Ядерное топливо — описание, виды, производство и использование

Немного к истокам и нынешнее положение дел

Около 400 работающих во всем мире энергоблоков АЭС, обеспечивающих свыше 1/10 выработки электричества на планете, за целый год потребляют меньше топлива (по весу), чем одна не самая крупная угольная электростанция — за один день.

Такая вот обобщенная статистика для понимания энергоемкости ядерного топлива.
Нынешнее ядерное топливо или тепловыделяющая сборка (ТВС) для большинства АЭС это машиностроительное изделие, представляющее собой пучок циркониевых цилиндрических оболочек (ТВЭЛов), заполненных таблетками из обогащенного урана и газом под давлением. Данный пучок объединяется в единую конструкцию дистанционирующими решётками «сотового» типа, закреплёнными на центральной трубе.

Считается, что цирконий в качестве оболочки ТВЭЛ впервые был предложен адмиралом Хайманом Риковером в июне 1946, для программы транспортных реакторов морского флота США. Данный материал обладает нужными свойствами и прекрасно зарекомендовал себя за долгое время.
В качестве материала таблеток повсеместно используется оксид тяжелого металла. Обычно это диоксид урана, гораздо реже — смесь окисей урана и плутония. Используется в современных энергетических реакторах уран с содержанием изотопа 235U, не превышающим 5%, в том числе уран природного изотопного состава (~0,71%) или слабообогащенный.
При сохранении перечисленных общих черт на протяжении последних десятилетий происходило постепенное изменение «вторичных» конструктивных признаков тепловыделяющих сборок. Это улучшало потребительские свойства топлива, его надежность и безопасность, обеспечивая ощутимое конкурентное преимущество с ранними версиями ТВС.
Вот некоторые из них:

1. Увеличение уровня обогащения: в 1970-х годах оно едва превышало 3%, тогда как сегодня максимальное обогащение для легководных реакторов приближается к 5%. Наряду с повышением уровня обогащения происходит его профилирование в активной зоне реактора — вплоть до различий между частями таблетки в перспективном топливе.
2. Увеличение загрузки урана по массе. Это изменение произошло прежде всего за счёт изменения геометрии ТВЭЛ и конструкционных частей ТВС. Например, для реакторов ВВЭР увеличивалась длинна «топливной» части сборки — приблизительно на 15 см. Для реакторов западного дизайна со временем изменилось количество ТВЭЛ в сборке квадратного профиля: было 15×15, стало 17×17.
3. Существенные изменения в циркониевых сплавах. Яркий пример модернизации материалов оболочек — повсеместное внедрение ниобия в качестве одного из главных легирующих элементов. В противоположность сплавам, распространенным в прошлом, в которых ниобий отсутствовал или содержался в незначительных количествах (Zircaloy 4, Zircaloy 2), стали господствовать материалы, содержащие порядка 1% ниобия. Это касается, например, фирменных сплавов Westinghouse (Zirlo, улучшенный Zirlo, AXIOM), Framatome/Areva (сплавы M5, Q) и Росатома (сплавы Э110, Э635). При этом в ряде циркониевых сплавов уменьшались или исключались такие составляющие, как олово, никель и хром. Совершенствовались технологии по минимизации содержания гафния в циркониевом сплаве.
4. Комплексное усовершенствование конструкций ТВС. В течение развития исключались некоторые элементы конструкции сборок (кожухи и чехлы ТВС). Появлялись решения, повышающие прочность тепловыделяющей сборки, её устойчивость к деформациям, решения, обеспечивающие дополнительную целостность ТВЭЛ (внедрение антидебрисных фильтров) и удовлетворяющие новые регуляторных требования, например, к сейсмостойкости. Конструкцию ТВС сделали разборной, тем самым допустив замену отдельных ТВЭЛов и продолжение эксплуатации.

Общие сведения

Топливом для атомных станций чаще всего становятся уран или плутоний. Их жизненный цикл начинается в добывающих карьерах, химических комбинатах. При этом этот цикл довольно длинный, так как не заканчивается на этапе забора из реактора отработанной части, после этого еще следует утилизация и переработка.

Добыча ресурсов для получения ядерного топлива

Как уже отмечалось, основным ресурсом для получения ядерного топлива является уран. Это самый тяжелый металл. Уран делится на две основных разновидности — уран -238 (99,4% имеющегося на земле) и уран -235 (0,6 % от земного урана). Уран активно добывается по всему миру, за последние годы доля разведанных запасов этого металла выросла на 7%, прежде всего за счет открытия новых месторождений. Самыми крупными поставщиками и производителями урана считаются Казахстан, Канада и Австралия. В этих странах добывается 63% всего мирового урана. Запасы урана так же есть на территории Бразилии, Китая, России, Нигерии, США, Украины и некоторых других странах.

Добыча урана сегодня осуществляется тремя основными методами:

• Открытый способ. Чаще всего его используют там, где запасы металла расположены довольно близко к поверхности земли. Для добычи на месте обнаружения залежей металла создается карьер, затем добывается руда, которая далее на самосвалах транспортируется для переработки на соответствующие заводы.
• Подземный способ. Этот метод используют, если залежи металла расположились на большой глубине. Для добычи ресурса взрывается шахта, глубина которой может быть до 2 километров. Руду добывают путем сверления породы, затем в грузовых лифтах транспортируют на поверхность. В руде, добытой таким способом, содержится большое количество составляющих. Для очистки порода измельчается, разбавляется водой и лишние примеси выводятся. Далее в полученную смесь добавляется серная кислота, которая запускает процесс выщелачивания. Эта химическая реакции приводит к тому, что соли урана выпадают в осадок желтого цвета. Далее урановый осадок проходит очистку на аффинажном производстве. Только после этого получается та самая закись-окись урана, которая пригодна для продажи и получения из него топлива.
• Скважинное подземное выщелачивание. Это самый безопасный, экологичный и экономически выгодны способ добычи урана. Этот метод добычи урана сохраняет безопасность территории месторождения для персонала, не приводит к увеличению радиационного фона. Для того, чтобы добыть урана с помощью скважинного подземного выщелачивания прорубается 6 скважин по углам шестиугольника на месторождении. Через эти скважины в залежи породы закачивается серная кислота, где она смешивается с солями урана. Получившийся раствор выкачивают через центральную скважину. Далее эта смесь несколько раз проходит через сорбирующие колонны, чтобы прийти к нужной концентрации солей урана.

Производство ядерного топлива

Начинается производство ядерного топлива в газовых центрифугах, где происходит обогащение урана. После того, как будет получена необходимая концентрация вещества, из диоксида урана формируются так называемые таблетки. Создаются таблетки с помощью смазочных материалов, которые выделяются в процессе обжига в печах при температуре порядка 1000 градусов. Далее полученные таблетки проходят сертификацию, они должны соответствовать определенным критериям качества поверхности, процентному содержанию влаги, а так же определенному соотношению урана и кислорода.

Параллельно в соседнем цеху происходит изготовление трубчатых оболочек для тепловыделяющих элементов. Далее таблетки упаковываются в оболочные трубки из стали, циркония и других металлов, герметизируются, деактивируются. Готовая трубка с топливом внутри называется тепловыделяющим элементов или сокращенно ТВЭЛ.  Весь этот процесс называется фабрикацией топлива. В России такие процессы выполняются на Московском заводе полимеров, на Московском машиностроительном заводе, на Новосибирском заводе химконцентратов и на некоторых других.

Каждая партия таких ТВЭЛ создается под конкретный тип реактора. Так. Европейские таблетки имеют форму квадрата, Российские — форму шестиугольника. Кроме того, они могут отличать и длинной трубки и формой. ТВЭЛ могут быть пластинчатыми, кольцевыми и любой другой формы. ТВЭЛы объединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС)

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.

Однако политики предпочитают атомным электростанциям солнечные, ветровые и другие возобновляемые источники энергии — главным образом, потому что использованное ядерное топливо остается радиоактивным, а в обществе и во власти пока отсутствует консенсус, что с ним делать.

Отработанное ядерное топливо можно использовать повторно — для получения огромного количества энергии с нулевым содержанием углерода, которая позволит сократить выбросы парниковых газов.

Существуют разные причины, по которым правительства отказываются от переработки отработанного ядерного топлива. Например, в США основное препятствие для утилизации — опасения в неэффективности затрат и вероятности распространения ядерного оружия. Истоки последнего восходят к решению президента Джимми Картера 1977 года, который запретил перерабатывать ядерное топливо — вместо этого его захоранивают глубоко под землей. Франция, Великобритания и Япония в числе других стран пошли противоположным путем — правительства этих стран воспринимают отработанное ядерное топливо как ценный актив, а не просто отходы, требующие утилизации.

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.

Урановое топливо

Урановое ядерное топливо получают переработкой руд.

В современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд (исключения составляют канадские и австралийские месторождения, в которых концентрация урана доходит до 3 %) используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка производят непосредственно под землей. Через закачные скважины под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трехвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит, которые облегчают окисление. Через откачные скважины специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимают на поверхность. Далее его подают на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное обогащение урана.

Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды. Гидрометаллургическая переработка — дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U3O8), диураната натрия (Na2U2O7) или диураната аммония ((NH4)2U2O7). Перевод урана из оксида в тетрафторид UF4, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF6, который используется для обогащения урана по изотопу 235.

Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием. UF6, обогащенный по 235 изотопу переводят в двуокись UO2, из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Ториевое топливо

Торий также является одним из видов топлива для ядерных реакторов. Однако торий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин:

• запасы урана достаточно велики;
•  извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений;
•  образование 232U, который, в свою очередь, образует γ- активные ядра 212Bi, 208Tl, затрудняющие производство ТВЭЛов;
•  переработка облученных ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.

В прошлом столетии были предприняты множество попыток по разработке ториевого топлива как альтернативу урановому. В ходе исследований предполагалось осуществить замену заменить ядерное топливное сырье 238U на 232Th, генерирующий при нейтронном захвате делящийся 233U. Изотоп 235U или плутоний нужны в начальной стадии топливного цикла в качестве делящегося драйвера, а затем свой вклад в производство энергии начинает вносить 233U, полученный при нейтронном облучении 232Th. Ранние работы в этой области имели целью увеличение наработки нового топлива в ЛВР, так как деление 233U характеризуется более высоким значением коэффициента η (среднее число нейтронов деления на поглощенный топливом нейтрон), чем деление 235U, что означает наличие большего числа свободных нейтронов для воспроизводства ядерного топлива. В ториевом цикле производится очень мало плутония и других трансуранов, что уменьшает радиотоксичность отработавшего топлива.

Некоторые исследования ториевого топлива в прошлом включали переработку и выделение 233U с последующим его использованием в свежих сборках. Однако переработка ториевого топлива не является доказанной технологией, а изготовление сборок с 233U осложняется присутствием 232U и связанного с ним сильного гамма-излучения. Кроме того, выделение 233U противоречило бы идее нераспространения (233U может быть использован для создания ядерного оружия), и поэтому новейшие разработки сконцентрированы на однократном топливном цикле с потреблением 233U по мере его генерации. Основной недостаток такой концепции связан с медленными темпами конверсии исходного ториевого сырья в 233U.

Плутониевое топливо

Плутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией.

За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором.

Практическое применение

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других).

В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа.

Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки.

В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевого выгорающего поглотителя непосредственно в топливную матрицу; этот способ имеет много важных преимуществ.

После выгрузки из активной зоны реактора отработавшего топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 кВт*час.

За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

Особенности транспортировки ТВЭЛов

Природный уран характеризуются низким уровнем радиоактивности, однако перед производством ТВС металл проходит процедуру обогащения. Содержание урана-235 в природной руде не превышает 0,7%, а радиоактивность составляет 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана.

В урановых таблетках, которые помещаются в ТВС, находится уран с концентрацией урана-235 5%. Готовые ТВС с ядерным топливом перевозятся в специальных металлических контейнерах высокой прочности. Для транспортировки используется железнодорожный, автомобильный, морской и даже воздушный транспорт. В каждом контейнере размещают по две сборки. Перевозка не облучённого (свежего) топлива не представляет радиационной опасности, поскольку излучение не выходит за пределы циркониевых трубок, в которые помещаются прессованные таблетки из урана.

Для партии топлива разрабатывается специальный маршрут, груз перевозится в сопровождении охранного персонала производителя или заказчика (чаще), что связано прежде всего с дороговизной оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зафиксировано ни одной транспортной аварии с участием ТВС, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к жертвам.

Топливо в активной зоне реактора

Единица ядерного топлива — ТВЭЛ — способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично.

Полностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего.

ТВС после атомной станции

Уран, который отработал в ядерном реакторе, называется облучённым или выгоревшим. А такие ТВС — отработавшим ядерным топливом. ОЯТ позиционируется отдельно от радиоактивных отходов, поскольку имеет как минимум 2 полезных компонента — это невыгоревший уран (глубина выгорания металла никогда не достигает 100%) и трансурановые радионуклиды.

В последнее время физики стали использовать в промышленности и медицине радиоактивные изотопы, накапливающиеся в ОЯТ. После того как топливо отработает свою кампанию (время нахождения сборки в активной зоне реактора в условиях работы на номинальной мощности), его отправляют в бассейн выдержки, затем в хранилище непосредственно в реакторном отделении, а после этого — на переработку или захоронение. Бассейн выдержки предназначен для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения, поскольку ТВС после извлечения из реактора остаётся опасной.

В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляют на повторную переработку. Другие страны, среди них и Россия, работают над замкнутым топливным циклом. Он позволяет существенно сократить расходы на производство ядерного топлива, поскольку повторно используется часть ОЯТ.

Топливные стержни растворяются в кислоте, после чего исследователи выделяют из отходов плутоний и неиспользованный уран. Около 3% сырья эксплуатировать повторно невозможно, это высокоактивные отходы, которые проходят процедуры битумирования или остекловывания.

Из отработавшего ядерного топлива можно получить 1% плутония. Этот металл не требуется обогащать, Россия использует его в процессе производства инновационного MOX-топлива. Замкнутый топливный цикл позволяет сделать одну ТВС дешевле приблизительно на 3%, однако такая технология требует больших инвестиций на строительство промышленных узлов, поэтому пока не получила широкого распространения в мире. Тем не менее, топливная компания «Росатома» не прекращает исследования в этом направлении. Недавно Пронедра писали, что в Российской Федерации работают над топливом, способным в активной зоне реактора утилизировать изотопы америция, кюрия и нептуния, которые входят в те самые 3% высокорадиоактивных отходов.

Преимущества и недостатки ядерного топлива

В числе достоинств энергоносителя следующие:

• Высокая концентрация активного вещества, компактность по сравнению с другими видами топлива;
• Минимальное количество выбросов;
• Значимый энергетический ресурс;
• Возможность обеспечивать ресурсами подвижные аппараты, где необходим внушительный запас хода;
• Решает проблему генерации ресурсов в месте установки реакторов (атомных станций).

Недостатки:

• Не возобновляемый источник энергии;
• Очень осторожное обращение;
• Негативное отношение общественности. ввиду того, что каждый знает, из чего состоит ядерное топливо и практику аварий на АЭС.

Регенерация

При работе ядерного реактора топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим отработанные ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования.

В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем полученный диоксид плутония PuO2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3—6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций.