Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.

Вдумавшись в смысл этого определения применительно к активной зо-не теплового ЭЯР, можно понять, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы Последние объективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат.

Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство ис-пользуемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуа-тации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой произвольный момент кампании надо считать совокупность трёх делящихся компонентов: 235 U, 238 U и 239 Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238 U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.

Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x), под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235 U и 238 U, то величина обогащения:
x = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер 235 U, а более 99.28% составляет 238 U. Прочие изотопы урана (233 U, 234 U, 236 U и 237 U) присутствуют в природном уране в настолько незначи-тельных количествах, что могут не приниматься во внимание.

В реакторах АЭС используется уран, обогащенный до 1.8 ÷ 5.2%, в ре-акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога-щение ядерного топлива составляет 20 ÷ 45%. Использование топлива низких обогащений на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому является дорогой технологией.

Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топливными композициями.

Наиболее распространенные в реакторной технике топливные компози-ции:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 .

Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных компо-зиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в по-следующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.
Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в ре-акторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз-можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных ней-тронов.

Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO 2) , и его разжижитель - кисло-род - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.

Температура плавления диоксида (2800 o С) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200 о С.

Центральным этапом ЯТЦ является использование ядерного топлива в реакторе АЭС для производства тепловой энергии. Как энергетический аппарат ядерный реактор является генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер урана и образуемого в реакторе вторичного топливного элемента плутония (рис. 6.22). Эффективность преобразования тепловой энергии в электрическую определяется совершенством теплогидравлической и электрической схем АЭС.

Особенности сгорания ядерного топлива в активной зоне реактора, связанные с протеканием различных ядерных реакций с элементами топлива, определяют специфику ядерной энергетики, условия эксплуатации АЭС, экономические показатели, влияние на окружающую среду, социальные и экономические последствия.

Эффективность использования ядерного топлива на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах характеризуется величиной среднегодовой энерговыработки на 1 т (или 1 кг) загруженного и отработавшего в реакторе топлива – средней глубиной его выгорания (ее размерность – МВт·сут/т). В процессе выгорания уранового топлива в результате протекания ядерных реакций происходит значительное изменение его нуклидного состава.На рисунке 6.23 приведен типичный график этого процесса применительно к проектным условиям активной зоны реактора ВВЭР-1000 при начальном обогащении x =4,4% (44 кг/т) и средней проектной глубине выгорания топлива В=40·10 3 МВт·сут/т (или α =42 кг/т), а на рисунке 6.24 - расчетный график изменения нуклидного состава топлива при x =2% и В=20·10 3 МВт·сут/т в активной зоне реактора РБМК-1000. Видно, что по мере выгорания 235 U в результате радиационного захвата нейтронов ядрами 238 U возникают и накапливаются делящиеся изотопы плутония 239 Pu, 241 Рu и неделящиеся изотопы 240 Рu, 242 Рu, а также 236 U. В топливе происходят, кроме того, процессы образования и распада других трансурановых и трансплутониевых элементов (рис. 6.25), количество которых относительно мало и в экономических расчетах не учитывается.

На рисунке 6.26 приведена зависимость изменения нуклидного состава в урановом топливе реактора PWR, имеющем начальное обогащение 3,44%, от флюенса нейтронов. Расчетная оценка вклада делящихся изотопов плутония (239 Pu и 241 Pu) в суммарную энерговыработку ядерного реактора ВВЭР-1000 составляет более 33%. Этот процесс имеет место и в других реакторах на тепловых нейтронах. Вклад плутония в деление и энерговыработку тем больше, чем выше коэффициент воспроизводства (КВ) плутония и чем больше средняя глубина выгорания топлива.

Существенное значение для технических и экономических расчетов и оценок в ядерной энергетике имеет величина накопления в отработавшем топливе изотопов плутония. Они после извлечения из отработавшего топлива при химической переработке также являются товарной продукцией АЭС.

Отношение массы z* всех или только делящихся тепловыми нейтронами z изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония к массе α разделившихся ядер, содержащихся в 1 т отработавшего топлива, принято называть коэффициентом накопления плутония (КН):

КН=z/ α ; KH*=z*/ α ,

где z* – масса всех изотопов накопленного в отработавшем топливе плутония (включая убыль 235U за счет превращения в 236U без деления). Для ориентировочного расчета КН можно использовать грaфики изменения нуклидного состава топлива (см. рис. 6.23 и 6.24), построенные на основе ядерно-физических расчетов. Увеличение средней глубины выгорания В сопровождается (табл. 6.13) уменьшением количества плутония в отработавшем топливе, но увеличением его доли в общей энерговыработке реактора. Эта доля тем выше, чем больше значение интегрального КВ (отношения количества образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся).

Таблица 6.13 Выгорание топлива и накопление плутония в реакторах на тепловых нейтронах

	глубина выгорания топлива, кг/т			накопительных изотопов плутония, кг/т		Коэффициент накопления плутония КН в отработавшем топливе
					делящихся
Тяжеловодный (типа CANDU)
Высокотемпературный газографитовый

При анализе материального баланса 235 U в ядерном топливе необходимо учитывать его необратимые потери в активной зоне реакторов, вызванные захватом нейтронов изотопом 235 U без деления 235 U+n → 236 U + γ .

Существенная часть 235 U не делится, а превращается в искусственный неделящийся радиоактивный изотоп 236 U. Вероятность образования 236 U из 235 U равна отношению сечения радиационного захвата нейтрона изотопом 235 U (σ n γ =98,36 для Е н =0,0253 эВ) к сумме сечений радиационного захвата и деления (σ ~ 580 барн). Таким образом, в балансе загруженного в активную зону реактора 235 U нужно учитывать не только расход ядер 235 U в процессе его деления, но и убыль (~ 15%) ядер 235 U, необратимо потерянных на образование 236 U.

На рисунке 6.27 приведен уровень накопления 236 U в водо-водяном реакторе современной АЭС при различном начальном обогащении топлива в зависимости от глубины его выгорания.

В свою очередь образование 236 U приводит к его расходу в процессе образования новых элементов 237 Np и 238 Pu (см. рис.6.22). Зависимости на рисунке 6.27 учитывают этот процесс. При глубине выгорания 30·10 3 МВт·сут/т в реакторах на тепловых нейтронах образуется 0,35–0,40% 236 U при обогащении топлива ~ 3,4% 235 U.

При содержании в активной зоне ВВР 0,12% 236 U потеря достижимой глубины выгорания составит 10 3 МВт·сут/т, при 0,4% 236 U – 2,5·10 3 МВт·сут/т, при 1% 236 U – 5·10 3 МВт·сут/т. В существующих легководных реакторах для компенсации отрицательного влияния 236 U и получения заданных энергетических характеристик необходимо повысить начальное обогащение топлива 235 U, что увеличивает стоимость ЯТЦ.

Использование ядерного топлива в реакторах АЭС включает следующие основные операции:

• выгрузку, приемку и хранение на складе ТВС свежего топлива, поступившего от заводапоставщика;
• комплектование ТВС для загрузки в реактор вместе со стержнями СУЗ;
• загрузку ТВС в активную зону реактора (начальную или в порядке периодической и частичной перегрузки); эффективное использование топлива в активной зоне реактора (получение заданной выработки в реакторе тепловой энергии).

Отработавшее в реакторе ядерное топливо перегружается в бассейн выдержки, размещенный в реакторном зале, и находится в нем в течение нескольких лет. Такая длительная выдержка позволяет существенно снизить начальную радиоактивность и остаточное тепловыделение ТВС, отбраковать негерметичные сборки и твэлы, чтобы облегчить задачу транспортирования отработавшего топлива с территории АЭС (табл. 6.14).

Из бассейнов выдержки отработавшее топливо перегружается в транспортные контейнеры, установленные на специальных железнодорожных платформах или на других транспортных средствах. Этой операцией завершается на АЭС самая продолжительная - центральная - стадия ЯТЦ. Некоторые АЭС располагают долговременным буферным хранилищем отработавшего топлива или могут содержать отработавшие ТВС в специальных контейнерах, приспособленных для сухого долговременного хранения.

Типы топливного цикла. Существует ряд видов топливного цикла в зависимости от типа загружаемого реактора и от того, что происходит с отработанным топливом, выгруженным из реактора. На рисунке 6.28 показана схема открытого (разомкнутого) топливного цикла.

Отработанное топливо хранится неопределенно длительное время в водном бассейне выдержки на территории АЭС. В связи с этим необходимо обеспечить безопасность при работе с ним, упаковке и пересылке отработанного топлива в постоянное место хранения при использовании государственных хранилищ. В этом цикле не проводится процесс восстановления или обогащения делящихся материалов, находящихся в выгоревшем топливе. На рисунке 6.29 показан цикл, в котором отработанное топливо обрабатывается таким образом, чтобы восстановить только уран. Плутоний и трансурановые элементы в данном цикле рассматриваются как высокоактивные отходы (ВАО).

Уран доставляется обратно на обогатительный завод для того, чтобы увеличить процент обогащения от 0,8 до 3%, что достаточно для повторного его использования в качестве топлива для ВВР. «Отходы» требуют должного обращения, упаковки и транспортировки в место постоянного хранения. Более полный топливный цикл показан на рисунке 6.30. Здесь, кроме урана, извлекается также плутоний. Поскольку плутоний является делящимся материалом, его можно использовать в качестве топлива. Оксид плутония, смешанный с оксидом урана, можно использовать повторно в цикле ВВР. Эта топливная смесь, использованная в опытных сборках в целом ряде коммерческих реакторов, продемонстрировала успешное ее применение в качестве топлива для ВВР.

Таблица 6.14 Изменение удельной активности и тепловыделения в 1 т выгруженного из ВВЭР отработавшего топлива при средней глубине выгорания 33·10 3 МВт·сут/т

Выдержка, год	Мощность тепловыделения,	Активность, 104

Однако повторный цикл с плутонием не приобрел коммерческого применения из-за ряда помех и ограничений. Большой интерес к рециклу плутония проявили в Японии и Германии. В Японии главным мотивом было обеспечение независимости получения топлива для атомных электростанций. В Германии этим хотели воспользоваться для значительного упрощения удаления высокоактивных отходов.

Также возможно объединение ВВР и быстрых реакторов, основанное на третьем варианте топливного цикла. Плутоний, получаемый из отработанного топлива, может быть использован в качестве первой топливной загрузки быстрого реактора.

Это самое эффективное использование плутония, так как его лучшие качества проявляются в быстрой части спектра нейтронов. Данное направление используется во Франции.

Плутоний, получаемый на перерабатывающих заводах Франции, накапливается для последующего его использования в программе развития быстрых реакторов. Реактор на быстрых нейтронах требует своего собственного топливного цикла, со своей спецификой и особенностями. Эта специфика обусловливается глубоким выгоранием топлива в бридере (в 3 раза и более большим, чем в ВВР). Другой цикл основан на использовании тория, который, хотя и не является делящимся материалом, но превращается в реакторе в 23 U. Торий применялся в демонстрационных атомных станциях с реактором ВВР («Indian Point 1» и «Shippingport»), но ториевый цикл не получил промышленного развития. Ториевый цикл используется в высокотемпературных газовых реакторах (в которых топливо заключено в матрицу из графита).

В настоящее время в связи с интенсификацией работ по совершенствованию реакторов и АЭС в целом изменяются позиции многих стран в отношении выбора типа ЯТЦ. Все больше разработчиков склоняются к выбору замкнутого (закрытого) топливного цикла. С другой стороны, в одном из докладов на конференции МАГАТЭ, проведенной в сентябре 2004 года, где анализировалась ситуация с выбором типа ЯТЦ с учетом растущего спроса на энергию, утверждается, что открытый, или однократный, топливный цикл обладает значительными преимуществами по сравнению с закрытым циклом в отношении расходов на производство, проблемы нераспространения и безопасности эксплуатации топливного цикла. Согласно докладу, в мире достаточно природной урановой руды для того, чтобы обеспечить ввод в строй 1000 новых реакторов в течение ближайших пятидесяти лет. Метод «однократного» использования ядерного топлива останется относительно дешевым и безопасным до тех пор, пока месторождения урановой руды не будут исчерпаны и атомные державы не начнут перерабатывать накопившееся ОЯТ для получения плутония – не встречающегося в природе, искусственного побочного продукта сжигания урана. При этом не анализируется ситуация со стоимостью операций по захоронению ОЯТ и РАО. Однако по мере истощения запасов урановой руды затратность эксплуатации открытого топливного цикла – противоположности закрытого цикла может возрасти. Тем не менее, во избежание неисчислимых рисков, связанных с использованием закрытого цикла, специалисты рекомендуют правительствам и руководителям атомной промышленности ядерных держав продолжать эксплуатацию открытого цикла в предпочтении закрытому циклу из-за высокой стоимости процесса переработки ОЯТ и разработок в области новых термоядерных, или быстронейтронных, реакторов. Авторы доклада настоятельно советуют направить исследования и разработки в области топливного цикла в сторону развития технологий, которые не будут в ходе нормальной операции, то есть операции по мирному применению ядерной энергии, приводить к производству пригодных в вооружениях материалов, включающих уран, расщепляющиеся материалы (такие как плутоний) и малые актиниды. Практика закрытого топливного цикла, осуществляемая в настоящее время в Западной Европе и Японии, не удовлетворяет этому критерию, указывается в докладе. Поэтому, говорят его авторы, анализ топливного цикла, исследования, разработки и испытания должны включать в себя четкую оценку возможного риска распространения ядерных материалов и мероприятия, необходимые для минимизации этого риска. Если все же наиболее вероятным прогнозом будущего ядерной энергетики окажется глобальный рост атомной промышленности, основанной на открытом топливном цикле, тогда, говорят авторы доклада, уже в течение ближайших десяти лет необходимо ввести в действие международные соглашения по хранению отработанного топлива, которые должны в значительной степени сократить потенциальный риск ядерного распространения.

В будущей большой ядерной энергетике на быстрых нейтронах в зоне ядерных реакций должно осуществляться не только деление актиноидов, но и наработка из сырьевого ядерного горючего урана-238 изотопов плутония – прекрасного ядерного горючего. При коэффициенте воспроизводства выше 1 в выгружаемом ядерном горючем можно получить больше плутония, чем его сгорело. Выгружаемое ядерное топливо из быстрых ядерных реакторов должно поступить на радиохимический завод, где его избавят от продуктов деления, поглощающих нейтроны. Затем топливо, состоящее из урана238 и актиноидов (Pu, Np, Cm, Am), достаточных для осуществления цепной ядерной реакции, вместе с добавкой из обедненного урана снова загружается в активную зону ядерно-энергетической установки. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах при радиохимической переработке можно сжечь практически весь уран-238.

По мнению авторов доклада, в большой ядерной энергетике будут преобладать ядерные реакторы на быстрых нейтронах. Топливо, выгружаемое из этих реакторов, содержит большое количество изотопов актиноидов (Pu, Np, Cm, Am), для него характерна большая глубина выгорания, а значит, на единицу массы ядерного топлива будет больше продуктов деления.

Еще предстоит создать радиохимические технологии, обеспечивающие:

• ядерную безопасность с учетом значительно большего количества малых актиноидов со своими критическими массами;
• глубокую очистку продуктов деления от актиноидов, чтобы не создавать трудности при их хранении, захоронении и трансмутации;
• максимальное снижение массы технологических отходов;
• более совершенную очистку газов, возникающих при радиохимической переработке, от йода, трития, криптона, радиоактивных аэрозолей;
• радиационную безопасность эксплуатационного персонала;
• получение химических элементов, нужных народному хозяйству, например чистого α -источника;
• возможность многократного использования материалов, находящихся в зоне ядерных реакций и состоящих из ценных металлов (Ni, Cr, Nb, Мо. Ti, W, V), которые приобрели наведенную активность;
• экономически целесообразную радиохимическую переработку, конкурентоспособную по сравнению с добычей природного урана для будущей энергетики.

В настоящее время отработавшее ядерное топливо с четырех российских АЭС (Ново-Воронежской, Балаковской, Калининской, Ростовской), трёх украинских (Южно-Украинской, Хмельницкой, Ровенской) и АЭС «Козлодуй» (Болгария) поступает на хранение в «мокрое» хранилище завода РТ-2 по регенерации ОЯТ на территории ФГУП ГХК г. Железногорска (Россия). По проекту хранилище рассчитано на 6000 тонн, предполагается уплотнить его с возможностью размещения 8600 тонн ОЯТ. Облученные тепловыделяющие сборки (ОТВС) хранятся под слоем воды не менее 2,5 метров над сборкой, что обеспечивает надежную защиту персонала от всех видов радиоактивного облучения. После выдержки отработавшего ядерного топлива в мокром хранилище его будут размещать уже в сухом хранилище ОЯТ (ХОТ-2) общей емкостью 38000 тонн (из них 27000 тонн для хранения ОТВС реакторов РБМК-1000, 11000 тонн – для ОТВС реакторов ВВЭР-1000), строительство которого сейчас идет на комбинате полным ходом и первая очередь будет введена в эксплуатацию в декабре 2009 года. Комплекс хранилища ХОТ-2 обеспечит безопасное долговременное хранение ОЯТ реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000 и передачу его в дальнейшем на радиохимическую переработку или подземную изоляцию. ХОТ-2 будет оснащен современными системами контроля за радиационной и ядерной безопасностью.

Ядерную энергию используют в теплоэнергетике, когда из ядерного топлива в реакторах получают энергию в форме тепла. Оно используется для выработки электрической энергии в атомных электростанциях (АЭС) , для энергетических установок крупных морских судов, для опреснения морской воды.

Ядерная энергетика обязана своим появлением, в первую очередь, природе открытого в 1932 году нейтрона. Нейтроны входят в состав всех атомных ядер, кроме ядра водорода. Связанные нейтроны в ядре существуют бесконечно долго. В свободном виде они недолговечны, так как или распадаются с периодом полураспада 11,7 минуты, превращаясь в протон и испуская при этом электрон и нейтрино, или быстро захватываются ядрами атомов.

Современная ядерная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении природного изотопа урана-235 . На атомных электростанциях управляемая реакция деления ядер осуществляется в ядерном реакторе . По энергии нейтронов, производящих деление ядер, различают реакторы на тепловых и на быстрых нейтронах .

Основной агрегат атомной электростанции — ядерный реактор, схема которого показана на рис. 1. Получают энергию из ядерного топлива, а затем она передается другому рабочему телу (воде, металлической или органической жидкости, газу) в форме тепла; далее ее превращают в электричество по той же схеме, что и в обычных .

Управляют процессом, поддерживают реакцию, стабилизируют мощность, осуществляют пуск и остановку реактора с помощью специальных подвижных управляющих стержней 6 и 7 из материалов, интенсивно поглощающих тепловые нейтроны. Их приводят в движение с помощью системы управления 5 . Действия регулирующих стержней проявляются в изменение мощности потока нейтронов в активной зоне. По каналам 10 циркулирует вода, охлаждающая бетон биологической защиты

Управляющие стержни изготовлены из бора или кадмия, которые термически, радиационно и коррозионно устойчивы, механически прочны, имеют хорошие теплопередающие свойства.

Внутри массивного стального корпуса 3 находится корзина 8 с тепловыделяющими элементами 9 . Теплоноситель поступает по трубопроводу 2 , проходит через активную зону, омывает все тепловыделяющие элементы, нагревается и по трубопроводу 4 поступает в парогенератор.

Рис. 1. Ядерный реактор

Реактор размещен внутри толстого бетонного биологического защитного устройства 1 , которое защищает окружающее пространство от потока нейтронов, альфа-, бета-, гамма-излучения.

Тепловыделяющие элементы (твэлы) — главная часть реактора. В них непосредственно происходит ядерная реакция и выделяется тепло, все остальные части служат для изоляции, управления и отвода тепла. Конструктивно твэлы можно выполнить стержневыми, пластинчатыми, трубчатыми, шаровыми и т. д. Чаще всего они стержневые, длиной до 1 метра, диаметром 10 мм. Обычно их собирают из урановых таблеток или из коротких трубок и пластин. Снаружи твэлы покрыты коррозионностойкой, тонкой металлической оболочкой. На оболочку используются циркониевые, алюминиевые, магниевые сплавы, а также легированная нержавеющая сталь.

Передача тепла, выделяющегося при ядерной реакции в активной зоне реактора, к рабочему телу двигателя (турбины) энергетических установок осуществляется по одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной схемам (рис. 2).

Рис. 2. Ядерная энергетическая установка
а – по одноконтурной схеме; б – по двухконтурной схеме; в – по трёхконтурной схеме
1 – реактор; 2, 3 – биологическая защита; 4 – регулятор давления; 5 – турбина; 6 – электрогенератор; 7 – конденсатор; 8 – насос; 9 – резервная ёмкость; 10 – регенеративный подогреватель; 11 – парогенератор; 12 – насос; 13 – промежуточный теплообменник

Каждый контур — замкнутая система. Реактор 1 (во всех тепловых схемах) размещен внутри первичной 2 и вторичной 3 биологических защит. Если АЭС построена по одноконтурной тепловой схеме, пар из реактора через регулятор давления 4 поступает в турбину 5 . Вал турбины соединен с валом электрогенератора 6 , в котором вырабатывается электрический ток. Отработавший пар поступает в конденсатор, где охлаждается и полностью конденсируется. Насос 8 направляет конденсат в регенеративный подогреватель 10 , и далее он поступает в реактор.

При двухконтурной схеме нагретый в реакторе теплоноситель поступает в парогенератор 11 , где тепло поверхностным подогревом передается теплоносителю рабочего тела (питательной воде второго контура). В водо-водяных реакторах теплоноситель в парогенераторе охлаждается примерно на 15…40 о С и далее циркуляционным насосом 12 обратно направляется в реактор.

При трехконтурной схеме теплоноситель (обычно жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник 13 и оттуда циркуляционным насосом 12 возвращается в реактор. Теплоноситель во втором контуре тоже жидкий натрий. Этот контур не облучается и, следовательно, нерадиоактивен. Натрий второго контура поступает в парогенератор 11 , отдает тепло рабочему телу, а затем циркуляционным насосом отправляется обратно в промежуточный теплообменник.

Число циркуляционных контуров определяет тип реактора, применяемый теплоноситель, его ядерно-физические свойства, степень радиоактивности. Одноконтурная схема может быть использована в кипящих реакторах и в реакторах с газовым теплоносителем. Наибольшее распространение получила двухконтурная схема при использовании в качестве теплоносителя воды, газа и органических жидкостей. Трехконтурная схема применяется на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах при использовании жидкометаллических теплоносителей (натрий, калий, сплавы натрий-калий).

Ядерным горючим могут быть уран-235, уран-233 и плутоний-232 . Сырье для получения ядерного топлива — природный уран и торий . При ядерной реакции одного грамма делящегося вещества (уран-235) освобождается энергия, эквивалентная 22×10 3 кВт × ч (19×10 6 кал). Для получения такого количества энергии необходимо сжечь 1900 кг нефти.

Уран-235 легко доступен, его энергетические запасы примерно такие же, как и органического топлива. Однако при использовании ядерного топлива с такой низкой эффективностью, как ныне, доступные урановые источники будут истощены через 50-100 лет. В то же время практически неисчерпаемы «залежи» ядерного топлива — это уран, растворенный в морской воде. В океане его в сотни раз больше, чем на суше. Стоимость получения одного килограмма двуокиси урана из морской воды около 60-80$, а в перспективе снизится до 30$, а стоимость двуокиси урана, добываемой в наиболее богатых месторождениях на суше, 10-20$. Стало быть, через некоторое время затраты на суше и «на морской воде» станут одного и того же порядка.

Стоимость ядерного топлива примерно в два раза ниже, чем ископаемых углей. На электростанциях, работающих на угле, на долю горючего падает 50-70% стоимости электроэнергии, а на АЭС — 15-30%. Современная ТЭС мощностью 2,3 млн кВт (например, Самарская ГРЭС) ежесуточно потребляет около 18 тонн угля (6 железнодорожных составов) или 12 тыс. тонн мазута (4 железнодорожных состава). Атомная же, такой же мощности, расходует в течение суток всего 11 кг ядерного горючего, а в течение года 4 тонны. Однако атомная электростанция дороже тепловой с точки зрения строительства, эксплуатации, ремонта. Например, сооружение АЭС мощностью 2 — 4 млн кВт обходится примерно на 50-100 % дороже, чем тепловой.

Уменьшить капитальные затраты на строительство АЭС возможно за счет:

1. стандартизации и унификации оборудования;
2. разработки компактных конструкций реакторов;
3. совершенствования систем управления и регулирования;
4. сокращения продолжительности остановки реактора для перегрузки топлива.

Важной характеристикой ядерных энергетических установок (ядерного реактора) является экономичность топливного цикла. Чтобы повысить экономичность топливного цикла, следует:

• увеличить глубину выгорания ядерного топлива;
• поднять коэффициент воспроизводства плутония.

При каждом делении ядра урана-235 освобождается 2-3 нейтрона. Из них для дальнейшей реакции используют только один, остальные теряются. Однако существует возможность использовать их для воспроизводства ядерного топлива, создавая реакторы на быстрых нейтронах. При работе реактора на быстрых нейтронах можно на 1 кг сожженного урана-235 одновременно получить примерно 1,7 кг плутония-239. Таким образом можно покрыть низкий термический КПД АЭС.

Реакторы на быстрых нейтронах в десятки раз эффективнее (в плане использования ядерного топлива) реакторов на топливных нейтронах. В них отсутствует замедлитель, применяется высокообогащенное ядерное горючее. Вылетающие из активной зоны нейтроны поглощаются не конструктивными материалами, а расположенным вокруг ураном-238 или торием-232.

В будущем основными делящимися материалами для атомных энергетических установок станут плутоний-239 и уран-233, полученных соответственно из урана-238 и тория-232 в реакторах на быстрых нейтронах. Превращение в реакторах урана -238 в плутоний-239 увеличит ресурсы ядерного топлива примерно в 100 раз, а тория-232 в уран-233 — в 200 раз.

На рис. 3 приведена схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах.

Отличительными особенностями ядерной электроустановки на быстрых нейтронах являются:

1. изменение критичности ядерного реактора осуществляется за счет отражения части нейтронов деления ядерного топлива с периферии обратно в активную зону при помощи отражателей 3 ;
2. отражатели 3 могут поворачиваться, изменяя утечку нейтронов и, следовательно, интенсивность реакций деления;
3. воспроизводится ядерное топливо;
4. отвод излишней тепловой энергии от реактора осуществляется при помощи холодильника-излучателя 6 .

Рис. 3. Схема ядерной энергетической установки на быстрых нейтронах:
1 – тепловыделяющие элементы; 2 – воспроизводимое ядерное топливо; 3 – отражатели быстрых нейтронов; 4 – ядерный реактор; 5 – потребитель электроэнергии; 6 – холодильник-излучатель; 7 – преобразователь тепловой энергии в электрическую; 8 – радиационная защита.

Преобразователи тепловой энергии в электрическую

По принципу использования тепловой энергии, вырабатываемой ядерной энергетической установкой, преобразователи можно разделить на 2 класса:

1. машинные (динамические);
2. безмашинные (прямые преобразователи).

В машинных преобразователях с реактором обычно связывают газотурбинную установку, в которой рабочим телом может быть водород, гелий, гелий-ксеноновая смесь. Эффективность преобразования в электроэнергию тепла, подведенного непосредственно к турбогенератору, достаточно высока — КПД преобразователя η= 0,7-0,75.

Схема ядерной энергетической установки с динамическим газотурбинным (машинным) преобразователем показана на рис. 4.

Другой тип машинного преобразователя — магнитогазодинамический или магнитогидродинамический генератор (МГДГ). Схема такого генератора приведена на рис. 5. Генератор представляет собой канал прямоугольного сечения, две стенки которого выполнены из диэлектрика, а две — из электропроводящего материала. По каналам движется электропроводящее рабочее тело — жидкое или газообразное, которое пронизывается магнитным полем. Как известно, при движении проводника в магнитном поле возникает ЭДС, которая по электродам 2 передается потребителю электроэнергии 3 . Источником энергии потока рабочего тепла является тепло, выделяющееся в ядерном реакторе. Эта тепловая энергия затрачивается на перемещение зарядов в магнитном поле, т.е. превращается в кинетическую энергию токопроводящей струи, а кинетическая энергия — в электрическую.

Рис. 4. Схема ядерной энергоустановки с газотурбинным преобразователем:
1 – реактор; 2 – контур с жидкометаллическим теплоносителем; 3 – теплообменник для подвода теплоты к газу; 4 – турбина; 5 – электрогенератор; 6 – компрессор; 7 – холодильник-излучатель; 8 – контур отвода теплоты; 9 – насос циркуляционный; 10 – теплообменник для отвода теплоты; 11 – теплообменник-регенератор; 12 – контур с рабочим телом газотурбинного преобразователя.

Прямые преобразователи (безмашинные) тепловой энергии в электрическую подразделяются на:

1. термоэлектрические;
2. термоэмиссионные;
3. электрохимические.

Термоэлектрические генераторы (ТЭГ) основаны на принципе Зеебека, заключающемся в том, что в замкнутой цепи, состоящей из разнородных материалов, возникает термо-ЭДС, если поддерживается разность температур в местах контакта этих материалов (рис. 6). Для получения электроэнергии целесообразно использовать полупроводниковые ТЭГ, имеющие более высокий КПД, при этом температуру горячего спая нужно доводить до 1400 К и выше.

Термоэмиссионные преобразователи (ТЭП) позволяют получать электроэнергию в результате эмиссии электронов с нагретого до высоких температур катода (рис. 7).

Рис. 5. Магнитогазодинамический генератор:
1 – магнитное поле; 2 – электроды; 3 – потребитель электроэнергии; 4 – диэлектрик; 5 – проводник; 6 – рабочее тело (газ).

Рис. 6. Схема работы термоэлектрического генератора

Рис. 7. Схема работы термоэмиссионного преобразователя

Для поддержания тока эмиссии к катоду подводится теплота Q 1 . Эмитируемые катодом электроны, преодолев вакуумный промежуток, достигают анода и поглощаются им. При «конденсации» электронов на аноде выделяется энергия, равная работе выхода электронов с противоположным знаком. Если обеспечить непрерывный подвод теплоты к катоду и отвод её от анода, то через нагрузку R потечет постоянный ток. Электронная эмиссия протекает эффективно при температурах катода выше 2200 К.

Безопасность и надежность работы АЭС

Одним из главных вопросов развития атомной энергетики является обеспечение надёжности и безопасности работы АЭС.

Радиационная безопасность обеспечивается:

1. созданием надёжных конструкций и устройств биологической защиты персонала от облучений;
2. очисткой воздуха и воды, выходящих из помещений АЭС за ее пределы;
3. извлечением и надёжной локализацией радиоактивных загрязнений;
4. повседневным дозиметрическим контролем помещений АЭС и индивидуальным дозиметрическим контролем персонала.

Помещения АЭС в зависимости от режима работы и установленного в них оборудования делятся на 3 категории:

1. зона строгого режима;
2. зона ограниченного режима;
3. зона нормального режима.

В помещениях третьей категории персонал находится постоянно, эти помещения на станции радиационно безопасны.

При работе АЭС образуются твёрдые, жидкие и газообразные радиоактивные отходы. Они должны выводиться так, чтобы не создавалось загрязнения окружающей среды.

Удаляемые из помещения газы при их вентиляции могут содержать радиоактивные вещества в виде аэрозолей, радиоактивную пыль и радиоактивные газы. Вентиляция станции строится так, чтобы потоки воздуха проходили из наиболее «чистых» в «загрязненные», а перетоки в обратном направлении исключались. Во всех помещениях станции полная замена воздуха производится в течение не более одного часа.

При эксплуатации АЭС возникает проблема удаления и захоронения радиоактивных отходов. Отработавшие в реакторах твэлы выдерживают определенное время в бассейнах с водой непосредственно на АЭС, пока не произойдет стабилизация изотопов с малым временем полураспада, после чего твэлы отправляются на специальные радиохимические заводы для регенерации. Там из твэлов извлекается ядерное горючее, а радиоактивные отходы подлежат захоронению.

Использование ядерного топлива в реакторах для производства энергии имеет рад особенностей, обусловленных физическими свойствами и характером протекающих процессов. Эти особенности определяют специфику атомной энергетики, требования к технологиям, особые условия эксплуатации, экономические показатели и влияние на окружающую среду.

В первую очередь отметим высокую теплотворную способность ядерного топлива. При сгорании (окислении), например, углерода по реакции С + О 2  СО 2 выделяется 4 эВ энергии на каждый акт взаимодействия, а образующийся оксид углерода приводит к парниковому эффекту с глобальными для планеты последствиями. При делении одного атома ядерного топлива выделяется примерно 200 МэВ энергии. Энерговыделение в этих двух процессах отличается в 50 млн. раз. В пересчете на единицу массы энерговыделения различаются в 2,5 млн. раз.

Высокая калорийность обусловливает резкое сокращение как массы, так и физических объемов ядерного топлива, необходимого для производства заданного количества энергии. Тем самым хранение и транспортировка исходного сырья (концентрата урана) и готового ядерного топлива требуют относительно малых затрат. Следствием этого является независимость размещения АЭС от районов добычи и изготовления топлива, что существенно влияет на выбор экономически выгодного размещения производительных сил. Можно говорить, что использование ядерного топлива способно поправить «несправедливость» природы в крайне неравномерном географическом распределении энергоресурсов. Устраняются трудности, связанные с сезонными климатическими условиями доставки и снабжения топливом, каковые постоянно возникают на Востоке и Крайнем Севере. Высокая энергоемкость ядерного топлива обусловливает относительно малую численность рабочих, занятых добычей, изготовлением и доставкой топлива потребителю в расчете на единицу производимой энергии по сравнению с добычей и транспортировкой органического топлива, что в конечном счете обеспечивает высокую производительность труда в ядерной энергетике.

Важной особенностью ядерного топлива является принципиальная невозможность полного его сжигания. Для эксплуатации реактора на заданной мощности в течение заданного времени загрузка топливом должна быть выше критической массы. Этот избыток дает запас реактивности, который необходим для заданного или расчетного количества разделившегося в единице объема или массы топлива, т.е. для достижения заданной глубины выгорания. После достижения этого выгорания, когда запас реактивности будет исчерпан, необходимо заменить отработавшее топливо новым. Выгруженное топливо содержит значительное количество делящихся и воспроизводящих материалов и после очистки от продуктов деления может быть возвращено в топливный цикл. Из этого следует, что ядерное топливо должно многократно циркулировать через реакторы и предприятия атомной промышленности: радиохимические заводы и заводы по изготовлению твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС). При рецикле (повторном использовании) урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и мощностях по обогащению топлива. Отметим, что количество ядерного топлива, подлежащее переработке в топливном цикле для АЭС электрической мощность 1 ГВт, составляет 20-30 т/год для ВВЭР-1000 и примерно 50 т/год для РБМК-1000.

Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу топлива, рассчитанную на длительный срок работы для обеспечения заданного выгорания, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к загрузке. В этом состоит весьма существенное и принципиальное отличие условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом.

Накопление радиоактивных продуктов деления в топливе при их последующем распаде после прекращения цепной реакции приводит к остаточному тепловыделению, которое убывает со временем примерно по степенному закону:

N (t ) = 0,07N [t -0,2 – (t + ) -0,2 ], (2.1)

где N - мощность реактора перед остановкой, N (t ) - мощность тепловыделения после остановки реактора,  - время работы реактора на мощности N до остановки, t - время после остановки. Из выражения (2.1) следует, что сразу после остановки тепловыделение в активной зоне составляет 7 % от номинальной мощности. Остаточное энерговыделение, активность теплоносителя и элементов активной зоны реактора, необходимость учета гипотетических аварийных ситуаций предъявляют особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, системам защиты и управления реактором. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике на органическом топливе. Удовлетворение требований безопасности АЭС вызывает увеличение капитальных затрат в 1,5-2 раза по сравнению с традиционными тепловыми станциями.

2.2. Глубина выгорания - мера энерговыработки

ядерного топлива

Энергетической характеристикой любого топлива является его теплотворная способность, т.е. тепловыделение, отнесенное к единице массы. Энергетической характеристикой ядерного топлива является удельная энерговыработка - тепловая энергия, которая может быть выделена единицей массы ядерного топлива при данном изотопном составе за весь период пребывания в реакторе. Удельную энерговыработку ядерного топлива (В) принято измерять в меговатт-сутках на тонну (МВт·сут/т) или в меговатт-сутках на килограмм (МВт·сут/кг).

Выделение тепловой энергии в реакторе является результатом деления ядер и может быть выражено через количество ядер или массу разделившегося топлива, отнесенных к их общему количеству. Эта массовая единица выгорания (глубина выгорания В 1) может выть выражена в процентах, кг/т, г/кг и т.д. Величина В 1 обозначает также количество накопленных в твэлах продуктов деления. Удельная энерговыработка и глубина выгорания ядерного топлива - эквивалентные величины, имеющие различную размерность. Они являются важнейшими параметрами, характеризующими использование ядерного топлива в реакторах. Глубина выгорания оказывает большое влияние на технико-экономические показатели не только АЭС, но и всего топливного цикла.

Определим соотношение между В и В 1 для диоксида урана - топлива современных энергетических реакторов. Число ядер урана в грамме диоксида урана равно числу Авогадро, деленному на молекулярный вес: 6,022·10 23 /270 = 2,32·10 21 1/г. Энергия, выделяющаяся при одном акте деления, равна 3,2·10 -11 Дж. Число делений, необходимое для получения 1 МВт·сут (8,64·10 10 Дж), равно 2,7·10 21 . Таким образом, для получения энергии 1 МВт·сут необходимо обеспечить деление 1,16 г диоксида урана. Обозначив эту величину через k , запишем связь между энергетическими и массовыми единицами выгорания:

В 1 = k В. (2.2)

Если в тонне диоксида урана разделился 1 % атомов урана (2,32·10 25), то энерговыработка составит 2,32·10 25 /2,7·10 21 = = 8593 МВт·сут/т. Выгоранию 1 % тяжелых атомов соответствует для диоксида урана 2,44·10 20 дел/см 3 .

Если учитывать вес только урана, то k = 1,05. В этом случае выгоранию в 1 % соответствует энерговыработка урана 9520 МВт·сут/т. В дальнейших расчетах, относящихся к реакторам на тепловых нейтронах, будем принимать k = 1,05. Однако глубина выгорания не полностью определяет расход делящихся нуклидов в активной зоне реактора. Наряду с делением ядер имеет место реакция радиационного захвата и превращения делящихся нуклидов в неделящиеся. Для 235 U вероятность захвата нейтрона без деления и образования изотопа 236 U составляет примерно 0,15. Это означает потерю делящегося изотопа без выделения энергии. Для 239 Pu превращение в неделящийся изотоп 240 Pu в результате радиационного захвата имеет вероятность 0,26. Наличие конкурирующего с процессом деления радиационного захвата приводит к неэффективному увеличению расхода делящихся нуклидов. В реакторах на тепловых нейтронах при получении 1 МВт·сут тепловой энергии расходуется не 1,05 г, а 1,2-1,22 г 235 U, в том числе, 0,15-0,17 г без выделения энергии, а при выгорании 1 % энерговыработка урана составляет 8300 МВт·сут/т. Все это учитывается при расчете активной зоны и при определении необходимого обогащения топлива по делящемуся изотопу.

Жизненный цикл ядерного топлива на основе урана или плутония начинается на добывающих предприятиях, химических комбинатах, в газовых центрифугах, и не заканчивается в момент выгрузки тепловыделяющей сборки из реактора, поскольку каждой ТВС предстоит пройти долгий путь утилизации, а затем и переработки.

Добыча сырья для ядерного топлива

Уран - самый тяжёлый металл на земле. Около 99,4% земного урана приходится на уран-238, и всего 0,6% - на уран-235. В докладе Международного агентства по атомной энергии под названием «Красная книга» содержатся данные о росте объёмов добычи и спроса на уран, несмотря на аварию на АЭС «Фукусима-1», которая заставила многих задуматься о перспективах ядерной энергетики. Только за последние несколько лет разведанные запасы урана выросли на 7%, что связано с открытием новых месторождений. Самыми крупными производителями остаются Казахстан, Канада и Австралия, они добывают до 63% мирового урана. Кроме этого запасы металла имеются в Австралии, Бразилии, Китае, Малави, России, Нигере, США, Украине, КНР и других странах. Ранее Пронедра писали, что за 2016 год в РФ было добыто 7,9 тысячи тонн урана.

В наши дни уран добывают тремя разными способами. Не теряет своей актуальности открытый метод. Он используется в тех случаях, когда залежи находятся близко к поверхности земли. При открытом способе бульдозеры создают карьер, затем руда с примесями грузится в самосвалы для транспортировки на перерабатывающие комплексы.

Часто рудное тело залегает на большой глубине, в таком случае используется подземный способ добычи. Вырывается шахта глубиной до двух километров, породу, путём сверления, добывают в горизонтальных штреках, перевозят наверх в грузовых лифтах.

Смесь, которая таким образом вывозится наверх, имеет множество составляющих. Породу необходимо измельчить, разбавить водой и удалить лишнее. Далее в смесь добавляют серную кислоту для проведения процесса выщелачивания. В ходе этой реакции химики получают осадок солей урана жёлтого цвета. Наконец, уран с примесями очищается на аффинажном производстве. Только после этого получается закись-окись урана, которой и торгуют на бирже.

Есть гораздо более безопасный, экологически чистый и экономически выгодный способ, который называют скважинным подземным выщелачиванием (СПВ).

При этом методе разработки месторождений территория остаётся безопасной для персонала, а радиационный фон соответствует фону в крупных городах. Чтобы добыть уран с помощью выщелачивания, необходимо пробурить 6 скважин по углам шестиугольника. Через эти скважины в залежи урана закачивают серную кислоту, она смешивается с его солями. Этот раствор добывают, а именно выкачивают через скважину в центре шестиугольника. Чтобы добиться нужной концентрации солей урана, смесь по нескольку раз пропускают через сорбционные колонны.

Производство ядерного топлива

Производство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана.

В это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие.

Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские - с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 - с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов.

Например, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана. Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана.

Затраты на производственные процессы в %

Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием.

Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС.

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.

Производители ядерного топлива: рейтинг

1. Французская компания Areva до недавнего времени обеспечивала 31% мирового рынка тепловыделяющих сборок. Фирма занимается производством ядерного топлива и сборкой комплектующих для АЭС. В 2017 году Areva пережила качественное обновление, в компанию пришли новые инвесторы, а колоссальный убыток 2015 года удалось сократить в 3 раза.
2. Westinghouse - американское подразделение японской компании Toshiba. Активно развивает рынок в восточной Европе, поставляет тепловыделяющие сборки на украинские АЭС. Вместе с Toshiba обеспечивает 26% мирового рынка производства ядерного топлива.
3. Топливная компания ТВЭЛ госкорпорации «Росатом» (Россия) расположилась на третьем месте. ТВЭЛ обеспечивает 17% мирового рынка, имеет десятилетний портфель контрактов на 30 млрд долларов и поставляет топливо на более чем 70 реакторов. ТВЭЛ разрабатывает ТВС для реакторов ВВЭР, а также выходит на рынок ядерных установок западного дизайна.
4. Japan Nuclear Fuel Limited , по последним данным, обеспечивает 16% мирового рынка, поставляет ТВС на большую часть ядерных реакторов в самой Японии.
5. Mitsubishi Heavy Industries - японский гигант, который производит турбины, танкеры, кондиционеры, а с недавних пор и ядерное топливо для реакторов западного образца. Mitsubishi Heavy Industries (подразделение головной компании) занимается строительством ядерных реакторов APWR, исследовательской деятельностью вместе с Areva. Именно эта компания выбрана японским правительством для разработки новых реакторов.