Страница 4 из 5
В атомной энергетике добыча природного урана и производство уранового концентрата (U3O8) является первым этапом современного ядерного топливного цикла (см. рис. 1).
Топливный цикл атомной энергетики условно можно разделить на три стадии.
Начальная стадия ЯТЦ (Front-End) охватывает операции от добычи урановой руды до поставки изготовленных тепловыделяющих сборок на площадку АЭС.
Добыча урановой руды осуществляется преимущественно открытым, подземным способами или методом подземного выщелачивания (более подробно см. разделы 1.3 и 1.4). Добытое минеральное сырье подвергают обогащению на гидрометаллургических заводах (ГМЗ). После переработки урановой руды на ГМЗ получается урановый концентрат в форме закиси-окиси природного урана (U3O8), который в дальнейшем поступает на конверсию и изотопное обогащение.
Концентрат природного урана переводится на конверсионном заводе в гексафторид урана (UF6), который является наиболее подходящей формой для дальнейшего изотопного обогащения. UF6 сублимируется (переходит из твердого состояния в газообразное, минуя жидкую фазу) при температуре 53 °C.
Обогащение урана – производственный процесс, в ходе которого в уране повышается концентрация делящегося изотопа 235U. Природный уран содержит два вида изотопов – 238U, концентрация которого в природном уране составляет свыше 99 %, и 235U с концентрацией около 0,711 %. Большинство современных энергетических реакторов работает на урановом топливе, в котором концентрация изотопа 235U составляет от 3 до 5 %.
В процессе обогащения концентрация 235U доводится до уровня, требующегося для определенного типа реакторов. Обогащение урана осуществляется путем разделения изотопов 235U и 238U.
Единицей измерения работы по обогащению урана является ЕРР – единица работы разделения. Она имеет физическую размерность массы, поэтому иногда употребляют обозначения кгЕРР или тЕРР.
В настоящее время в мире эксплуатируются в промышленном масштабе две технологии разделения изотопов урана: газодиффузионная и газоцентрифужная. Центрифужный метод – разделение изотопов урана с помощью газовых центрифуг – является наиболее распространенной технологией, обеспечивающей значительные технические и экономические преимущества по сравнению с энергозатратной газовой диффузией. Согласно прогнозам Всемирной ядерной ассоциации (ВЯА), центрифужная технология в будущем займет доминирующее положение (см. табл. 1). В дальнейшем возможно опережающее развитие перспективной лазерной технологии изотопного обогащения урана, реализуемой в США консорциумом General Electric – Hitachi Global Laser Enrichment LLC.
25 сентября 2012 г. Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) выдала компании General Electric – Hitachi Global Laser Enrichment LLC (GLE) лицензию на строительство и эксплуатацию завода по изотопному обогащению урана в Уилмингтоне, штат Северная Каролина, на основе лазерной технологии. Лицензия дает разрешение на обогащение урана до 8 % по изотопу 235U. Полученный низкообогащенный уран будет использоваться при изготовлении ядерного топлива для АЭС. GLE планирует создание нового промышленного производства на площадке действующего завода по фабрикации топлива компании Global Nuclear Fuel – America.
На заводе будет применена технология, разработанная австралийской Silex Systems Ltd., исключительные права на которую принадлежат GLE. Начало производства планируется на 2014 г. с выходом на проектную мощность к 2020 г. Отработка технико-экономических параметров промышленного производства на базе лазерной технологии обогащения началась на площадке в Уилмингтоне в июле 2009 г.
23 ноября 2012 г. Silex Systems Ltd. сообщила о том, что GLE обсуждает с Министерством энергетики США возможность строительства второго завода по обогащению урана на основе лазерной технологии. Предприятие предполагается разместить на площадке газодиффузионного завода в Падуке, штат Кентукки.
Обогащенный по изотопу 235U гексафторид урана (UF6) поступает на завод по производству ядерного топлива для изготовления порошка диоксида урана (UO2), из которого, в свою очередь, изготавливаются топливные таблетки для начинки тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющие элементы (твэлы) формируют тепловыделяющую сборку (ТВС), или кассету.
Тепловыделяющие сборки являются составной частью активной зоны ядерного реактора и предназначены для генерирования тепловой энергии. Конструкция ТВС отличается для различных типов реакторов, но в общем виде ТВС состоит из несущей структуры (каркаса), с одной стороны которой расположена головка, с другой – хвостовик, и включает в себя тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в пучки. Твэлы располагаются в пучках с равномерным шагом, который обеспечивают дистанционирующие решетки. Твэл представляет собой герметичную тонкостенную трубу из циркониевого сплава с приваренными на концах заглушками, снаряженную цилиндрическими спеченными топливными таблетками из обогащенного диоксида урана.
Вторая стадия ЯТЦ – использование ядерного топлива в реакторе для выработки электроэнергии, включая временное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС.
ТВС доставляются на электростанции в специальных контейнерах, предотвращающих возникновение цепной реакции. Далее они размещаются в активной зоне ядерного реактора. С помощью источника нейтронов реактор запускается. Твэлы вырабатывают энергию, избыточные нейтроны поглощаются специальными графитовыми стержнями.
Одна треть или четверть твэлов ежегодно выгружается из реактора, на их место ставятся новые твэлы. ОЯТ перегружается в приреакторное хранилище – наполненный водой бассейн, где оно хранится в течение нескольких лет до снижения радиоактивности до определенного уровня. Вода охлаждает отработавшее топливо и служит надежной защитой от радиации. После нескольких лет охлаждения в приреакторном бассейне сборки транспортируются либо в специальное хранилище для длительного хранения, либо на перерабатывающий завод для переработки и регенерации.
Заключительная стадия ЯТЦ (Back-End) предполагает несколько операций: от отправки отработавшего топлива на захоронение (открытый ЯТЦ) или на завод по переработке ОЯТ (замкнутый ЯТЦ) до захоронения высокоактивных остеклованных отходов переработки.
Переработка ОЯТ и регенерация урана осуществляются на радиохимических заводах, где облученные и охлажденные твэлы освобождаются от оболочки и израсходованные топливные таблетки помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте, после чего получившийся раствор вводится в противоточную экстрактивную систему.
Обычно в первом цикле выделения около 99 % продуктов распада деления удаляются. В дальнейшем идет обработка оставшегося вещества – очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами второй стадии обычно являются UO2 и РuО2, которые могут быть повторно использованы.
Оставшиеся после регенерации урана и плутония небольшие по объему высокоактивные отходы (менее 3 % от массы урана в свежем ядерном топливе) подлежат кондиционированию – специальной обработке (цементирование, остекловывание, трансмутация) и захоронению в специализированных могильниках.
Кондиционированные высокоактивные отходы и отработавшее топливо, не подлежащее дальнейшей переработке, перевозятся в централизованное хранилище и захораниваются. Такие хранилища (могильники) являются специализированными высокотехнологичными предприятиями, на них принимаются все необходимые меры для максимально безопасного хранения в течение длительного времени (сотни и тысячи лет).