Как отодвинуть пик урана на 10 тысяч лет
… или ликбез про Замкнутый Ядерный Топливный Цикл (ЗЯТЦ).
Две самых перспективных и одновременно критикуемых концепция ядерной энергетики — это управляемый термояд и замыкание ядерного топливого цикла. Шестьдесят с лишним лет прошло с появления этих энергетических идей, но первая из них так и не сняла лабораторный халат, а вторая осталась в виде единичных опытов «попробовали и бросили». Но если термоядерная энергетика — это особая история, с коварством природы и слабостью человека в сюжете, то ЗЯТЦ пребывает в зачаточном состоянии по совсем другим причинам.
Таблетки из смеси диоксида урана и плутония — основа сегодняшнего ЗЯТЦ
Идея ЗЯТЦ заключается в том, что бы научится извлекать энергию из неиспользуемых на данный момент урана-238 или тория-232. В них содержится столько же энергии, сколько и в «работающем» в реакторах сегодня U235 — грубо говоря 150 кВт*ч (месяц потребления средней квартиры) электроэнергии на 1 грамм металла. Однако в природном уране всего 0,7% U235 (из которых нам достается 0,5%, остальное идет в отвал при разделении изотопов), и 99,3% того самого U238. Если бы можно было использовать двести тридцать восьмой уран, это расширило бы запасы ядерного топлива в 200 раз. И в этом залючена первая проблема ЗЯТЦ — в мире нет какой-то особой срочной потребности в расширении запасов топлива, его хватает в силу стагнации общей мощности АЭС.
Камера сборки МОКС тепловыделяющих сборок для реактора БН-800. Стены и оборудование из нержавейки, роботизация и герметичность — типичные составляющие подобных производств.
Каким образом в ЗЯТЦ собираются использовать энергию урана 238? Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию деления, необходимую для извлечения энергии. Но, оказывается, путем поглощения одного нейтрона, он может превратиться в плутоний-239, который уже поддерживает цепную реакцию. На наше счастье, при делении U235 и Pu239 из них «выпадает» два-три нейтрона и если один идет на продолжение цепной реации, то второму «лишнему» можно найти полезное примерение: потратить на конверсию U238 во что-то делящееся (напр. в Pu239). Таким образом складывается концепция замыкания — «жжем» плутоний в реакторе, попутно получая из U238 новый плутоний.
В отработавшем ядерном топливе всего 3–5% радиоактивных продуктов деления, которые нужно захоранивать, а остальное (несколько упрощая) вполне можно пустить в новый цикл.
Минимальный ЗЯТЦ получается состоящим из трех элементов:
- Реактор
- Фабрика переработки облученного ядерного топлива
- Завод по изготовлению свежего топлива с делящимися материалами полученными в пункте 2.
Где начинается ЗЯТЦ?
А где начинается обруч? Для простоты изложения допустим, что театр начинается с вешалки ЗЯТЦ начинается в реакторе. Реактор это то место, где происходит извлечение энергии и нейтронов из делящихся материалов. «Запасные» нейтроны поглощаются специальным стартовым материалом, после чего он превращается в новый делящийся, воспроизводя его расход. Традиционная пара делящегося и стартового материала — плутоний Pu239 (делится) и уран U238 (поглощает), но есть и несколько других вариантов, например вместо искусственного Pu239 можно использовать традиционное топливо U235, а превращение U238 в Pu239 называть конверсией, а не воспроизводством. Конструкций реактора, в котором кроме распада делящегося материала идет и наработка нового, множество — они могут быть как быстрыми, так и тепловыми (в случае пары U233 — Th232). Уже на этом этапе несложно запутаться в обилиях развилок ЗЯТЦ, а мы еще и не начали рассматривать разные варианты химии топлива!
Типичные схемы ЗЯТЦ. И это очень укрупненно!
Более менее традиционные варианты реактора-размножителя из предыдущего абзаца предусматривают физическое разнесение зон деления и воспроизводства. Поскольку, опять же, традиционно, активную зону набирают из специальных кассет, получается, что после топливной кампании, скажем, раз в год, мы извлекаем из реактора облученное ядерное топливо, в части которого у нас делящегося материала стало меньше, а в части — сильно больше.
Российские разработчики ЗЯТЦ ключевым элементом сейчас видят реактор БН-1200. Плутоний будет браться из переработанного ОЯТ реакторов ВВЭР и РБМК, что решает проблему его хранения.
Почему этот наработанный делящийся материал (ДМ) нельзя использовать сразу в реакторе? В основном по технологическим причинам — он находится внутри изолирующих элементов (твэлов), которые имеют определенный ресурс нахождения внутри активной зоне. Кроме того, та часть ДМ, которая делилась с выработкой энергии и нейтронов, оставляет после себя продукты деления, которые являются нейтронными ядами и постепенно ухудшают характеристики реактора.
Крупнейший в мире завод по переработке ОЯТ — французкий La-Haug, способный перерабатывать годовой объем ОЯТ от 90 энергоблоков — все европейское отработанное топливо.
Зёрна от плевел. Переработка.
Далее это топливо необходимо переработать и разделить:
- металлические пассивные конструкции кассеты
- стартовый материал (U235, U238)
- продукты деления
- наработанный материал (Pu239)
- остаточный делящийся материал.
Традиционно, этим занимаются радиохимические заводы, например «Маяк». И если вариантов реакторов-размножителей есть примерно десяток, то технологических вариантов переработки точно больше сотни.
Например, так выглядит весьма передовой процесс переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-300, который выполняется прямо на АЭС. Под словом «пиро» тут понимается адский процесс электролиза расплава облученного ядерного топлива в кадмии.
Начнем с того, что важен вид топлива, который работает в реакторе. Это может быть как и металлический уран и плутоний (или сплав с цирконием, молибденом и т.п. и т.д), так и химическое соединение: оксид, нитрид, карбид — т.е. соединение урана и плутония с кислородом, азотом, углеродом и т.д. В традиционной энергетике используется оксид урана UO2, обладающий некоторыми удобными характеристиками (например по удержанию в себе газообразных продуктов деления ксенона, гелия и йода). Химия топлива определяется нейтронно-физическими требованиями от реактора размножителя и определяет в свою очередь технологию, которая будет использоваться на заводе по переработке ОЯТ. Традиционно и относительно широко используется переработка ядерного топлива в виде растворов в азотной кислоте, или PUREX-процесс. Самый технологически простой (от этого не менее опасный) PUREX был разработан с целью извлечения оружейного плутония из ОЯТ военных реакторов-наработчиков еще на заре атомной эпохи.
Кстати, PUREX можно сделать и дома.
Однако в перспективе ЗЯТЦ радиохимики хотели бы отойти как от оксидного топлива перейдя на карбид или нитрид (точнее смесь карбидов/нитридов плутония и урана), так и от жидкосной радиохимии, переключившишь на переработку облученной массы в виде расплавов солей или даже ионизированного газа (!). С одной стороны такой переход дает заметные бонусы к всему проекту ЗЯТЦ, например при работе на нитриде реактор можно сделать без зон воспроизведения (а значит двух схем переработки ОЯТ), а переработка тонны ОЯТ не будет оставлять за собой десятков кубометров жидких радиоактивных отходов. С другой — приходится решать одновременно гигантский круг вопросов, как по реактору, так по переработке ОЯТ и еще и по фабрикации свежего топлива, о которой мы поговорим чуть ниже.
Разное оборудование, с помощью которого выполняется переработка ОЯТ. После отладки оно навсегда покидает мир людей, что бы работать в герметичных камерах, а затем стать радиоактивными отходами и быть захороненным.
А вот проектируемое оборудование, которое будет перерабатывать «горячее» ядерное топливо в виде расплавов
Именно на нитридном топливе базируется проект ЗЯТЦ «Прорыв», предусматривающий быстрый реактор со свинцовым теплоносителем и пристанционную безжидкосную переработку-фабрикацию топлива. Такой набор технологий очень сильно относит «Прорыв» от мейстримового ЗЯТЦ, в котором реактор — натриевый, топливо — оксидное, а переработка — жидкостная, поэтому смешивать, например завод по производству нитридного топлива, который сейчас строят в Северске и БН-800 нет никакого смысла — это как две параллельные линии.
Вот, например опытная линия, на которой можно производить до 20 килограмм в месяц таблеток из смеси урана, плутоний и нептуния. Т.е. линия внутри, а мы видим только защитные боксы, в которых она находится в бескислородной и безводной атмосфере.
Третья нога ЗЯТЦ. Фабрикация топлива
Фабрикация — это сборка топливных кассет (ТВС) из каркаса, ТВЭЛов, предварительно набитых урановым топливом (обычно в форме таблеток). Разумеется каждый реактор в мире, не задумывающийся о ЗЯТЦ, потребляет каждый год эти ТВС, поэтому фабрикация — хорошо освоенный промышленный процесс. который включает в себя технологически тонкие этапы размола порошка UO2, прессования этого порошка в таблетки, спекания таблеток.
Так вот, фабрикация топлива для ЗЯТЦ ломает все широкие промышленные традиции заводов ТВС. Во-первых, собираемая из остатков облученного ядерного топлива ТВС радиоактивна, значит все процессы должны происходить без участия людей. Во-вторых, порошок оксида плутония отличается от урана. В третьих, если мы все же решились вместо оксидов использовать нитриды или карбиды урана-плутония, то нас ждет неприятное открытие — они самовоспламеняются на воздухе или в присутсвии влаги. Значит размол-прессование-спекание придется вести в изолированных боксах, наполненных сухим азотом.
Например, справа в кадре бокс, где стоит пресс, изготавливающий МОКС-таблетки для ТВС БН-800
Как итог, фабрикация топлива в ЗЯТЦ оказывается не менее важной и столь же непростой, как два предыдущих этапа.
Итогом «правильного» замыкания должно стать потребление стартового материала (U238 или Th232) на заводе фабрикации ТВС, выработка электричества реактором и поток высокорадиоактивных отходов (продуктов деления и некоторых технологических абсорбентов) от фабрики переработки ОЯТ. Материальный балланс всего этого будет весьма невелик — для гигаваттного реактора понадобится порядка 2,5 тонн U238 в год и приблизительно столько же будет получатся осколков деления, которые придется захоранивать на десятки тысяч лет.
Существует так же и любимый публицистами вариант ЗЯТЦ, в котором в каждом цикле оборота вещества в реакторе получается больше делящихся материалов, чем загружали — ЗЯТЦ с расширенным воспроизводством. К нему есть важный термин «время удвоения топлива», т.е. срок, за которой в замкнутой системе из двух фабрик и реактора плутония становится в два раза больше и можно запустить еще один блок. Для рассматриваемых вариантов этот срок обычно лет 30, что в устах некоторых превращается в главных недостаток ЗЯТЦ: количество стартового плутония ограничено и с таким временем удвоения построить, скажем, 100 гигаватт быстрых реакторов можно лет за 100 и не быстрее. Однако не стоит забывать о тысячах тонн U235, который сейчас лежит в составе природного урана где-то в породах оконтуренных месторождений, а так же о последнем ключевом моменте ЗЯТЦ, который надо знать.
В 2020 году планируется запуск завода по переработке ОЯТ (ОДЦ) от РБМК-1000 и ВВЭР-1000, рядом с уже существующими хранилищами.
ЗЯТЦ — уже сегодня
Этот момент довольно прост — ЗЯТЦ давно существует и работает. Правда он не полноценный, а эдакий «полуЗЯТЦ», но технологически все на своих местах. Речь идет о MOX топливе и переработке ОЯТ обычных энергетических (обычно с водой под давлением и тепловым спектром нейтронов) реакторов. На сегодня эта практика наиболее широко используется Францией, перерабатывающей топливо с ~100 гигаватт реакторов со всей Европы и фабрикующей ТВС с выделенным из ОЯТ плутонием для загрузки в эти же реакторы. Тут есть все элементы — реакторы, работающие на уран-плутониевом топливе (собственно МОХ — это и есть Mixed Oxides — смешанные оксиды плутония и урана), переработка ОЯТ с накопившемся в результате облучения стартового U238 плутонием, фабрикация из этого плутония новых MOX-ТВС. Более того, у Франции есть уникальный опыт фабрикации ТВС их плутония, который нарабатывался в MOX-ТВС, т.е. удвоение использования энергии природного урана.
Ну и конечно не надо забывать небольшое производство МОКС-топлива для БН-800, запущенное на ГХК в этом году. В кадре автоматическая приварка головки ТВС к пучку твелов.
Почему же это «НедоЗЯТЦ»? Тепловые реакторы обладают слишком «неправильным» спектром нейтронов, поэтому на каждый акт деления приходится всего 0,4–0,5 наработанных атомов. Кроме того, в таком спектре в плутонии появляются не только целевые изотопы 239 и 241, но и нейтронные яды 240, 242, а в уране нарабатывается такой же яд U236. Получается, что стартовый материал и целевой деляющийся материал в реакторе на тепловом спектре слишком «грязный» и его слишком мало, что бы поддерживать цикл, поглощая только U238.
Тем не менее, ОЯТ тепловых реакторов содержит примерно 20% от стартового содержания U235 (коэффициент конверсии — 0.4–0.5, но часть сгорает в реакторе в ходе работы). Перерабатывая ОЯТ 100 гигаваттных реакторов французы получают возможность загрузить 15 гигаватт мощностей «на халяву», не тратя природный уран. Хотя на самом деле эти «халявные MOX-ТВС» обходятся в три раза дороже, чем сделанные из обогащенного природного урана, для французов важнее возможность не заниматься хранением гигантского количества ОЯТ своих реакторов (как это происходит в США, где хранится почти 100 тысяч тонн ОЯТ), а захоранивать относительно небольшой объем продуктов деления.
Важная иллюстрация пользы переработки ОЯТ: доля радиотоксичности разных компонент с годами. Видно, что если отделить плутоний, уран и минорные актиноиды, радиотоксичность топлива сильно снижается, особенно через 100 лет. Непереработанное ОЯТ же придется хранить сотни тысяч лет.
Подводя итог под ликбезом по ЗЯТЦ хочется сформулировать основные тезисы:
1. ЗЯТЦ вполне себе существует и наличие/отсутствие быстрых реакторов — маленькая деталь на большом полотне. Сегодня ЗЯТЦ внедряется не потому что уран закончится в ближайшее время, а что бы сократить объем захораниваемых радиоактивных отходов.
2. Топливо, полученное в цикле ЗЯТЦ, сегодня в три раза дороже полученного из природного урана, что является важнейшим тормозом на пути замыкания цикла. Вторым важным аспектом является проблема возможного распространения по планете вместе с ЗЯТЦ ядерного оружия.
3. ЗЯТЦ имеет потенциал улучшения с переходом на новые химии и техпроцессы (в чем состоит базис проекта «ПРОРЫВ»), но этот переход требует много НИОКР и строительства.
