Атомная энергетика состоит из большого количества предприятий разного назначения. Сырье для этой индустрии добывается на урановых рудниках. После оно доставляется на предприятия по изготовлению топлива.

Далее топливо транспортируют на атомные станции, где оно попадает в активную зону реактора. Когда ядерное топливо отрабатывает свой срок, его подлежат захоронению. Стоит отметить, что опасные отходы появляются не только после переработки топлива, но и на любом этапе - от добычи урана до работы в реакторе.

Ядерное топливо

Топливо бывает двух видов. Первое - это уран, добытый в шахтах, соответственно, природного происхождения. Он содержит сырье, которое способно образовать плутоний. Второе - это топливо, которое создано искусственно (вторичное).

Также ядерное топливо делится по химическому составу: металлическое, оксидное, карбидное, нитридное и смешанное.

Добыча урана и производство топлива

Большая доля добычи урана приходится всего лишь на несколько стран: Россию, Францию, Австралию, США, Канаду и ЮАР.

Уран - это основной элемент для топлива на атомных электростанциях. Чтобы попасть в реактор, он проходит несколько стадий обработки. Чаще всего залежи урана находятся рядом с золотом и медью, поэтому его добычу осуществляют с добычей драгоценных металлов.

На разработках здоровье людей подвергается большой опасности, потому что уран - токсичный материал, и газы, которые появляются в процессе его добычи, вызывают разнообразные формы рака. Хотя в самой руде содержится очень малое количество урана - от 0,1 до 1 процента. Также большому риску подвергается население, которое проживает рядом с урановыми шахтами.

Обогащенный уран - главное топливо для атомных станций, но после его использования остается огромное количество радиоактивных отходов. Несмотря на всю его опасность, обогащение урана является неотъемлемым процессом создания ядерного топлива.

В природном виде уран практически нельзя нигде применить. Для того чтобы использовать, его нужно обогатить. Для обогащения используются газовые центрифуги.

Обогащенный уран используют не только в атомной энергетике, но и в производстве оружия.

Транспортировка

На любом этапе топливного цикла есть транспортировка. Она осуществляется всеми доступными способами: по земле, морем, воздухом. Это большой риск и большая опасность не только для экологии, но и для человека.

Во время перевозки ядерного топлива или его элементов происходит немало аварий, следствием которых является выброс радиоактивных элементов. Это одна из многих причин, по которой считают небезопасной.

Вывод из строя реакторов

Ни один из реакторов не демонтирован. Даже печально известная Чернобыльская Все дело в том, что по подсчетам экспертов цена демонтажа равняется, а то и превосходит цену постройки нового реактора. Но точно никто не может сказать, сколько понадобится средств: стоимость рассчитывалась на опыте демонтажа небольших станций для исследования. Специалисты предлагают два варианта:

1. Помещать реакторы и отработанное ядерное топливо в могильники.
2. Строить над вышедшими из эксплуатации реакторами саркофаги.

В ближайшие десять лет около 350 реакторов по всему миру выработают свой ресурс и должны быть выведены из строя. Но так как наиболее подходящего по безопасности и цене способа не придумали, это вопрос еще решается.

Сейчас по всему миру работают 436 реакторов. Безусловно, это большой вклад в энергосистему, но он очень небезопасен. Исследования показывают, что через 15-20 лет АЭС смогут заменить станциями, которые работают на энергии ветра и солнечных батареях.

Ядерные отходы

Огромное количество ядерных отходов образуется в результате деятельности АЭС. Переработка ядерного топлива также оставляет после себя опасные отходы. При этом ни одна из стран не нашла решения проблемы.

Сегодня ядерные отходы содержатся во временных хранилищах, в бассейнах с водой или захороняются неглубоко под землей.

Наиболее безопасный способ - это хранение в специальных хранилищах, но тут тоже возможна утечка радиации, как и при других способах.

На самом деле ядерные отходы имеют некоторую ценность, но требуют строго соблюдения правил их хранения. И это наиболее острая проблема.

Важным фактором является время, в течение которого отходы опасны. У каждого свой срок распада, в течение которого оно токсично.

Виды ядерных отходов

При эксплуатации любой атомной электростанции ее отходы попадают в окружающую среду. Это вода для охлаждения турбин и газообразные отходы.

Ядерные отходы делят на три категории:

1. Низкого уровня - одежда сотрудников АЭС, лабораторное оборудование. Такие отходы могут поступать и из медицинских учреждений, научных лабораторий. Они не представляют большой опасности, но требуют соблюдения мер безопасности.
2. Промежуточного уровня - металлические емкости, в которых перевозят топливо. Уровень радиации их достаточно высок, и те, кто находится от них недалеко, должны быть защищены.
3. Высокого уровня - это отработанное ядерное топливо и продукты его переработки. Уровень радиоактивности быстро уменьшается. Отходов высокого уровня очень мало, около 3 процентов, но они содержат 95 процентов всей радиоактивности.

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.

Современный автомобиль может ехать и на бензине с октановым числом 72 – но это будет печальная и медленная езда. Атомная электростанция способна работать и на топливе, разработанном 50 лет назад – но это будет работа в невыгодном режиме, реактор не сможет реализовать новые возможности, заложенные в него кнструкторами. С момента создания самой первой АЭС атомщики постоянно ведут кропотливую работу по улучшению качества ядерного топлива, увеличивая преимущества атомной энергетики.

Все мы видели и уже привыкли к тому, как выглядят атомные электростанции – гигантские сооружения, которые можно и нужно считать одним из символов современного этапа развития человеческой цивилизации. Громадные турбины, вращающийся ротор которых создает огромной силы электрический ток, могучие насосы, под большим давлением прогоняющие воду сквозь активную зону реактора, прочные корпуса реакторов, дополнительные герметичные оболочки, способные выдерживать землетрясения, падение на них самолетов. Трубопроводы первого и второго контуров, гигантские башни градирен, в которых остывает вода второго контура – тут все большое, порой колоссальное. Но сердце любого атомного реактора – совсем крошечное, ведь управляемая ядерная реакция деления происходит внутри совсем небольших топливных таблеток, содержащих обогащенный по изотопу-235 уран. Именно здесь, в небольших таблетках, происходит самое главное – выделение огромного количества тепла, для полезного использования которого и создается все, что мы видим на АЭС. Вот это все, большое и красивое, сложное, требующее огромных усилий при производстве и эксплуатации оборудование – всего лишь «обслуга» топливных таблеток.

Атомная энергетика без формул

Рассказывать о том, что же такое ядерное топливо АЭС достаточно сложно – в обычных случаях для описания требуются многоэтажные математические формулы, атомная физика и прочая квантовая механика. Попробуем обойтись без всего этого, чтобы понять каким образом наши атомщики укротили уран, сделав его надежным источником столь необходимой нам электрической энергии. Нам кажется, что логики и простого житейского здравого смысла для этого будет вполне достаточно, а отправной точкой станет школьное описание цепной реакции деления. Помните?

«Нейтрон налетает на ядро урана, выбивает из него сразу два нейтрона, те налетают теперь уже на пару ядер, выбивают сразу четыре…»

Цепная ядерная реакция

Говоря языком математическим, при коэффициенте размножения нейтронов, равным двум, управляемая цепная реакция невозможна. Количество свободных нейтронов и актов распада ядер урана нарастает настолько лавинообразно, что результат может быть только один – атомный взрыв. Для того, чтобы реакция шла плавно, чтобы ее можно было контролировать и регулировать, требуется добиться коэффициента размножения 1,02 – сто свободных «начальных» нейтронов должны вызывать появления 102 свободных нейтронов «второго поколения», все остальные должны быть устранены, поглощены, нейтрализованы – называйте этот процесс как угодно, но это обязательно должно произойти. Это пороговое значение было вычислено теоретически, за что отдельное огромное «спасибо» нашим ученым. Они выяснили, что природного содержания изотопа-235 недостаточно для того, чтобы коэффициент размножения превысил единицу. Другими словами, если нам требуется, чтобы реакция деления не прекратилась, нам нужно научиться повышать содержание этого изотопа до 3-4%, то есть в 5-6 раз выше того, что обеспечивает нам матушка-природа. Теоретики высчитали, а вот инженеры-практики сделали всю остальную работу, придумав способы использования в активной зоне реакторов материалов, поглощающих лишние нейтроны, изобрели «нейтрализаторы нейтронов».

Химия – это жизнь

Как происходит обогащение урана по содержанию изотопа-235, Аналитический онлайн-журнал Геоэнергетика.ru уже рассказывал – сначала уран нужно превратить в газ, во фторид урана, потом при помощи газовых центрифуг «отсеять» тяжелые атомы, за счет чего станет больше число атомов легких (ядро основного изотопа урана содержит 238 протонов и нейтронов, такой атом весит на три атомных единицы больше, чем атом урана-235). Замечательно – фторид стал богаче ураном-235, все в порядке. А дальше – что и как? Путь ядерного топлива в реакторы АЭС начинается в заботливых руках химиков, выполняющих чрезвычайно важную работу – они превращают газ в твердое вещество, причем в такое, какое им «заказали» атомщики. Атомная энергетика тем и удивительна, что она не ограничивается только атомной физикой, здесь используются сразу десятки научных дисциплин, в Росатоме всегда есть место для химиков, материаловедов, металлургов и для многих-многих других специалистов.

А «заказывают» физики химикам диоксид урана – порошок из молекул, в составе которых один атом урана и два атома кислорода. Почему именно его? Да уж больно хороши многие свойства этих молекул. Температура плавления у диоксида урана – 2’840 градусов, заставить его расплавиться очень сложно, в истории атомной энергетики аварий, сопровождавшихся расплавом ядерного топлива, было всего три. Диоксид урана мало подвержен так называемому газовому распуханию – явлению интересному, но для атомной энергетики вредному. То, что происходит в активной зоне реактора – это ведь воплощение мечты средневековых алхимиков, там происходят превращения одних химических элементов в другие, совершенно от них отличные. Свободный нейтрон, который шмякает об ядро урана-235, не только выбивает из него дополнительные свободные нейтроны – он вызывает деление самого ядра на разные части. Как именно произойдет деление, какие новые ядра при этом образуются – дело случая, но статистика показывает, что в числе прочих осколков деления есть и газы. Они накапливаются внутри топливной таблетки и ведут себя так, как и положено газам – пытаются занять как можно больший объем, пытаются в буквальном смысле слова разорвать топливную таблетку в клочья. Согласитесь, ничего полезного в этом нет – топливная таблетка нам нужна целенькая и здоровенькая, чтобы она могла находиться в активной зоне как можно дольше, дабы передать нам всю энергию, которая содержится в ядрах атомов урана. Так что только хардкор, только диоксид урана – он позволяет использовать более высокие температуры, что повышает КПД атомной электростанции, он позволяет увеличить глубину выгорания топлива.

«Глубина выгорания ядерного топлива» термин вполне научно-технический, но для понимания того, что это такое, высшего физического образования не требуется. Глубина выгорания топлива – это доля ядер урана, которые испытали ядерное превращение при воздействии нейтронов. Выражается в процентах, чем процентов больше – тем большее число ядер урана мы смогли использовать в нужных нам целях, получив от них тепло, используемое для выработки электроэнергии. Глубина выгорания топлива, таким образом – один из основных экономических параметров АЭС. Если мы поместили в активную зону 100 килограмм урана-235, а по окончании топливной кампании извлекли из нее 99 кг его же – грош цена такой конструкции активной зоны, реактора и АЭС. А вот если обнаружится, что в извлеченной из активной зоне топливной таблетке урана-235 вообще не осталось – значит, конструкторы молодцы и настала пора срочно вручить каждому из них по Нобелевской премии, лучше – по две.

На самом деле глубина выгорания в 100% недостижима в принципе, но это не значит, что за нее не борются – сражения за каждый процент идут нешуточные. Чем больше глубина выгорания – тем меньше себестоимость полученной в результате электроэнергии, а конкуренцию с энергетикой, базирующейся на сжигании углеводородов, никто не отменял. Мало того – чем дольше по времени «горит» таблетка, тем реже реактору требуется перезарядка топлива. Конструкция ВВЭР (водно-водяного энергетического реактора) такова, что смена топлива происходит при полной остановке и расхолаживании реактора – так безопаснее. Чем меньше таких остановок – тем выше коэффициент использования установленной мощности, КИУМ – второй важнейший экономический показатель АЭС. В техническом паспорте вашего пылесоса написана его мощность – допустим, 1’200 Вт*час. Но 1’200 ватт вы получите, если пылесос будет работать именно час, в режиме полчаса работы – полчаса «что-то поясницу прихватило» вы получите всего 600 ватт, или, другими словами, КИУМ пылесоса составит всего 50%. Как и в случае с глубиной выгорания топлива заветная цель – 100%, и снова каждый процент на счету, ведь экономика атомного реактора должна быть выгоднее экономики тепловой электростанции и даже экономики ГЭС.

Казалось бы – как можно показать более выгодные экономические результаты, чем ГЭС, которой топлива вообще не требуется, где используется только энергия падающей воды? Да очень просто – вода не падает на гидроагрегаты 24 часа в сутки 365 дней в году, для этого нужен совершенно определенный объем воды в водохранилище. Пока этот объем не наберется – ГЭС будет «отдыхать», и АЭС, которая про такие паузы ничего не знает, успеет догнать и перегнать своего соперника. Вот и краткий итог – КПД, глубина выгорания, КИУМ любой атомной электростанции критически зависит от топливной таблетки, от ее материала. Химик, превращающий газ фторида урана в порошок диоксида урана, помни – от твоего мастерства зависит будущее атомной энергетики!

Топливные таблетки – шаг за шагом

Объяснить простыми словами можно очень многое, но сделать такое упражнение для того, чтобы описать работу химиков невозможно от слова «вообще», поэтому приготовьтесь. Газ фторида урана для начала пропускают через водный раствор и получают уранилфторид, который смешивают с аммиаком и кислотным остатком угольной кислоты. В итоге получается уранилкарбонат аммония, который выпадает в осадок – считайте, что полдела уже и сделано, у нас появилось хоть что-то твердое, а не газообразное. Суспензию пропускают через фильтр, промывают и отправляют в печь с кипящим слоем, где из-за высокой температуры все ненужные примеси распадаются, в сухом остатке получается порошок триоксида урана (на 1 атом урана в этой молекуле приходится три атома кислорода). Все, теперь он почти наш!

Участок изготовления порошка диоксида урана методом высокотемпературного пирогидролиза

Снова высокая температура – 500 градусов, но уже с прогонкой водорода, который забирает на себя лишний атом кислорода, и химики спокойно уходят на обеденный перерыв, позволяя физикам забрать вожделенный ими диоксид урана. Впрочем, радуются они рано – их тут же шлепают по протянутым загребущим рукам … металлурги, поскольку топливные таблетки производят методом порошковой металлургии. Порошок, получившийся в результате трудов химиков, дробят, просеивают и получают мелкодисперсный порошок – мельчат до состояния практически пыли. После добавления связующих и смазочных материалов таблетки прессуют, еще раз отправляют на отжиг, чтобы устранить ненужные примеси. После этого температура повышается до 1’750 градусов, таблетки становятся более плотными, более тяжелыми – теперь их уже можно обрабатывать механическими методами. В дело вступает круглошлифовальный станок, чтобы получить необходимые размеры – вот и все.

Участок изготовления урановых таблеток

Нет, ну не совсем «все», потому как сразу после этого в цех являются контролеры, чтобы проверить геометрические размеры, качество поверхности, содержание влаги, соотношение атомов кислорода и урана. Обратите внимание, что проверять соотношение атомов урана-235 и урана-238 не требуется – какие бы манипуляции не выполняли химики, их действия не влияют на состав атомных ядер. Итог всей этой работы – топливные таблетки весом всего в 4,5 грамма, но в этих крохотульках содержится столько же энергии, как и в 400 кг каменного угля, в 360 кубометрах природного газа или в 350 кг нефти.

Производственно-технический контроль таблеток ядерного керамического топлива

Номенклатура таблеток, производимых на российских атомных предприятиях, входящих в состав Топливной компании ТВЭЛ – более 40 разновидностей, разных размеров, разной степени обогащения по урану-235. Но неизменным остается одно – в качестве топлива атомная энергетика продолжает использовать именно диоксид урана, который сам по себе является одним из барьеров на пути распространения радиоактивности. При рабочих температурах этот материал удерживает внутри себя 98% продуктов распада, снижая нагрузку по герметизации до минимума. Чтобы топливо выполняло свои «барьерные» функции, важно, чтобы взаимодействие топлива с теплоносителем было минимальным – иначе радиоактивные продукты распада получают шанс вырваться во внешнюю среду со всеми вытекающими неприятными последствиями.

Твэл – это не просто «длинная трубочка»

Ладно, таблетки изготовили, что дальше? Идея атомного реактора проста – теплоноситель должен «снять» все тепло, выделяемое в результате ядерных реакций. Снять не разово, этот съем должен происходить на протяжении всей топливной сессии – времени нахождения топлива в активной зоне реактора. В реакторах ВВЭР эту работу выполняет вода, проходящая по активной зоне под высоким давлением. Накидать в активную зону топливные таблетки, как пельмени в кипящую воду? Не вариант, гораздо разумнее обеспечить неподвижное положение топливных таблеток, вдоль которых проходит поток воды под напором, забирая образовавшуюся при ядерных реакциях тепловую энергию. Следовательно, нужен некий «фиксатор», который призван обеспечить неподвижное расположение топлива – им и стала полая тонкостенная трубка, внутри которой и содержатся топливные таблетки – твэл, тепловыделяющий элемент.

Тепловыделяющие элементы (твэл), Фото: wikimedia.org

Почему именно тонкостенный? Чтобы тепло, образующееся в топливных таблетках, могло быть почти беспрепятственно «снято» водой, то есть первое требование к материалу стенок твэлов – как можно более высокая теплопроводность. Взял – отдал, взял – отдал. Второе требование тоже совершенно очевидно – внешняя сторона стенок твэла постоянно находится в воде, потому ее материал не должен бояться коррозии. Третье условие тоже очевидно – материал должен выдерживать постоянную высокую радиоактивность, при этом не причиняя вреда основным, ядерным процессам. Он должен поглощать как можно меньшее количество нейтронов, чтобы не прервать ядерную реакцию, чтобы не заставить производить уран с более высокой степенью обогащения по изотопу-235. Диаметр трубки, как и диаметр топливных таблеток должен быть как можно меньше – иначе тепло, которое образуется в центральных сегментах, не дойдет до теплоносителя. Вот такой набор требований, которому должна соответствовать такая «простенькая» вещь, как тоненькая стеночка твэла.

На этапе становления атомной энергетики таким материалом стала нержавеющая сталь, но продолжалось это недолго – выяснилось, что сталь забирает слишком много свободных нейтронов, нужно что-то менее прожорливое. К этому времени атомщики основательно поработали и нашли металл, обладающий минимальным сечением захвата нейтронов – цирконий. В данном случае слово «сечение» заменяет слово «вероятность». Вероятность того, что пролетающий нейтрон будет захвачен в свои тенета ядром атома циркония минимальна, при этом у циркония отличный коэффициент теплопередачи, он не взаимодействует с водой, он плавится только при температуре свыше 1’855 градусов, у него очень низкий коэффициент теплового расширения – вместо того, чтобы «распухать» при нагревании, он просто «сбрасывает» тепло во внешнюю среду. Согласитесь – просто идеальный материал для атомной энергетики, если суметь добиться получения его в идеальной химической чистоте, поскольку любая примесь норовит активно «подъедать» свободные нейтроны.

Цех производства твэл и ТВС

Как только металлурги объявили, что они научились справляться этой задачей, атомная энергетика перешла на цирконий. Единственное предприятие на территории России и одно из трех в мире, имеющее полный цикл производств циркония и его сплавов – Чепецкий механический завод (город Глазов, Удмуртия), входящий в состав топливной компании ТВЭЛ. С 1986 года ЧМЗ перешел на изготовление корпусов твэлов из сплава Э-110 – к цирконию добавляют один процент ниобия, и эта малая прибавка значительно увеличивает коррозионную стойкость материала. Еще лучше механические свойства у применяемого в настоящее время сплава Э-365, в котором, помимо циркония и ниобия, присутствуют железо и олово. Каждый шаг в производстве твэлов чрезвычайно важен, присутствие этих элементов позволяет лучше справляться со сваркой, с другими методами соединения разных материалов. Производимые в России твэлы соответствуют всем требованиям МАГАТЭ, показывают прекрасные эксплуатационные свойства, позволяют поднимать экономические показатели атомной энергетики.

То, что может показаться «простенькой механической деталью» таковой, конечно, не является.

Твэл в разрезе, Рис.: heuristic.su

Вот краткое описание твэла с содержимым внутри. Длина – 3,8 метра, внешний диаметр – 9,1 мм. Внутри – таблетки диоксида урана с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм, в центре каждой таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм. Таблетка не касается стенок твэла, зазор и отверстие внутри таблеток предназначены для того, чтобы твэл мог удерживать внутри себя радиоактивные газы, образующиеся в процессе ядерного распада. Таблетки зафиксированы внутри твэла втулками, общая длина столбика таблеток – 3,53 метра, во время топливной сессии длина увеличивается на 30 мм. Да, все измеряется в миллиметрах и даже в их долях – ведь атомная энергетика имеет дело с мельчайшими частицами вещества.

Вот таблетка диаметром меньше 8 мм – казалось бы, что в ней может быть интересного? Но во время ядерных реакций температура в центральной части таблетки достигает 1’500-1’600 градусов, а на внешней поверхности – всего 470. Перепад в тысячу градусов на расстоянии в 3-4 миллиметра, металл, становящийся газом – такие вот чудеса внутри крошечной таблетки.

От твэла – к ТВС

Таблетки сделали, в твэле их разместили – все? Разумеется, нет – трубка вместе с топливом весит всего 2,1 кг, такой массы урана на долгую работу не хватит. Следующий этап формирования ядерного топлива – формирование ТВС, тепловыделяющих сборок. Для самого распространенного пока в России реактора ВВЭР-1000 в одну ТВС собирают 312 твэлов, между ними оставляют зазоры для входа стержней системы управления и защиты, заполненных таким эффективным поглотителем нейтронов, как бор. В нижней части ТВС расположен так называемый хвостовик – место, к которому крепятся твэлы.

Изготовление каркаса – сварка каналов и дистанционирующих решёток

В верхней части твэлы крепятся к головке через блок пружин – он предохраняет твэлы от всплытия во время работы реактора. Да, уран – тяжелый элемент, цирконий тоже легким назвать не получится, но стоит помнить о том, что номинальный расход воды через ТВС составляет 500 кубометров в час, вода движется вдоль твэлов со скоростью 200 км/час в направлении снизу вверх – такой поток заставит всплыть что угодно. Твэлы разделены между собой при помощи дистанцирующих решеток, которые удерживают эти трубочки на штатных местах, обеспечивая максимально эффективный теплосъем. Дистанцирующих решеток на ТВС разных конструкций – от 12 до 15 штук, только такое их количество позволяет воде выполнить работу по снятию полезного тепла.

Каналы и дистанционирующие решётки, контроль качества

И, тем не менее, даже это не спасало полностью от проблемы искривления твэлов и ТВС. Наши сборки не выдерживали механических осевых нагрузок – почти четыре метра длины при толщине оболочки в 0,65 мм, мощный поток воды, высокие температуры делали свое дело. В 1993 году стало окончательно ясно – с этой проблемой что-то нужно делать, находить способы избавиться от нее. Минатом сделал соответствующий запрос в МАГАТЭ – как обстоят дела с этой проблемой в западных странах. МАГТЭ провела соответствующий опрос у эксплуатирующих организаций, и никакой сенсации не обнаружило – эта проблема имеется и у западных атомщиков, они тоже ищут способы с ней справиться.

Вот теперь извините, но нам в очередной раз придется коснуться главного мифа либеральной экномики – об эффективности частного собственника по сравнению с неповоротливым, инерционным государственным сектором экономики. Частных собственников АЭС на Западе, и особенно в США – немалое количество, но проблему они решить не смогли. Минатом поступил в соответствии с традициями Минсредмаша – поручил решение проблемы сразу двум конструкторским бюро, чтобы в результате борьбы двух хороших проектов победа досталась лучшему. Участниками капиталистического соревнования стало подольское ОКБ (опытно-конструкторское бюро) «Гидропресс» и нижегородское ОКБМ (ОКБ Машиностроения) им. Африкантова. Оба КБ в настоящее время входят в машиностроительный холдинг «Атомэнергомаш», но накала конкурентной борьбы это нисколько не снижает.

Конкуренция – двигатель прогресса

Нижегородцы разработали конструкцию ТВС, получившую аббревиатуру ТВСА, по мере разработки появлялись друг за другом модификации ТВСА-12, ТВСА-PLUS, ТВСА-T. Основная ее характерная особенность – к дистанцирующим решеткам для повышения жесткости конструкции стали приваривать уголки, а вот «Гидропресс» эту концепцию не принял – лишнее количество циркония, из которого выполнены уголки, в активной зоне, по мнению специалистов, может негативно сказаться на нейтронных характеристиках активной зоны реактора. В созданной на «Гидропрессе» модификация с аббревиатурой УТВС (Усовершенствованная ТВС) не используется жесткая сварка дистанцирующих решеток и направляющих каналов, УТВС стали использовать на АЭС с повышенными требованиями по сейсмоустойчивости – на китайской «Тяньвань», на иранской «Бушер», на индийской «Куданкулам». Впрочем, заявить, что эта разработка была сделана только сотрудниками ОКБ «Гидропресс» – неверно, в этой работе приняли участие Курчатовский институт, обнинский Физико-Энергетический Институт, Новосибирский завод химконцентратов, НИИ им. Бочвара. Но важен результат – опытная проверка на Ростовской АЭС показала отличные результаты, зарубежные заказчики были чрезвычайно довольны повышением надежности УТВС.

Сборка пучка

Наблюдение за подробностями борьбы двух конструкторских бюро – завораживающее зрелище, но тут столько технических подробностей, что тут понадобятся усилия профессиональных переводчиков. Решетки широкие и узкие, разреженные решетки, турбулизаторы и дефлекторы, решетки с косыми каналами, интенсификаторы теплообмена, скорость загрузки кассет в активную зону, сочетание с работой перегрузочных машин, терминология из гидродинамики и термомеханики – это действительно совсем уж отдельный язык… Для атомной энергетики важен результат, которого достигли оба конструкторских бюро, научный и творческий спор которых продолжается и сейчас. Улучшения и модификации позволяют использовать топливо с более высоким обогащением по содержанию урана-235 – этот показатель для ВВЭР-1000 увеличился с 3,77% до 4,95%. Казалось бы, разница совершенно несущественна, но в результате глубина выгорания топлива увеличилась с 40 МВт в сутки с килограмма урана до 58 МВт с килограмма, почти на 50%. А вот это результат уже весьма существенный, он позволяет на равных сражаться с углеводородной энергетикой по себестоимости производимой электроэнергии, делает перспективы развития энергетики атомной все более обнадеживающими. Одно из достижений – увеличение мощности действующих реакторов ВВЭР на 4-7% без изменения их конструкции базируется именно на оптимизации ядерного топлива и ТВС стало еще одним конкурентным преимуществом на международном рынке.

Готовая ТВС

Разумеется, УТВС не стали неким «финалом» усовершенствования топливных сборок. Основной выигрыш УТВС по сравнению с топливом предыдущего поколения был обеспечен переходом от нержавеющей стали к цирконию, к сплаву Э-110. Разработчики смогли увеличить жесткость конструкции без применения уголков – они усилили дистанционные решетки и стали использовать точечную сварку для увеличения устойчивости к формоизменению во время эксплуатации. Им удалось увеличить длину топливного столба – теперь в активной зоне реактора размещается больше урана, стали продолжительнее топливные сессии, перегрузки топлива можно осуществлять реже, что означает рост КИУМа.

Новое топливо для Ирана

С начала 2014 года начался переговорный процесс между ТВЭЛ и иранским заказчиком в лице Организации по атомной энергетике Ирана (AEOI) и Компании по производству и развитию атомной энергии Ирана (NPPD) по переходу АЭС «Бушер» на новые топливные кассеты – ТВС-2М. Для обеспечения переговорного процесса ТВЭЛ разработал «Технико-экономическое обоснование внедрения ТВС-2М на АЭС «Бушер», в котором заказичку предоставлялся полный объем информации для анализа и принятия решения о таком переходе. Самый лучший способ убедить потенциального заказчика – не навязчивый маркетинг, в атомной энергетике такой подход почти никогда не приносит результата. Российская топливная компания просто свела в единое целое анализ результатов внедрения ТВС-2М на российских ВВЭР-1000 и на АЭС «Тяньвань» в Китае – реакторах такого же типа, как и работающий в составе энергетического блока на АЭС «Бушер». В Китае на ТВС-2М в 18-месячном топливном цикле работают первые два блока Тяньваньской АЭС. И иранские атомщики смогли убедиться в том, что увеличилась глубина выгорания топлива, длительность топливных кампаний, вырос КИУМ.

Проанализировав полученные результаты, проверив их на месте, иранские заказчики сделали ответный ход – разработали перечень работ российских предприятий, который необходим для обеспечения лицензирования нового топлива в атомных надзорных органах. Дальнейшая работа была уже совместной – наши и иранские специалисты вместе составили список необходимых модернизаций оборудования энергоблока на АЭС «Бушер», которые необходимо было выполнить для того, чтобы реактор мог принять в активную зону ТВС-2М. Собственно говоря, работа наших ВВЭР-1000 на новом топливе показала такие результаты, что полный переход на ТВС-2М стал просто неизбежным – выгорание топлива увеличилось на 20%, а топливная составляющая себестоимости производства электроэнергии уменьшилась почти на 9%.

Итог переговоров с иранским заказчиком вполне закономерен. В апреле этого года ТВЭЛ подписал с AEOI и NPPD дополнительное соглашение к действующему контракту на топливообеспечение АЭС «Бушер» – с 2020 года ТВЭЛ начнет поставки в Иран ТВС-2М. Никакой спешки, никакой суеты – просто и наш, и поддерживаемый нами иранский атомные проекты продолжают последовательно развиваться, обеспечивая потребителей электроэнергией в необходимых им объемах. Что думают по этому поводу заказчики в Индии и в Китае, мы наверняка узнаем в ближайшее время. Рост экономических показателей энергоблоков за счет использования нового топлива без существенного изменения комплекта оборудования настолько показателен, что есть уверенность в том, что размышления не будут долгими. Нам остается только следить за дальнейшим развитием событий и еще раз поздравить ТВЭЛ , ОКБ «Гидропресс» и весь коллектив разработчиков с тем, что их новое топливо получило теперь уже международное признание.

Конечно, сегодняшний рассказ о разработках ядерного топлива далеко не полон – в этой части изменения происходят постоянно. Разработано топливо для ВВЭР-1200, идут опытно-конструкторские разработки топлива для других типов реакторов, ТВЭЛ продолжает производить топливо для реакторов западного дизайна совместно с французскими партнерами, ТВЭЛ самостоятельно разработал топливо «ТВС-Квадрат», которое проходит испытания на шведской АЭС «Рингхальс» и лицензируется для американского рынка. Предприятия ТВЭЛа производят топливо для БН-800, выпущена опытная партия РЕМИКС-топлива, для перспективного реактора со свинцовым теплоносителем заканчивается разработка нитридного топлива – Росатом и не думает, что может позволить себе почивать на лаврах.

Ядерное топливо – «сердце» атомной энергетики, следить за тем, как создаются новые его виды, какие они дают результаты при их использовании полезно уже тем, что позволяет сравнивать себестоимость генерации электроэнергии на АЭС и на тепловых электростанциях. Кроме того, в этот раз мы не коснулись того, какими результатами могут похвастаться разработчики новых видов топлива в ОКБМ им. Африкантова – а их идеи тоже весьма активно используются Росатомом . Одним словом – вряд ли сегодняшний рассказ об атомном топливе останется единственным.

Фото: zaochnik.ru, kak-eto-sdelano.livejournal.com

Вконтакте

Ядерное топливо - материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется.

Ход цепной реакции

Во время цепной ядерной реакции, ядро делится на две части, которые называют осколками деления. Одновременно с этим выделяется несколько (2-3) нейтронов, которые впоследствии вызывают деление следующих ядер. Процесс происходит при попадании нейтрона в ядро исходного вещества. Осколки деления имеют большую кинетическую энергию. Их торможение в веществе сопровождается выделением огромного количества тепла.

Осколки деления, вместе с продуктами их распада, называют продуктами деления. Ядра, которые делятся нейтронами любой энергии, называют ядерным горючим. Как правило, они представляют собой вещества с нечетным количеством атомов. Некоторые ядра делятся сугубо нейтронами, энергия которых выше определенного порогового значения. Это преимущественно элементы с четным числом атомов. Такие ядра называют сырьевым материалом, так как в момент захвата нейтрона пороговым ядром образуются ядра горючего. Комбинация горючего и сырьевого материала называется тем самым ядерным топливом.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO 2);
3. Карбидное (к примеру PuC 1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

ТВЭЛ и ТВС

Топливо для ядерных реакторов используется в виде таблеток небольшого размера. Они помещаются в герметично-закрытые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые, в свою очередь, по несколько сотен объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу предъявляются высокие требования по совместимости с оболочками ТВЭЛов. Оно должно иметь достаточную температуру плавления и испарения, хорошую теплопроводность и не сильно увеличиваться в объеме при нейтронном облучении. Также во внимание берется технологичность производства.

Применение

На атомные электростанции и другие ядерные установки топливо приходит в виде ТВС. Они могут загружаться в реактор как во время его работы (на место выгоревших ТВС), так и во время ремонтной кампании. В последнем случае тепловыделяющие сборки меняют крупными группами. При этом лишь третья часть топлива заменяется полностью. Наиболее выгоревшие сборки выгружаются из центральной части реактора, а на их место ставятся частично выгоревшие сборки, которые ранее находились в менее активных областях. Следовательно, на место последних устанавливаются новые ТВС. Эта нехитрая схема перестановки считается традиционной и имеет ряд преимуществ, главным из которых является обеспечение равномерного энерговыделения. Конечно же, это условная схема, которая дает лишь общие представления о процессе.

Выдержка

После изъятия отработанного ядерного топлива из активной зоны реактора, его отправляют в бассейн выдержки, который, как правило, находится неподалеку. Дело в том, что в отработанных ТВС содержится огромное количество осколков деления урана. После выгрузки из реактора каждый ТВЭЛ содержит порядка 300 тысяч Кюри радиоактивных веществ, выделяющих 100 кВт/час энергии. За счет нее топливо саморазогревается и становится высокорадиоактивным.

Температура недавно выгруженного топлива может достигать 300°С. Поэтому его выдерживают на протяжении 3-4 лет под слоем воды, температура которой поддерживается в установленном диапазоне. По мере хранения под водой, радиоактивность топлива и мощность его остаточных выделений падает. Примерно через три года саморазогрев ТВС доходит уже до 50-60°С. Тогда топливо извлекают из бассейнов и отправляют на переработку или захоронение.

Металлический уран

Металлический уран используется в качестве топлива для ядерных реакторов относительно редко. Когда вещество достигает температуры 660°С, происходит фазовый переход, сопровождающийся изменением его структуры. Попросту говоря, уран увеличивается в объеме, что может привести к разрушению ТВЭЛа. В случае длительного облучения при температуре 200-500°С вещество подвергается радиационному росту. Суть этого явления заключается в удлинении облученного уранового стержня в 2-3 раза.

Применение металлического урана при температуре более 500°С затрудняется из-за его распухания. После деления ядра образуется два осколка, суммарный объем которых превышает объем того самого ядра. Часть осколков деления представлена атомами газов (ксенон, криптон и др.). Газ накапливается в порах урана и формирует внутреннее давление, которое растет по мере увеличения температуры. За счет увеличения объема атомов и повышения давления газов ядерное топливо начинает распухать. Таким образом, под этим подразумевается относительное изменение объема, связанное с делением ядер.

Сила распухания зависит от температуры ТВЭЛов и выгорания. С увеличением выгорания, возрастает количество осколков деления, а с увеличение температуры и выгорания - внутреннее давление газов. Если топливо обладает более высокими механическими качествами, то оно менее подвержено распуханию. Металлический уран к таким материалам не относится. Поэтому его применение в качестве топлива для ядерных реакторов ограничивает глубину выгорания, являющуюся одной из главных характеристик такого топлива.

Механические свойства урана и его радиационная стойкость улучшаются путем легирования материала. Это процесс предполагает добавление к нему алюминия, молибдена и других металлов. Благодаря легирующим добавкам, число нейтронов деления, необходимое на один захват, снижается. Поэтому для этих целей используются материалы, которые слабо поглощают нейтроны.

Тугоплавкие соединения

Хорошим ядерным топливом считаются некоторые тугоплавкие соединения урана: карбиды, окислы и интерметаллические соединения. Наиболее распространенным из них является диоксид урана (керамика). Его температура плавления составляет 2800°С, а плотность - 10,2 г/см 3 .

Так как у этого материала нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, нежели сплавы урана. Благодаря этой особенности температуру выгорания можно повысить на несколько процентов. На высоких температурах керамика не взаимодействует с ниобием, цирконием, нержавеющей сталью и прочими материалами. Ее главный недостаток заключается в низкой теплопроводности - 4,5 кДж (м*К), ограничивающей удельную мощность реактора. Кроме того, горячая керамика склонна к растрескиванию.

Плутоний

Плутоний считается низкоплавким металлом. Он плавится при температуре 640°С. Из-за плохих пластических свойств он практически не поддается механической обработке. Токсичность вещества усложняет технологию изготовления ТВЭЛов. В атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония и его соединений, однако они не увенчались успехом. Использовать топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, нецелесообразно из-за примерно 2-кратного уменьшения периода разгона, на что не рассчитаны стандартные системы управления реакторами.

Для изготовления ядерного топлива, как правило, используют диоксид плутония, сплавы плутония с минералами, а также смесь карбидов плутония с карбидами урана. Высокими механическими свойствами и теплопроводностью обладают дисперсионные топлива, в которые частицы соединений урана и плутония размещаются в металлической матрице из молибдена, алюминия, нержавеющей стали и прочих металлов. От материала матрицы зависит радиационная стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. К примеру, на первой АЭС дисперсионное топливо состояло из частиц уранового сплава с 9% молибдена, которые были залиты молибденом.

Что касается ториевого топлива, то оно на сегодня не используется в силу трудностей производства и переработки ТВЭЛов.

Добыча

Значительные объемы основного сырья для ядерного топлива - урана сконцентрированы в нескольких странах: Россия, США, Франция, Канада и ЮАР. Его залежи, как правило, находятся около золота и меди, поэтому все эти материалы добывают одновременно.

Здоровье людей, работающих на разработках, подвержено большой опасности. Дело в том, что уран является токсичным материалом, и газы, выделяющиеся в процессе его добычи, могут вызывать рак. И это притом, что в руде содержится не более 1% этого вещества.

Получение

Производство ядерного топлива из урановой руды включает в себя такие стадии, как:

1. Гидрометаллургическая переработка. Включает в себя выщелачивание, дробление и экстракционное или сорбционное извлечение. Результатом гидрометаллургической переработки является очищенная взвесь закиси оксиурана, диураната натрия или диураната аммония.
2. Перевод вещества из оксида в тетрафторид или гексафторид, используемый для обогащения урана-235.
3. Обогащение вещества путем центрифугирования или газовой термодиффузии.
4. Перевод обогащенного материала в диоксид, из которого производят «таблетки» ТВЭЛов.

Регенерация

Во время работы ядерного реактора топливо не может полностью выгорать, поэтому воспроизводятся свободные изотопы. В этой связи отработанные ТВЭЛЫ подлежат регенерации с целью повторного использования.

На сегодня эту задачу решают путем пьюрекс-процесса, состоящего из таких этапов, как:

1. Разрезание ТВЭЛов на две части и растворение их в азотной кислоте;
2. Очистка раствора от продуктов деления и частей оболочки;
3. Выделение чистых соединений урана и плутония.

После этого полученный диоксид плутония идет на производство новых сердечников, а уран - на обогащение или также изготовление сердечников. Переработка ядерного топлива является сложным и дорогостоящим процессом. Ее стоимость оказывает существенное влияние на экономическую целесообразность использования атомных электростанций. То же самое можно сказать и про захоронение отходов ядерного топлива, не пригодных к регенерации.

Принцип работы и устройство ТЯРД

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД:

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы

В первом случае принцип действия и устройство ТЯРД выглядят следующим образом: основной частью двигателя является реактор, в котором происходит управляемая реакция термоядерного синтеза. Реактор представляет собой полую «камеру» цилиндрической формы, открытую с одной стороны, т. н. установку термоядерного синтеза схемы «открытая ловушка» (также именуемую «магнитная бутылка» или пробкотрон). «Камера» реактора вовсе не обязательно (и даже нежелательно) должна быть цельно-герметичной, скорее всего она будет представлять собой легкую размеростабильную ферму, несущую катушки магнитной системы. В настоящее время наиболее перспективной считается схема т. н. «амбиполярного удержания» или «магнитных зеркал» (англ. tandem mirrors ), хотя возможны и другие схемы удержания: газодинамические ловушки, центробежное удержание, обращенное магнитное поле (FRC). По современным оценкам, длина реакционной «камеры» составит от 100 до 300 м при диаметре 1-3 м. В камере реактора создаются условия, достаточные для начала термоядерного слияния компонентов выбранной топливной пары (температуры порядка сотен миллионов градусов, факторы критерия Лоусона). Термоядерное топливо - предварительно нагретая плазма из смеси топливных компонентов - подаётся в камеру реактора, где и происходит постоянная реакция синтеза. Генераторы магнитных полей (магнитные катушки той или иной конструкции), окружающие активную зону, создают в камере реактора поля большой напряжённости и сложной конфигурации, которые удерживают высокотемпературную термоядерную плазму от соприкосновения с конструкцией реактора и стабилизируют происходящие в ней процессы. Зона термоядерного «горения» (плазменный факел) формируется по продольной оси реактора. Полученная плазма, направляемая магнитными управляющими системами, истекает из реактора через сопло, создавая реактивную тягу.

Следует отметить возможность «многорежимной» работы ТЯРД. Путем впрыска в струю плазменного факела относительно холодного вещества можно резко повысить общую тягу двигателя (за счет снижения удельного импульса), что позволит кораблю с ТЯРД эффективно маневрировать в гравитационных полях массивных небесных тел, например больших планет, где зачастую требуется большая общая тяга двигателя. По общим оценкам, ТЯРД такой схемы может развивать тягу от нескольких килограммов вплоть до десятков тонн при удельном импульсе от 10 000сек до 4 млн.сек. Для сравнения, показатель удельного импульса наиболее совершенных химических ракетных двигателей - порядка 450 сек.

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)

Двигатель второго типа - инерциальный импульсный термоядерный двигатель. В таком реакторе управляемая термоядерная реакция проходит в импульсном режиме (доли мкс с частотой 1-10Гц), при периодическом обжатии и разогреве микромишеней, содержащих термоядерное топливо. Первоначально предполагалось использовать лазерно-термоядерный двигатель (ЛТЯРД). Такой ЛТЯРД предлагался, в частности, для межзвёздного автоматического зонда в проекте «Дедал» . Главной его частью является реактор, работающий в импульсном режиме. В сферическую камеру реактора подаётся термоядерное топливо (например, дейтерий и тритий) в виде мишеней - сложной конструкции сфер из смеси замороженных топливных компонентов в оболочке диаметром несколько миллиметров. На внешней части камеры находятся мощные - порядка сотен тераватт - лазеры , наносекундный импульс излучения которых через оптически прозрачные окна в стенах камеры попадает на мишень. При этом на поверхности мишени мгновенно создается температура более 100 млн градусов при давлении порядка миллиона атмосфер - условия, достаточные для начала термоядерной реакции. Происходит термоядерный микровзрыв мощностью в несколько сотен килограммов в тротиловом эквиваленте. Частота таких взрывов в камере в проекте «Дедал» - порядка 250 в секунду, что требовало подачи топливных мишеней со скоростью более 10 км/с при помощи ЭМ-пушки. Расширяющаяся плазма вытекает из открытой части камеры реактора через сопло соответствующей конструкции, создавая реактивную тягу. В настоящее время уже теоретически и практически доказано, что лазерный метод обжатия/разогрева микромишеней является тупиковым - в том числе практически невозможно построить лазеры такой мощности с достаточным ресурсом. Поэтому в настоящее время для инерциального синтеза рассматривается вариант с ионно-пучковым обжатием/нагревом микромишеней, как более эффективный, компактный и с гораздо большим ресурсом.

И тем не менее, есть мнение, что ТЯРД на инерциально-импульсном принципе слишком громоздок из-за очень больших циркулирующих в нём мощностей, при худшем, чем у ТЯРД с магнитным удержанием, удельном импульсе и тяге, что вызвано импульсно-периодическим типом его действия. Идеологически к ТЯРД на инерциально-импульсном принципе примыкают взрыволеты на термоядерных зарядах типа проекта «Орион» .

Типы реакций и термоядерное топливо

ТЯРД может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива. В частности, на настоящее время принципиально осуществимы следующие типы реакций:

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты относительно дёшевы. Недостаток её - весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для прямого создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть мощности реакции и резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада - около 12 лет, то есть его долговременное хранение невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащий литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T- реактора фактически служат дейтерий и литий.

Реакция дейтерий + гелий-3

2 H + 3 He = 4 He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Хотя энергетический выход реакции D-T выше, реакция D- 3 He имеет следующие преимущества:

Сниженный нейтронный поток, реакцию можно отнести к «безнейтронным»,

Меньшая масса радиационной защиты,

Меньшая масса магнитных катушек реактора.

При реакции D- 3 He в форме нейтронов выделяется всего около 5 % мощности (против 80 % для реакции D-T).Около 20 % выделяется в форме рентгеновского излучения. Вся остальная энергия может быть непосредственно использована для создания реактивной тяги. Таким образом, реакция D-3He намного более перспективна для применения в реакторе ТЯРД.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D -> 3 He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D -> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

P + 6 Li → 4 He (1.7 MeV) + 3 He (2.3 MeV) 3 He + 6 Li → 2 4 He + p + 16.9 MeV p + 11 B → 3 4 He + 8.7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч. Наиболее перспективны для осуществления ТЯРД т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая опасность для экипажа. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. В настоящее время предложена ещё одна концепция ТЯРД - с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД

Идея создания ТЯРД появилась практически сразу после осуществления первых термоядерных реакций (испытаний термоядерных зарядов). Одной из первых публикаций по теме разработки ТЯРД явилась изданная в 1958 году статья Дж. Росса. В настоящее время ведутся теоретические разработки таких видов двигателей (в частности, на основе лазерного термоядерного синтеза) и в целом - широкие практические исследования в области управляемого термоядерного синтеза. Существуют твёрдые теоретические и инженерные предпосылки для осуществления такого типа двигателя в обозримом будущем. Исходя из расчетных характеристик ТЯРД, такие двигатели смогут обеспечить создание скоростного и эффективного межпланетного транспорта для освоения Солнечной системы. Однако реальные образцы ТЯРД на настоящий момент (2012) ещё не созданы.

См. также

Ссылки

• Космонавтика XXI века: термоядерные двигатели // газета «За науку», 2003
• New Scientist Space (23.01.2003): Nuclear fusion could power NASA spacecraft (англ.)
• Физическая энциклопедия, т.4, статья «термоядерные реакции», на стр. 102, Москва, «Большая Российская энциклопедия», 1994 г, 704 c.