный уран в 60 раз эффективнее, чем обычно. Превращение U-238 в плутоний лучше происходит под действием быстрых нейтронов, чем медленных, поэтому для нормальной работы реактора бридера в топливе должно быть повышенное содержание расщепляющегося материала. Тепловыделяющие сборки в таких реакторах содержат 20—30% плутония и всего 70—80% U-238. Вследствие этого в бридеры на быстрых нейтронах загружают в 10 раз больше расщепляющегося материала, чем в ранее описанные типы реакторов, что влечет за собой всевозможные трудности, опасности и проблемы.

Из-за повышенного содержания расщепляющегося материала очень высок уровень теплоотдачи, поэтому реактор охлаждают жидким натрием, имеющим очень высокую теплопроводность, но, в отличие от воды, не выполняющим функцию замедлителя нейтронов. Первичный натриевый контур лишь отводит тепло от сердечника и передает его на вторичный натриевый контур, который превращает воду в пар, который и приводит во вращение турбины для выработки электроэнергии.

Атомная электростанция с высокотемпературным реактором. Еще один перспективный тип реактора — высокотемпературный, в котором в качестве ядерного топлива, наряду с ураном, применяют торий-232, который, поглощая нейтроны, превращается в расщепленный U-233. Топливо готовится в виде мелких частиц с покрытием, помещенных в сферические графитовые капсулы размером с теннисный мяч. Графит служит здесь замедлителем нейтронов. Вырабатываемую энергию отводит газ, например гелий, нагреваясь при этом до 900 °C.

Газообразный теплоноситель в теплообменнике передает тепловую энергию воде, которая испаряется, образующийся при этом пар вращает турбину генератора. У высокотемпературного реактора немало достоинств, среди основных — высокий КПД. Основные типы атомных электростанций представлены на рис. 2.2.

Добыча и переработка уранового сырья. Уран — тяжелый металл, добываемый из урановых руд. Самая известная из этих руд — урановая смолка, состоящая на 95% из оксида урана. Добыча руды становится рентабельной, если она содержит хотя бы несколько килограммов урана на тонну. Добытая шахтным или открытым способом, руда подвергается предварительной обработке: ее измельчают, выщелачивают и через несколько стадий получают концентрат, содержащий более 70% урана — гак называемый «желтый кекс», который поступает на дальнейшую обработку.

Рис. 2.2. Упрощенные схемы реакторов различного типа:

а — реактор с водой под давлением (ВВЭР, PWR); б — реактор, охлаждаемый пароводяной смесью (кипящий реактор), (ПВР, BWR); в — водо-графитовый реактор (ВГР, LWGR); г — реактор на быстрых нейтронах петлевого типа (БН, LMFR).

Выбросы и сбросы в окружающую среду из всех звеньев ЯТЦ (от урановых рудников до металлургических заводов) газообразных, жидких и твердых отходов, содержащих естественные радиоактивные вещества (в основном уран и дочерние продукты его распада), представляют собой радиационную опасность для окружающей среды. Природный уран непригоден для использования на атомных электростанциях, так как содержит всего 0,7% расщепляющегося изотопа U-235, а остальные 99,3% составляет несколько более тяжелый нерасщепляющийся U-238. Атомные электростанции могут работать на топливе, содержащем не менее 3% U-235, поэтому уран необходимо обогащать. Сначала уран с помощью фтора превращают в газообразный гексафторид урана (UF₆), затем с высокой скоростью пропускают через узкие фильеры дугообразной формы. В специальных центрифугах, вращающихся с большой скоростью, центробежные силы прижимают более тяжелые молекулы, содержащие атомы U-238 к наружной стенке дуги, что позволяет частично разделить изотопы.

Конечно, полное разделение в одну стадию провести невозможно, поэтому газ пропускают через ряд расположенных последовательно разделительных ячеек до достижения необходимой концентрации урана.

Изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). В топливных стержнях, используемых в реакторах атомных электростанций, содержатся брикеты, или окатыши, из диоксида урана (1Ю₂). Его получают из обогащенного UF₆, затем формуют в брикеты, обычно называемые «таблетками», диаметром 1 см и толщиной 1,5 см. Сырые отпрессованные таблетки нагревают до 1700 °C для достижения необходимой прочности и плотности, обтачивают до нужного размера с точностью до 0,01 мкм и заряжают в оболочку топливного стержня, изготавливаемую из циркония. Оболочку никогда не набивают таблетками полностью, так как при расщеплении ядер иногда образуются газы, требующие определенного пространства. Для улучшения теплопроводности свободное пространство в оболочке заполняют гелием. Топливные стержни собирают в пакеты с регулирующими стержнями и формируют из них тепловыделяющие элементы (сборки), которые в зависимости от обстоятельств могут иметь различную конструкцию. На заводах по обогащению урана и изготовлению ТВЭЛов выброс радиоактивных веществ в окружающую среду относительно незначителен (табл. 2.18).

В ядерном реакторе при расщеплении массивных ядер образуются высокорадиоактивные ядра средней массы, которые испускают ионизирующее излучение. Отработанный тепловыделяющий элемент содержит значительное количество этих опасных для жизни веществ, а также остатки U-235 и плутоний.

Таблица 2.18

Выделение радиоактивных веществ на заводах по обогащению урана и изготовлению ТВЭЛов

Если отбросить конструкционные материалы и оболочку, то получим следующий состав отработанного топливного элемента: около 3% высокоактивных продуктов распада, 95% U-238, 1% U-235 и около 1% плутония, образовавшегося при трансформации U-238. Для предотвращения попадания этих материалов в окружающую среду необходимы строжайшие меры безопасности.

• [1] Интенсивность выброса в таблице дана во внесистемных единицах Ки (Кюри). Соответствующая единица измерения в системе СИ Бк (Беккерель) — 1Ки = 3,7 • 1010 Бк.