Атомная электростанция - комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений, предназначенный для производства электрической энергии. В качестве топлива станция использует уран-235. Наличие ядерного реактора отличает АЭС от других электростанций.

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор - конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем - жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Из чего состоит АЭС?

Атомная станция представляет собой комплекс зданий, в которых размещено технологическое оборудование. Основным является главный корпус, где находится реакторный зал. В нём размещается сам реактор, бассейн выдержки ядерного топлива, перегрузочная машина (для осуществления перегрузок топлива), за всем этим наблюдают операторы с блочного щита управления (БЩУ).

Основным элементом реактора является активная зона(1) . Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2) : парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

Какие бывают АЭС?

В зависимости от типа реактора на АЭС могут быть 1, 2 или 3 контура работы теплоносителя. В России наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор).

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 5 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.

Как устроена АЭС?

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.

Полная высота гермозоны – 50-60 метров.

Из чего состоит атомный реактор?

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.

• Активная зона. Это зона, куда помещается ядерное топливо (тепловыделитель) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом выступает уран) совершают цепную реакцию деления. Замедлитель призван контролировать процесс деления, и позволяет провести нужную по скорости и силе реакцию.
• Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Состоит он из того же материала, что и замедлитель. По сути это короб, главное назначение которого – не дать нейтронам выйти из активной зоны и попасть в окружающую среду.
• Теплоноситель. Теплоноситель должен вобрать в себя тепло, которое выделилось при делении атомов топлива, и передать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет то, как устроена АЭС. Самый популярный теплоноситель на сегодня – вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, которые приводят реактор АЭС в действие.

Топливо для АЭС

На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.

Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).

Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.

Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.

Урановый порошок

Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.

Урановые таблетки

Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.

Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.

Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?

• ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.

Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.

Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.

В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.

По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС.
В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.

Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.

Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.

Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.

Атомная электростанция: принцип работы

Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.

Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.

Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.

Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.

Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.

Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.

Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.

Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?

Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:
Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство.
Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет!
Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор.
Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.

В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).

• Первый барьер – прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления. Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
• Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
• Третий барьер – прочный стальной корпус реактор а, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
• Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».

Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.

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.

Выборка из книги: "Атомная энергетика. Спрашивали? Отвечаем!"

Акатов А. А., Коряковский Ю. С. 2012 г.

"Зачем России нужна ядерная отрасль?

Исторически основной причиной зарождения ядерной отрасли в нашей стране было создание ядерного оружия. Была ли в этом существенная необходимость? В 1945 году, сбросив ядерные боезаряды на Хиросиму и Нагасаки, Соединенные Штаты ясно дали понять, кто «главный» на мировой арене. Города СССР вполне могли разделить участь японских, хотя сейчас это может и показаться преувеличением. В кратчайшие сроки наши ученые смог-ли создать собственное ядерное оружие и восстановить равновесие сил, но практически параллельно с ядерной оборонной сферой начала развиваться ядерная энергетика, стали строиться АЭС, предназначенные для выработки электричества за счет цепной реакции деления. Постепенно «мирный» атом вытеснил «военный», и в настоящий момент у нашей страны нет необходимости нарабатывать ядерные заряды для оружия. Поэтому сейчас важнейшей задачей отрасли является обеспечение российских потребителей электроэнергией в условиях растущего энергетического дефицита.

Когда дала промышленный ток первая в истории человечества АЭС?

В области мирного использования атомной энергии мы опередили американцев: первая атомная электростанция дала промышленный ток 27 июня 1954 года. Это событие про-изошло недалеко от Москвы - в городе Обнинск, на территории Физико-энергетического института им. А.И. Лейпунского. Первая АЭС, «старушка», как ее стали называть в последние годы эксплуатации, благополучно проработала 48 лет, и была остановлена относительно не-давно, в 2002 году. Физико-энергетический институт существует по сей день, являясь одним из крупнейших научных центров нашей страны.

Ядерное топливо - это просто уран?

Конечно, нет. Практически во всем мире используется ядерное топливо на основе урана, обогащенного по так называемому делящемуся изотопу - урану-235. Содержание урана-235 в уране, из которого изготавливают топливо, составляет 3-5 %, а остальные 95-97 % приходятся на неделящийся уран-238. Но в реакторы не загружают металлический уран, его переводят в форму диоксида (UO2), из которого штампуют таблетки. Таблетки помещают в металлические трубки, которые называют тепловыделяющими элементами, или твэлами. Твэлы соединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС). Тепловыделяющие сборки и являются теми модулями, которые загружают в реактор или выгружают из него при замене топлива.

Что такое «ядерный топливный цикл»?

В данном случае речь идет не о математическом или физическом понятии цикла. В промышленности циклом принято называть группу предприятий, тесно связанных друг с другом. Например, так: продукт, выпускаемый одним из предприятий, является сырьем для другого. В ядерной отрасли сформировалась группа производств, которая решает за-дачи, связанные с изготовлением и применением ядерного топлива. Работа предприятий ядерного топливного цикла организована следующим образом. Сначала урановую руду извлекают из недр, очищают уран от ненужных примесей, обогащают его по нужному изотопу (урану-235) и переводят в форму, подходящую для «сжигания» в ядерном реакторе - в форму ядерного топлива. Несколько лет топливо «работает» в реакторе, благодаря чему на атомной электростанции вырабатывается электроэнергия, атомные ледоколы и подводные лодки ходят по морям и океанам, а ученые делают новые открытия. После пребывания в ре-акторе топливо (теперь его называют отработавшим ядерным топливом) обладает высокой радиоактивностью и содержит ценные компоненты, которые образовались в ходе ядерной реакции. Его необходимо безопасно переработать, выделить ценные материалы, а образовавшиеся радиоактивные отходы перевести в без-опасную форму и захоронить. Эти задачи также решают предприятия, входящие в ядерный топливный цикл.В Российской Федерации соответствующие производства объединены в составе холдинга "Атомэнерго".

Зачем обогащаются люди, мы знаем. А зачем обогащается уран?

В ядерном реакторе протекает самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция деления. Происходит это так: в ядро урана-235 попадает нейтрон, оно делится на две части и испускает 2-3 нейтрона, которые попадают в соседние ядра урана-235, они тоже делятся - и реакция поддерживает себя сама. Но если поблизости мало таких ядер, то нейтроны могут в них и не попасть - и реакция не пойдет. Таким образом, работоспособность ядерного реактора определяется концентрацией ядер урана-235 в активной зоне. В природном уране 99,3 % неделящегося урана-238 и всего лишь 0,7 % делящегося урана-235. И если загрузить в реактор топливо из природного урана, то ядерная реакция протекать не будет. Поэтому природный уран обогащают, доводят содержание урана-235 до 3–5 %. (Сам уран, конечно, обогащаться не может, нужна помощь специалистов).Ради справедливости нужно сказать, что существуют реакторы, работающие на топливе с природным содержанием урана-235. Но в них используется тяжелая вода, получение которой также требует определенных затрат.

Сколько ядерных энергоблоков в России и в мире?

В нашей стране 10 атомных станций, на которых работает 33 ядерных энергоблока. Доля электроэнергии, вырабатываемой на российских АЭС, составляет около 17 % от обще-го количества, и почти совпадает со среднемировым показателем - 15 %. Все наши АЭС, за исключением Билибинской, расположены в европейской части страны. Реакторы самых ранних АЭС периодически модернизируют, чтобы привести их в соответствие с непрерывно ужесточающимися требованиями безопасности.В июле 2012 года в мире эксплуатировалось 433 ядерных энергоблока.

На российских АЭС установлены одинаковые реакторы, или нет?

Ядерная энергетика нашей страны, в основном, представлена тремя типами реакторов:

РБМК (реактор большой мощности канальный)

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор)

БН (реактор на быстрых нейтронах)Реакторы типа РБМК установлены на одноконтурных АЭС с водным теплоносителем. В качестве замедлителя нейтронов в них используется графит, поэтому данные реакторы еще называют уран-графитовыми. На Билибинской АЭС работают младшие братья РБМК - реакторы ЭГП с аналогичным принципом действия.Реакторы типа ВВЭР работают на двухконтурных АЭС; и в первом, и во втором контуре циркулирует вода. Эти реакторы называют водо-водяными, поскольку вода является одно-временно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. На вновь строящихся блоках будут устанавливать реакторы ВВЭР следующего поколения, более мощные и безопасные.А реактор БН у нас пока только один, хотя в ближайшие годы будет запущен второй крупный реактор на быстрых нейтронах. Но за этим типом реакторов будущее, поскольку они позволяют более полно использовать запасы урана.

Как долго ядерное топливо «работает» в реакторе?

Загружаемое в реактор урановое горючее работает 3-4 года. Для годовой ра-боты крупного ядерного энергоблока требуется всего лишь несколько десятков тонн низкообогащенного урана. Для сравнения, станция на угле, вырабатывающая эквивалентное количество электроэнергии, потребляет пять железнодорожных составов угля, но не в год, а… в сутки.

Почему бы не заменить АЭС «ветряками»?

Энергия ветра слишком рассеяна, и собрать ее сложно. Имеет смысл устанавливать «ветряки» в тех регионах, где дуют устойчивые сильные ветры. Это пустыни, морские побережья, а у нас они занимают всего лишь 10 % от площади страны. И речь идет, как правило, об удаленных территориях, откуда до ближайшего потребителя электроэнергии очень далеко. Конечно, этот вид энергетики не является «запрещенным». На карте России есть местности, где действительно целесообразно устанавливать ветряные электростанции. Но решить проблему энергоснабжения в масштабах всей страны, а особенно в масштабах крупных мегаполисов, они пока не в состоянии.

Давайте остановим все АЭС!

После Чернобыльской аварии и не-давней аварии на АЭС «Фукусима-I» в Японии в обществе циркулировало мне-ние, что если заглушить реакторы на всех АЭС, это существенно снизит риски. Одна-ко люди, считающие так, забывают о важной роли АЭС в энергоснабжении крупных регионов. Например, Ленинградская АЭС производит треть электроэнергии, потребляемой в Северо-Западном федеральном округе. Чем ее заменить? Еще увеличить сжигание газа, мазута, угля? Это повлечет дополнительные экологические, экономические и транспортные риски. И еще: остановив все атомные станции, мы не снизим, а, наоборот, увеличим радиационные риски. Проблема отработавшего ядерного топлива и накопленных радиоактивных отходов никуда не исчезнет, а только разрастется, поскольку заглушенный ядерный энергоблок нельзя предоставить судьбе. Потребуется одновременно запустить не-сколько сложных и затратных программ по выводу из эксплуатации ядерных энергоблоков, включающих очистку объектов от радиоактивного загрязнения и демонтаж оборудования, являющегося мощным источником радиации. И образующиеся при этом радиоактивные от-ходы на свалку не выбросишь - вопрос, где их разместить, также потребует решения.

Сколько специалистов управляют работой энергоблока?

Если сравнивать ядерный энергоблок и человека, то сердцем можно назвать реактор, а мозгом - блочный щит управления (БЩУ). Отсюда операторы - профессионалы высокого класса - контролируют процессы, протекающие в реакторе, работу паровой турбины и энергоблока в целом. Их трое, и каждый сидит за своим пультом. Кроме того, в БЩУ находится начальник смены блока или его заместитель, но они не принимают непосредственного участия в управлении, выполняя, скорее, функцию наблюдателей с правом вмешательства, например, при обнаружении ошибки в действиях оператора. Всего 4-5 человек. Кажется, что этого недостаточно для такой ответственной задачи? Но на западных АЭС аналогичные функции выполняют всего двое сотрудников, при этом ряд задач перекладывается на автоматику.

Как быстро можно остановить ядерный реактор?

Буквально за две секунды. В конструкции любого реактора присутствуют так называемые аварийные стержни. При нормальной работе они выведены из активной зоны реактора и подвешены над ней. Когда приходит аварийный сигнал, стержни буквально падают вниз под действием собственного веса, моментально останавливая цепную реакцию в ядерном топливе. К слову сказать, на момент Чернобыльской аварии система срабатывала на порядок медленнее. Для останова реактора в 1986 году требовалось 14 секунд, что стало одной из причин, из-за которых не удалось предотвратить аварию. Из полученного урока были сделаны выводы, и проведена внушительная работа по совершенствованию аварийной защиты, чтобы избежать повторения подобной ситуации в будущем.

Правда ли, что после эксплуатации в реакторе ядерное топливо светится?

Да, это завораживающее зрелище можно наблюдать, если отработавшее топливо находится в воде. Внешне это выглядит как голубой ореол, окружающий топливные сборки, вертикально установленные под слоем темной воды на глубине нескольких метров. Кажет-ся, что топливо освещено прожекторами, но на самом деле это не так. Испускаемые ядерным топливом быстрые электроны движутся со скоростью, превышающей скорость света в воде, и излучают в синей области спектра. Подобное явление называют излучением Черенкова-Вавилова, и оно возникает даже в твердых прозрачных средах. В воздухе ядерное топливо не светится.

Много ли отходов образуется на АЭС?

Не очень: за год работы крупного энергоблока мы получаем 100-200 кубометров твердых радиоактивных отходов (ТРО) и примерно столько же жидких (ЖРО). Источники твердых отходов - загрязненные детали и материалы, отработавшее оборудование реакторного контура, загрязненная одежда, инструменты, ветошь, используемая для протирания и прочее.Источник жидких отходов - небольшие протечки радиоактивной воды, используемой в качестве теплоносителя, а также водные растворы, применяемые для отмывки радиоактивно загрязненного оборудования, сточные воды спецпрачечных и так далее. Причем первичный объем жидких отходов довольно высок - порядка 10000 кубометров в год. По-этому их упаривают, в результате чего исходное количество сокращается в десятки и даже в сотни раз.

А как обстоит дело с отходами на других предприятиях ядерного топливного цикла?

Наибольшее количество радиоактивных отходов образуется в процессе добычи урана. Они представляют собой отвалы пустой породы и отходы радиометрической сортиров-ки. Урана в них почти нет. И хотя количество таких отходов велико - более пятидесяти тысяч кубометров при обеспечении годовой работы одного реактора мощностью тысяча мегаватт - не следует забывать, что эти отходы относятся к низкоактивным, то есть они практически безопасны. Если их хранение организовать правильно, то угрозы для населения и окружающей среды такие хвостохранилища не представляют. Кроме того, в нашей стране они есть только в Краснокаменске (Забайкальский край).

На какой стадии ядерного топливного цикла образуются самые опасные отходы?

На стадии переработки отработавшего ядерного топлива. Надо отметить, что свежее топливо не представляет радиационной угрозы: таблетки уранового горючего можно держать в руках. Но когда уран делится в реакторе, происходит образование продуктов деления, и многие из них представляют серьезную радиационную угрозу. Однако исходящая от них опасность значительно снижает-ся с течением времени. Так, через 40 лет после из-влечения из реактора количество радиоактивных продуктов уменьшается в тысячу раз по сравнению с исходным. К тому же, объем высокоактивных от-ходов, образующихся при переработке отработавшего топлива, составляет очень незначительную долю (менее 1 %) от суммарного количества радиоактивных отходов, образующихся на всех стадиях ядерного топливного цикла. Если же учесть и хвостохранилища, то доля высокоактивных отходов не превысит 0,01 %. Высокоактивные отходы остекловывают, причем их объем за всю историю переработки отработавшего ядерного топлива в России в расчете на одного жителя нашей страны сравним с объемом мячика для гольфа.

Как обращаются с отходами атомных электростанций?

Первая стадия - их строгий учет и сбор. Учет необходим для обеспечения безопасности, учитывая недопустимость попадания радиоактивных веществ в окружающую среду, да и в руки террористов. Поэтому система учета и контроля радиоактивных веществ и радиоактивных отходов в России выведена на национальный уровень.Вторая стадия - компактификация, максимальное снижение объема отходов. Жидкие отходы выпаривают, твердые - прессуют и сжигают. Это позволяет снизить расходы на их хранение и окончательную изоляцию.Третья стадия - кондиционирование, на ней отходы переводят в химически стойкое, экологически безопасное состояние. Отходы с небольшой радиоактивностью допускается хранить в бочках и контейнерах, для более опасных материалов предусмотрены более надежные матрицы: блоки из цемента, битума или стекла. Финальная стадия - отправка радиоактивных отходов в специализированные храни-лища, а затем - на объект окончательной изоляции.

Стоит ли опасаться ввоза радиоактивных отходов в нашу страну из других государств?

В соответствии с существующими законами ввоз радиоактивных отходов на территорию нашей страны запрещен. В Россию допускается ввозить только отработавшие источники ионизирующего излучения и отработавшее ядерное топливо, произведенные в нашей стране и возвращаемые по межправительственному соглашению. Но отработавшее топливо неправильно называть отходами по одной простой причине: отходы - это те материалы, которые полностью исчерпали свой полезный ресурс, в которых нет ничего ценного. К от-работавшему топливу, в котором содержится несгоревший уран, плутоний, набор прочих изотопов, которые можно использовать в геологии, медицине, сельском хозяйстве, космосе и т.д., это не относится. Оно является источником ценных продуктов и может быть использовано повторно.

Чем опасны радиоактивные вещества?

Радионуклиды (радиоактивные ядра), как природные, так и техногенные, отличаются от стабильных ядер тем, что они могут самопроизвольно превращаться в ядра других эле-ментов. При этом ядро испускает радиацию, или, как ее называют специалисты, ионизирующее излучение. Радиация наносит определенный вред клеткам, вызывая отклонения в их работе. Правда, клетки успешно борются с этим воздействием, если дозы радиации невелики. Более того, в отсутствие обычного радиационного фона организм угнетается, снижается иммунитет. А вот в случае, если поток радиации мощный, клетки гибнут, что приводит к нарушению функций органов и тканей. Следует отметить, что в нашей обычной жизни вероятность попасть под такое сильное радиационное воздействие, чтобы это отразилось на здоровье, крайне мала. В обычной жизни средний россиянин получает от всех источников дозу радиации в 25-50 раз ниже, чем минимальная доза, для которой отмечаются хотя бы не-значительные вредные последствия.

Расскажите об условиях работы на урановых шахтах. Это опасно?

Сначала приведем исторический пример, относящийся к эпохе до открытия явления радиоактивности. Средневековые шахтеры из южной Саксонии часто болели и рано умирали от патологии легких, однако реже страдали болезнями суставов, потому что пили воду шахтного происхождения, содержащую уран. Конечно, об этом никто не знал. Поэтому неудивительно, что раньше работа на урановых шахтах была опасным делом, и уровень заболеваемости на урановых шахтах был довольно высок. Начали разбираться, в чем дело, и пришли к выводу: причина в высокой концентрации природного радиоактивного газа - радона, который является непременным спутником урановых месторождений. Поняв проблему, выписали «рецепт» - обеспечить хорошую вентиляцию шахт. Это возымело положительное действие, и сейчас по статистическим данным смертность рабочих при добыче урана не выше, чем на горнодобывающих предприятиях в других отраслях.

Облучаются только работники ядерной отрасли? Или нет?

И в других отраслях работники могут получить повышенную дозу радиации. В наибольшей степени здесь «отличился» нефтегазовый комплекс. Суть проблемы в том, что вместе с нефтью и газом из-под земли извлекаются природные радиоактивные вещества, на-пример, радий. Эти изотопы оседают на внутренних поверхностях трубопроводов, насосов, емкостей и приводят к существенному повышению радиационного фона. Когда этой проблемой занялись вплотную, выяснили, что дозы, получаемые сотрудниками нефтедобывающих предприятий, местами превышают предельные дозы для персонала АЭС, а миллионы тонн нефтешламов в соответствии с отечественными нормами должны рассматриваться как радиоактивные отходы.

Какой вклад вносит АЭС в мою годовую дозу?

Специалисты внимательно изучили этот вопрос и были удивлены. Вклад всех предприятий ядерной отрасли, последствий радиационных аварий и испытаний ядерного оружия в дозу среднего россиянина составляет около 0,3 %. Причем эта цифра остается справедливой для регионов, где расположены АЭС. Остальное - это природные источники и медицинские исследования. Исключение составляют области, загрязненные в результате радиационных аварий, но и там «атомный» вклад оказывается ниже медицинской составляющей.

Вероятность аварии на АЭС маленькая, но, все же, не нулевая. Как ее «обнулить»?

Вероятность аварии на любом крупном промышленном объекте никогда не будет равна нулю - это знают все, кто знаком с предметом математической статистики. В соответствии с канонами этой дисциплины, любое событие может произойти с той или иной вероятностью: существует даже вероятность (правда, очень малая) гибели от метеорита. Иными словами, «обнулить» возможность аварии не в нашей власти, зато в мы можем сделать ее пренебрежимо малой. На строящихся АЭС вероятность крупной радиационной аварии составляет 10–7 на реактор в год. Это сопоставимо с вероятностью падения на наш дом пусть не метеорита, но самолета. Вы же не боитесь жить в собственном доме?АЭС современных проектов безопасны еще и потому, что на них внедряются инновационные технические решения, позволяющие не допустить выброса радиоактивных веществ за пределы станции даже в случае тяжелой аварии.

Как вести себя в случае радиационной аварии?

Во-первых, неплохо бы удостовериться, что авария с выбросом радиации действительно произошла, а информация о ней не является «уткой», поскольку подобные провокации имели место неоднократно. Их число резко снизилось после открытия Интернет-сайта russianatom.ru, на котором в режиме он-лайн выводится информация с датчиков системы контроля радиационной обстановки предприятий Росатома. Если авария все же произошла, полагается тщательно закрыть окна и двери, сделать запас воды, надеть респираторы или марлевые повязки для защиты от радиоактивных аэрозолей, слушать радио, в соответствии с указаниями принимать йодсодержащие препараты и дожидаться отбоя тревоги или, при неблагоприятном развитии ситуации, эвакуации.

Зачем нужна «йодная профилактика»?

Одним из опасных радиоактивных изотопов, образующихся при работе ядерного реактора, является йод-131. Он способен избирательно накапливаться в щитовидной железе - органе, отвечающем за выработку двух важных гормонов, а нарушение работы щитовидной железы сказывается на работе организма в целом.Йодная профилактика заключается в следующем: люди, попавшие в зону радиоактивного загрязнения, принимают обычный йод: стабильный изотоп, содержащийся в препарате, вытесняет радиоактивный йод из щитовидной железы, и ее облучение значительно снижается. Можно принимать аптечный спиртовой раствор йода, разводя несколько капель в воде или молоке, но лучше пользоваться йодсодержащими препаратами. Например, табле-тированным йодидом калия.К счастью, угроза от йода-131 не является долгосрочной. Период полураспада этого изотопа составляет около 8 суток, значит, через несколько десятков дней после выброса его концентрация снижается до безопасных значений.Напоследок, совет. В случае провокации не пейте йод! Зафиксированы случаи, когда люди в результате беспочвенных слухов об аварии на АЭС выпивали столько спиртового раствора йода, что возникала необходимость в медицинской помощи.

Слышал, что спирт выводит радиоактивные вещества из организма. Так ли это?

Это популярное мнение давно можно было бы искоренить, но, к сожалению, оно активно поддерживается самими атомщиками. Однако за этим скрывается не более чем удобный повод для того, чтобы «сообразить на троих». Точно так же некоторые люди с надеждой заглядывают в календарь, чтобы посмотреть, нет ли сегодня какого-нибудь праздника? История о пользе спирта основана на реальных фактах: спирт реально взаимодействует со свободными радикалами - опасными соединениями, которые образуются в клетках при воздействии радиации и попадании в организм радиоактивных веществ. Проблема в том, что для достижения более-менее значимого эффекта по их нейтрализации необходимо вы-пить столько спирта, что это приведет к тяжелейшему отравлению организма. Нельзя за-бывать, что спирт - это яд. Для снижения последствий облучения и выведения радиоактивных веществ из организма разработаны специальные препараты - радиопротекторы. Не доставляя такого удовольствия, как распитие спиртных напитков, они, тем не менее, обладают куда более сильным эффектом.

Расскажите про «рыжий лес». Он до сих пор рыжий?

При аварии на Чернобыльской АЭС облако радиоактивных веществ накрыло близлежащий лесной массив. Особенно по-страдали хвойные деревья. Лиственные по-роды ежегодно сбрасывают листву и таким образом очищаются от радионуклидов, а для елей и сосен эта «опция» недоступна. В результате деревья погибли, а хвоя окрасилась в рыжий цвет. Фотографии «рыжего леса» активно используются в качестве аргумента, свидетельствующего об опасности ядерной энергетики. Но сопоставим факты: из-за наиболее серьезной радиационной аварии в истории человечества погибло 560 гектаров леса, в то время как «нормальная» работа Норильского комбината при-вела к уничтожению деревьев на тысяче-кратно большей площади - 600000 гектар! К слову, сейчас на месте «рыжего леса» зеленеет рощица, и поют птицы, хотя радиационный фон там значительно повышен."

Использование ядерного топлива в реакторах для производства тепловой энергии имеет ряд важнейших особенностей, обусловленных физическими свойствами и ядерным характером протекающих процессов. Эти особенности определяют специфику атомной энергетики, характер ее техники, особые условия эксплуатации, экономические показатели и влияние на окружающую среду. Они обуславливают также главные научно-технические и инженерные проблемы, которые должны быть решены при широком развитии надежной, экономичной и безопасной атомной технологии.

Важнейшие особенности ядерного топлива, проявляющиеся при его энергетическом использовании:

1. высокая теплотворная способность, т.е. тепловыделение, отнесенное к единице массы разделившихся нуклидов;

2. невозможность полного «сжигания» (деления) всех делящихся нуклидов за одноразовое пребывание топлива в реакторе, т.к. в активной зоне реактора необходимо всегда иметь критическую массу топлива и можно «сжечь» только ту ее часть, которая превышает критическую массу;

3. возможность иметь частичное, при определенных условиях полное и даже расширенное воспроизводство (конверсию) делящихся нуклидов, т.е. получение вторичного ядерного топлива из воспроизводящихся ядерных материалов (238 U и 232 Th);

4. «сжигание» ядерного топлива в реакторе не требует окислителя и не сопровождается непрерывным сбросом в окружающую среду продуктов «сгорания»;

5. процесс деления одновременно сопровождается накоплением радиоактивных короткоживущих и долгоживущих продуктов деления, а также продуктов распада, длительное время сохраняющих высокий уровень радиоактивности. Таким образом, облученное в реакторе и отработавшее в нем топливо обладает чрезвычайно высокой радиоактивностью и вследствие этого остаточным тепловыделением, создающим особые трудности в обращении с облученным ядерным топливом;

6. цепная реакция деления ядерного топлива сопровождается выходом огромных потоков нейтронов. Под воздействием нейтронов высоких энергий (Е>0,1 МэВ) в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная активность.

Высокая тепловыделяющая способность ядерного топлива обусловлена значительной внутриядерной энергией, высвобождаемой при каждом акте деления тяжелого атома урана или плутония. При сгорании же органического топлива имеют место химические окислительные процессы, сопровождающиеся относительно малым энерговыделением.

При сгорании (окислении) атома углерода в соответствии с реакцией С+О 2 →СО 2 выделяется около 4 эВ энергии на каждый акт взаимодействия, в то время как при делении ядра атома урана 235 U+n→X 1 +X 2 выделяется около 200 МэВ энергии на каждый акт деления. Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, приводит к огромным термическим напряжениям. Перепад температуры по радиусу твэла достигает нескольких сот градусов.

Кроме того, материалы активной зоны испытывают громадные динамические и радиационные нагрузки, обусловленные потоком теплоносителя и мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы потоков ионизирующих излучений высокой плотности. В частности, радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора существенные радиационные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). Поэтому к применяемым в реакторах материалам предъявляются особые требования. Одно из них – высочайшая степень чистоты от примесей (так называемые материалы ядерной чистоты). Благодаря этому сечения взаимодействия и поглощения (что важно для поддержания цепной реакции деления) нейтронов материалами является минимальным.

Уровень требований к составу и свойствам используемых в реакторостроении материалов оказался настолько высоким, что инициировал разработку ряда новых и совершенных технологий производства специальных материалов и полуфабрикатов, а также специальных методов и средств контроля их качества. В настоящее время разработана и освоена технология промышленного получения таких материалов, как бериллий, графит ядерной чистоты, тяжелая вода, циркониевые и ниобиевые сплавы, металлический кальций, бористые и теплостойкие нержавеющие стали, бор, обогащенный изотопом 10 В, редкоземельные элементы.

Высокая калорийность обуславливает резкое сокращение, как массы, так и физических объемов ядерного топлива, необходимого для производства заданного количества энергии. Тем самым хранение и транспортирование исходного сырья (химического концентрата природного урана) и готового топлива требуют относительно малых затрат. Следствием этого является независимость размещения АЭС от района добычи и изготовления ядерного горючего, что существенно влияет на выбор экономически выгодного географического размещения производительных сил. В этом смысле можно говорить об универсальном характере ядерного топлива. Его ядерно-физические свойства всюду одинаковы, а экономика использования практически не зависит от расстояния до потребителя. Возможность не связывать местоположение атомных станций с местом добычи и изготовления ядерного топлива позволяет экономически оптимально размещать их по стране, максимально приближая к потребителям электрической и тепловой энергии. По сравнению с электростанциями на органическом горючем АЭС не испытывают трудностей, связанных с сезонными климатическими условиями доставки и снабжения топливом. Извлеченные из недр и прошедшее передел ядерные материалы могут храниться любое количество лет при очень малых затратах, не требуя больших и дорогостоящих складских помещений.

Необходимость многократной циркуляции ядерного топлива в топливном цикле и невозможность полного его сжигания, в ходе одноразового пребывания в реакторе обусловлена необходимостью поддержания цепной реакции деления. Цепная самоподдерживающаяся реакция в активной зоне возможна только при условии нахождения в ней критической массы делящегося материала в заданной конфигурации и при определенных условиях замедления и поглощения нейтронов. Поэтому для получения в реакторе тепловой энергии, при работе на расчетной мощности в течение заданного времени, необходимо иметь в активной зоне сверх критической массы некоторый избыток делящихся нуклидов. Этот избыток создает запас реактивности активной зоны реактора, который необходим для достижения заданной или расчетной глубины выгорания топлива. Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходования делящихся нуклидов, первичных и вторичных, в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется величиной выделенной тепловой энергии или количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор. Следовательно, чтобы сжечь какое-то количество урана в реакторе, необходимо загрузить его топливом, имеющим существенно большую массу, чем критическая. При этом, после достижения заданной глубины выгорания, когда запас реактивности будет исчерпан, необходимо заменить отработавшее топливо свежим, чтобы поддержать цепную реакцию деления. Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанную на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит одно из существенных и принципиальных отличий условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом.

Однако в выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет оставаться значительное количество делящихся материалов и воспроизводящихся нуклидов, представляющих значительную ценность. Это топливо, после химической очистки от продуктов деления, может быть снова возвращено в топливный цикл для повторного использования. Количество делящихся нуклидов в отработанном топливе, которое остается неиспользованным при одноразовом его пребывании в реакторе, зависит от типа реактора и от вида топлива и может составлять до 50% первоначально загруженных. Естественно, что такие ценные «отходы» необходимо использовать. С этой целью создаются специальные технические средства и сооружения для хранения, транспортирования и химической регенерации отработанного топлива (ОТВС). Извлеченные из ОТВС делящиеся материалы могут возвращаться и многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности: радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами; металлургические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерированное топливо добавляется к свежему, не подвергшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерной особенностью топливоснабжения в атомной энергетике является техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие «собственным нуждам» атомной энергетики, как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития атомной энергетики на реакторах – размножителях ядерного топлива. Кроме того, при рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся атомной энергетике. Пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это означает, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого и переработанного урана, а отработанное топливо будет находиться на хранении.

Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые воспроизводящие материалы (238 U и 232 Th). Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного (~ 90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов, то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного горючего - изотопов плутония, обладающих столь же высокой калорийностью, как и 235 U. Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использоваться для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива. Возможность наработки плутония в любом реакторе на тепловых нейтронах позволяет квалифицировать любую АЭС как предприятие двухцелевого назначения: вырабатывающее не только тепловую и электрическую энергию, но и производящее также новое ядерное топливо – плутоний. Однако роль плутония проявляется не только в накоплении его в отработавшем топливе. Значительная часть образовавшихся делящихся изотопов плутония подвергается делению в реакторе, улучшая топливный баланс и способствуя увеличению выгорания топлива, загруженного в активную зону. Наиболее целесообразным, согласно сегодняшним представлениям, является использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах, где он позволяет обеспечивать выигрыш в критической массе, а, следовательно, в загрузке по сравнению с 235 U на 20-30% и получить весьма высокие, превышающие единицу, коэффициенты воспроизводства. Использование плутония в топливной загрузке реакторов на тепловых нейтронах хотя и не позволяет получить существенного выигрыша в критической массе и таких высоких показателей по воспроизводству, как в реакторах на быстрых нейтронах, однако создает большой эффект, увеличивая ядерные топливные ресурсы.

В ядерной энергетике, помимо урана, имеются возможности по развитию ториевых топливных циклов. При этом природный изотоп 232 Th используется для получения 233 U, аналогичного по своим ядерным свойствам 235 U. Однако в настоящее время трудно ожидать сколько-нибудь значительного использования в атомной энергетике уран-ториевого цикла. Это объясняется тем, что 232 Th, как и 238 U, является лишь воспроизводящим, но не делящимся материалом, а технология переработки тория имеет ряд специфических особенностей и в промышленных масштабах еще не освоена. В то же время дефицита в природном уране пока нет. Более того, происходит непрерывное накопление на складах готового к применению в качестве воспроизводящего материала в реакторах-размножителях отвального урана.

Отсутствие необходимости в окислителе для получения энергии является одним из ключевых экологических преимуществ использования атомной энергетики по сравнению с углеводородной. Газовые выбросы АЭС обусловлены в основном потребностями вентиляционных систем станции. В отличие от атомных тепловые станции ежегодно выбрасывают в воздух миллионы кубометров газов – продуктов горения. К ним относятся, прежде всего, оксиды углерода, азота и серы, которые разрушают озоновый слой планеты и создают большую нагрузку на биосферу прилегающих территорий.

К сожалению, у атомной энергетики помимо преимуществ есть свои недостатки. К ним, в частности, относится образование в процессе работы ядерного реактора продуктов деления и активации. Такие вещества препятствуют работе самого реактора и являются радиоактивными. Тем не менее, объем образующихся радиоактивных отходов является ограниченным (намного порядков меньше отходов тепловых станций). Кроме того, существуют отработанные технологии по их очистке, извлечению, кондиционированию, безопасному хранению и захоронению. Ряд извлекаемых из отработанного топлива радиоактивных изотопов активно используется в промышленных и других технологиях. При дальнейшем развитии технологий переработки ОТВС имеются также перспективы по извлечению из него продуктов деления - редкоземельных элементов, имеющих большую ценность.