Використання ядерного палива в реакторах для виробництва теплової енергії має низку найважливіших особливостей, зумовлених фізичними властивостямиі ядерним характером процесів, що протікають. Ці особливості визначають специфіку атомної енергетики, характер її техніки, особливі умови експлуатації, економічні показники та вплив на довкілля. Вони зумовлюють також головні науково-технічні та інженерні проблеми, які мають бути вирішені за широкого розвитку надійної, економічної та безпечної атомної технології.
Найважливіші особливостіядерного палива, що виявляються при його енергетичному використанні:
1. висока теплотворна здатність, тобто. тепловиділення, віднесене до одиниці маси нуклідів, що розділилися;
2. неможливість повного «спалювання» (розподілу) всіх нуклідів, що діляться, за одноразове перебування палива в реакторі, т.к. в активній зоні реактора необхідно завжди мати критичну масу палива і можна спалити тільки ту її частину, яка перевищує критичну масу;
3. можливість мати часткове, за певних умов повне і навіть розширене відтворення (конверсію) нуклідів, що діляться, тобто. отримання вторинного ядерного палива з ядерних матеріалів, що відтворюються (238 U і 232 Th);
4. "спалювання" ядерного палива в реакторі не вимагає окислювача і не супроводжується безперервним скиданням в довкілля продуктів "згоряння";
5. процес поділу одночасно супроводжується накопиченням радіоактивних короткоживучих і довгоживучих продуктів поділу, а також продуктів розпаду, які тривалий час зберігають високий рівень радіоактивності. Таким чином, опромінене в реакторі і відпрацьоване в ньому паливо має надзвичайно високу радіоактивність і внаслідок цього залишковим тепловиділенням, що створює особливі труднощі у поводженні з опроміненим ядерним паливом;
6. ланцюгова реакція поділу ядерного палива супроводжується виходом великих потоків нейтронів. Під впливом нейтронів високих енергій (Е>0,1 МеВ) в опромінених конструкційних матеріалах реактора (оболонки твелів, деталі ТВС, внутрішньореакторні пристрої, корпус), а також у теплоносії та матеріалах біологічного захисту, в газовій атмосфері, що заповнює простір між реактором та його біологічним захистом, багато хімічно стабільних (нерадіоактивних) елементів перетворюються на радіоактивні. Виникає так звана наведена активність.
Висока тепловиділяюча здатність ядерного палива обумовлена значною внутрішньоядерною енергією, що вивільняється при кожному акті поділу важкого атома урану або плутонію. При згорянні органічного палива мають місце хімічні окислювальні процеси, що супроводжуються відносно малим енерговиділенням.
При згорянні (окисленні) атома вуглецю відповідно до реакції С+О 2 →СО 2 виділяється близько 4 еВ енергії на кожен акт взаємодії, у той час як при розподілі ядра атома урану 235 U+n→X 1 +X 2 виділяється близько 200 МеВ енергії за кожен акт поділу. Таке висококонцентроване виділення енергії в одиниці маси призводить до величезних термічних напруг. Перепад температури по радіусу твела досягає кількох сотень градусів.
Крім того, матеріали активної зони зазнають величезних динамічних і радіаційних навантажень, обумовлених потоком теплоносія і потужним радіаційним впливом на паливо і конструкційні матеріали потоків іонізуючих випромінювань високої щільності. Зокрема, радіаційний вплив швидких нейтронів викликає у конструкційних матеріалах реактора суттєві радіаційні ушкодження (крихкання, розпухання, підвищену повзучість). Тому до матеріалів, що застосовуються в реакторах, пред'являються особливі вимоги. Одне з них – найвищий ступінь чистоти від домішок (так звані матеріали ядерної чистоти). Завдяки цьому перерізу взаємодії та поглинання (що важливо для підтримки ланцюгової реакції поділу) нейтронів матеріалами є мінімальним.
Рівень вимог до складу та властивостей матеріалів, що використовуються в реакторобудуванні, виявився настільки високим, що ініціював розробку низки нових та досконалих технологій виробництва спеціальних матеріалів та напівфабрикатів, а також спеціальних методів та засобів контролю їх якості. В даний час розроблено та освоєно технологію промислового отримання таких матеріалів, як берилій, графіт ядерної чистоти, важка вода, цирконієві та ніобієві сплави, металевий кальцій, бористі та теплостійкі нержавіючі сталі, бір, збагачений ізотопом 10 В, рідкісноземельні елементи.
Висока калорійність обумовлює різке скорочення як маси, так і фізичних обсягів ядерного палива, необхідного для виробництва. заданої кількостіенергії. Тим самим зберігання та транспортування вихідної сировини (хімічного концентрату природного урану) та готового палива вимагають щодо малих витрат. Наслідком цього є незалежність розміщення АЕС від району видобутку та виготовлення ядерного пального, що суттєво впливає на вибір економічно вигідного географічного розміщення продуктивних сил. У цьому сенсі можна говорити про універсальний характер ядерного палива. Його ядерно-фізичні характеристики всюди однакові, а економіка використання мало залежить від відстані до споживача. Можливість не пов'язувати розташування атомних станцій з місцем видобутку та виготовлення ядерного палива дозволяє економічно оптимально розміщувати їх по країні, максимально наближаючи до споживачів електричної та теплової енергії. Порівняно з електростанціями на органічному пальному АЕС не мають труднощів, пов'язаних із сезонними кліматичними умовами доставки та постачання паливом. Вилучені з надр і минуле переділ ядерні матеріали можуть зберігатися будь-яку кількість років за дуже малих витрат, не вимагаючи великих і дорогих складських приміщень.
Необхідність багаторазової циркуляції ядерного палива в паливному циклі та неможливість повного його спалювання, в ході одноразового перебування в реакторі обумовлена необхідністю підтримки ланцюгової реакції поділу. Ланцюгова самопідтримується реакція в активній зоні можлива тільки за умови знаходження в ній критичної маси матеріалу, що ділиться в заданій конфігурації і за певних умов уповільнення і поглинання нейтронів. Тому для отримання в реакторі теплової енергії, при роботі на розрахунковій потужності протягом заданого часу, необхідно мати в активній зоні понад критичної маси деякий надлишок нуклідів, що діляться. Цей надлишок створює запас реактивності активної зони реактора, необхідний досягнення заданої чи розрахункової глибини вигоряння палива. Вигорання ядерного паливав активній зоні реактора називається процес витрачання нуклідів, що діляться, первинних і вторинних, в результаті поділу при взаємодії їх з нейтронами. Вигоряння зазвичай визначається величиною виділеної теплової енергії або кількістю (масою) нуклідів, що розділилися, віднесених до одиниці маси палива, завантаженого в реактор. Отже, щоб спалити якусь кількість урану в реакторі, необхідно завантажити його паливом, що має значно більшу масу, ніж критична. При цьому після досягнення заданої глибини вигоряння, коли запас реактивності буде вичерпаний, необхідно замінити відпрацьоване паливо свіжим, щоб підтримати ланцюгову реакцію поділу. Вимога постійно містити в активній зоні реактора велику масу ядерного палива, розраховану на тривалий термін роботи для забезпечення заданого енерговироблення, спричиняє значні одноразові витрати на оплату першого паливного завантаження та наступних партій, підготовлених до перевантаження. У цьому полягає одна із суттєвих та принципових відмінностей умов використання ядерного палива в енергетичних установках порівняно з органічним паливом.
Однак у вивантаженому з активної зони відпрацьованому паливі залишатиметься значна кількість матеріалів, що діляться, і нуклідів, що відтворюються, що представляють значну цінність. Це паливо, після хімічної очисткивід продуктів поділу, може бути знову повернуто до паливного циклу для повторного використання. Кількість нуклідів, що діляться, у відпрацьованому паливі, яке залишається невикористаним при одноразовому його перебування в реакторі, залежить від типу реактора і від виду палива і може становити до 50% спочатку завантажених. Природно, такі цінні «відходи» необхідно використовувати. З цією метою створюються спеціальні технічні засоби та споруди для зберігання, транспортування та хімічної регенерації відпрацьованого палива (ОТВС). Вилучені з ВТВЗ матеріали, що діляться, можуть повертатися і багаторазово циркулювати через реактори і паливні підприємства атомної промисловості: радіохімічні заводи, що забезпечують регенерацію (очищення від продуктів поділу і домішок) вивантаженого з реактора палива і повернення його в паливний цикл після необхідного дозбагачення нуклідами, що діляться; металургійні заводи з виробництва нових твелів, в яких регенероване паливо додається до свіжого, що не зазнало опромінення в реакторах. Таким чином, характерною особливістю паливопостачання в атомній енергетиці є технічна можливість і необхідність повернення в цикл (рецикл) не використаних в умовах одноразового перебування в реакторі ізотопів урану і плутонію, що діляться і відтворюють. Задля більшої безперебійного паливопостачання створюються необхідні потужності підприємств паливного циклу. Їх можна як підприємства, задовольняють «власним потребам» атомної енергетики, як галузі. На можливості рециклу урану та плутонію засновано концепцію розвитку атомної енергетики на реакторах – розмножувачах ядерного палива. Крім того, при рециклі урану і плутонію істотно знижуються потреби в природному урані і в потужностях зі збагачення урану для реакторів на теплових нейтронах, що домінують в даний час в атомній енергетиці, що розвивається. Поки немає переробки палива, що відпрацювало, немає і рециклу урану і плутонію. Це означає, що реактори на теплових нейтронах можуть харчуватися тільки свіжим паливом, отриманим із видобутого та переробленого урану, а відпрацьоване паливо перебуватиме на зберіганні.
Відтворення ядерного палива має місце практично в будь-якому реакторі, спроектованому для виробництва енергії, в якому поряд з тими, хто ділиться, містяться сировинні відтворювальні матеріали (238 U і 232 Th). Якщо не розглядати гіпотетичний випадок використання надзбагаченого (~ 90%) уранового палива для деяких спеціальних реакторів, то у всіх ядерних реакторах, що застосовуються в енергетиці, буде часткове, а при створенні певних умов повне і навіть розширене відтворення ядерного пального - ізотопів плутонію, які мають таку ж високу калорійність, як і 235 U. Плутоній може бути виділений з відпрацьованого палива на заводах хімічної переробки в чистому вигляді і використовуватися для виготовлення змішаного уран-плутонієвого палива. Можливість напрацювання плутонію в будь-якому реакторі на теплових нейтронах дозволяє кваліфікувати будь-яку АЕС як підприємство двоцільового призначення: що виробляє не тільки теплову та електричну енергію, а й виробляє також нове ядерне паливо – плутоній. Однак роль плутонію проявляється не тільки в накопиченні його у відпрацьованому паливі. Значна частина ізотопів, що утворилися, плутонію піддається поділу в реакторі, покращуючи паливний баланс і сприяючи збільшенню вигоряння палива, завантаженого в активну зону. Найбільш доцільним, згідно з сьогоднішніми уявленнями, є використання плутонію в реакторах на швидких нейтронах, де він дозволяє забезпечувати виграш у критичній масі, а, отже, у завантаженні порівняно з 235 U на 20-30% і отримати дуже високі коефіцієнти, що перевищують одиницю. відтворення. Використання плутонію в паливному завантаженні реакторів на теплових нейтронах хоч і не дозволяє отримати суттєвого виграшу в критичній масі і таких високих показників відтворення, як у реакторах на швидких нейтронах, проте створює великий ефект, збільшуючи ядерні паливні ресурси.
У ядерної енергетики, крім урану, є можливості розвитку торієвих паливних циклів. При цьому природний ізотоп 232 Th використовується для отримання 233 U, аналогічного за своїми ядерними властивостями 235 U. Однак в даний час важко очікувати скільки-небудь значного використання в атомній енергетиці уранторієвого циклу. Це пояснюється тим, що 232 Th, як і 238 U, є лише відтворюючим, але не матеріалом, що ділиться, а технологія переробки торію має ряд специфічних особливостей і в промислових масштабах ще не освоєна. У той же час дефіциту в природному урані наразі немає. Більш того, відбувається безперервне накопичення на складах готового до застосування як відтворюючий матеріал у реакторах-розмножувачах відвального урану.
Відсутність необхідності в окислювачі для одержання енергії є однією з ключових екологічних переваг використання атомної енергетики порівняно з вуглеводневою. Газові викиди АЕС зумовлені переважно потребами вентиляційних систем станції. На відміну від атомних теплових станцій щорічно викидають у повітря мільйони кубометрів газів – продуктів горіння. До них відносяться, перш за все, оксиди вуглецю, азоту та сірки, які руйнують озоновий шар планети та створюють велике навантаження на біосферу прилеглих територій.
На жаль, атомна енергетика, крім переваг, має свої недоліки. До них, зокрема, належить освіта у процесі роботи ядерного реакторапродуктів поділу та активації. Такі речовини перешкоджають роботі реактора і є радіоактивними. Тим не менш, обсяг утворюються радіоактивних відходів є обмеженим (набагато порядків менше відходів теплових станцій). Крім того, існують відпрацьовані технології з їхнього очищення, вилучення, кондиціювання, безпечного зберігання та поховання. Ряд радіоактивних ізотопів, що витягуються з відпрацьованого палива, активно використовується в промислових та інших технологіях. При подальший розвитоктехнологій переробки ВТВЗ є також перспективи вилучення з нього продуктів поділу - рідкісноземельних елементів, мають велику цінність.
Чому уран?
Людство зв'язало себе по руках та ногах електричними проводами. Побутова техніка, промислове обладнання, вуличне освітлення, тролейбуси, метро, електрички – всі ці блага цивілізації працюють від електричної мережі; вони стають безглуздими «шматками заліза», якщо струм із якоїсь причини пропадає. Втім, люди вже настільки звикли до сталості електроживлення, що будь-яке відключення викликає невдоволення та навіть дискомфорт. І справді, чим зайнятися людині, у якої разом вирубалися всі прилади, включаючи найулюбленіші – телевізор, комп'ютер та холодильник? Особливо важко переносити «розлуку» увечері, коли так хочеться після роботи чи навчання, як то кажуть, продовжити світловий день. Хіба планшет врятує або телефон, але й у них заряд не вічний. Ще гірше опинитися у «тюремній камері», на яку з волі блекауту може перетворитися кабіна ліфта чи вагон метро.
До чого вся ця розмова? А до того, що «електрифіковане» людство потребує стабільних та потужних джерел енергії, – в першу чергу, електроенергії. При її нестачі дратівливо частішими стануть відключення від мережі, та й рівень життя знизиться. Щоб неприємний сценарій не став реальністю, необхідно будувати нові і нові електростанції: глобальне споживання енергії зростає, а енергоблоки, що діють, поступово старіють.
Але що може запропонувати для вирішення проблеми сучасна енергетика, яка переважно спалює вугілля та газ? Звичайно ж, нові газові установки, що знищують цінну хімічну сировину, або вугільні блоки, що коптять небо. До слова, викиди теплових електростанцій – відома екологічна проблема, Але шкоду навколишньому середовищу завдають ще й підприємства з видобутку викопного палива. Адже його споживання величезне. Наприклад, для забезпечення роботи звичайного холодильника протягом року доведеться спалити близько сотні кілограмів вугілля чи сотні кубометрів газу. І це тільки один побутовий прилад, яких багато.
До речі, скільки ядерного палива знадобиться, щоб згаданий холодильник відпрацював цілий рік? Важко повірити, але… лише один грам!
Колосальна енергоємність ядерного палива, що виготовляється із збагаченого урану, робить його гідним конкурентом вугілля та газу. Насправді атомна станція споживає в сто тисяч разів менше палива, ніж теплова. Отже, і гірничі розробки для видобутку урану мають значно менший масштаб, що важливо для довкілля. Плюс – відсутні викиди парникових та токсичних газів.
Енергоблок атомної станціїпотужністю тисяча мегават за рік витратить лише три десятки тонн ядерного палива, а тепловій станції такої ж потужності потрібно близько трьох мільйонів тонн вугілля або трьох мільярдів кубометрів газу. Іншими словами, для отримання однієї й тієї ж кількості електроенергії потрібно або кілька вагонів з ядерним паливом на рік, або кілька потягів з вугіллям... на день.
А відновлювані джерела енергії? Вони, звичайно, хороші, але все-таки поки що потребують удосконалення. Взяти хоча б площу, яку займає станція. У разі вітрогенераторів та сонячних панелейвона на два порядки вища, ніж у звичайних електростанцій. Наприклад, якщо атомна електростанція (АЕС) вміститься на території в кілька квадратних кілометрів, то вітропарк або сонячне поле такої ж потужності займуть уже кілька сотень квадратних кілометрів. Простіше кажучи, співвідношення площ як у невеликого села і дуже великого міста. У пустелі цей показник може бути й не важливим, а в зоні ведення сільського чи лісового господарства – ще як.
Слід згадати, що ядерне паливо готове працювати завжди, незважаючи на пору року, доби чи погодні примхи, тоді як сонце принципово не світить уночі, а вітер дме, коли йому заманеться. Більше того, у деяких місцевостях відновлювана енергетика взагалі не буде рентабельною через низький потік сонячної енергії або малу середню швидкість вітру. Для АЕС таких проблем просто не існує.
Ці переваги атомної енергетики визначили видатну роль урану – як ядерного палива – для сучасної цивілізації.
Кому скільки дісталося?
В одному старому радянському мультику звірята вирішували важливе завдання – ділили апельсин. У результаті кожному, крім вовка, видали за смачною соковитою часточкою; сірому ж довелося задовольнятися шкіркою. Іншими словами, цінний ресурс йому не дістався. З цієї точки зору цікаво дізнатися, як справи з ураном: чи всі країни світу мають його запаси, чи є обділені?
Насправді урану на Землі багато, і цей метал можна виявити практично скрізь: у корі нашої планети, у Світовому океані, навіть в організмі людини. Проблема полягає в його «розпорошення», «розмазаності» по земних породах, наслідком якої є низька концентрація урану, найчастіше недостатня для організації економічно вигідного промислового видобутку. Втім, де-не-де зустрічаються скупчення з високим вмістом урану – родовища. Вони розподілені нерівномірно, відповідно, і запаси урану країнами різняться. Більшість покладів цього елемента «плинула» разом із Австралією; крім того, пощастило Казахстану, Росії, Канаді та країн Південної Африки. Однак ця картина не є застиглою, стан справ постійно змінюється завдяки розвідці нових родовищ та вичерпанню старих.
Розподіл розвіданих запасів урану країнами (для запасів із вартістю видобутку< $130/кг)
У водах Світового океану розчинено величезну кількість урану: понад чотири мільярди тонн. Здавалося б, ідеальне «родовище» – добовуй не хочу. Вчені розробили спеціальні сорбенти для вилучення урану з морської води ще у вісімдесятих роках минулого століття. Чому цей відмінний метод не застосовується повсюдно? Проблема в надто низькій концентрації металу: із тонни води вдасться витягти лише близько трьох міліграмів! Зрозуміло, що такий уран виявиться надто дорогим. За оцінками, кілограм коштуватиме кілька тисяч доларів, що значно дорожче за «сухопутний» аналог. Але вчені не засмучуються і винаходять дедалі ефективніші сорбенти. Тож можливо, незабаром цей спосіб видобутку стане конкурентоспроможним.
На сьогоднішній день загальна кількість розвіданих запасів урану з вартістю видобутку менше ніж $130 за кілограм перевищує 5,9 мільйонів тонн. Чи це багато? Цілком достатньо: якщо сумарна потужність атомних станцій залишиться на нинішньому рівні, то урану вистачить років на сто. Для порівняння, розвідані запаси нафти та газу можуть бути вичерпані лише через тридцять-шістдесят років.
Перша десятка країн із запасів урану на своїй території (для запасів із вартістю видобутку< $130/кг)
Однак не слід забувати, що згідно з прогнозами атомна енергетика розвиватиметься, тому вже зараз варто замислитись над тим, як би розширити її ресурсну базу.
Один із способів вирішення поставленого завдання полягає у пошуку та своєчасній розробці нових родовищ. Судячи з наявної інформації, проблем із цим не повинно бути: тільки за останні кілька років було знайдено нові поклади в деяких країнах Африки, Південної Америки, а також у Швеції. Щоправда, не можна з упевненістю сказати, наскільки рентабельним виявиться видобуток виявлених запасів. Може статися так, що через невеликий вміст урану в руді і труднощі розробки родовищ деякі з них доведеться залишити «на потім». Справа в тому, що ціни на цей метал зараз досить низькі. З економічного погляду тут немає нічого дивного. По-перше, у світі все ще зустрічаються поклади порівняно легко видобутого, і, отже, дешевого урану - він надходить на ринок і збиває ціну. По-друге, після фукусімської аварії деякі країни скоригували плани щодо спорудження нових ядерних енергоблоків, а Японія взагалі зупинила всі свої атомні станції – сталося падіння попиту, що додатково здешевило уран. Але це не на довго. У гру вже вступили Китай та Індія, які запланували масштабну споруду АЕС на своїй території. Менш амбітні проекти мають і інші країни Азії, а також держави Африки та Південної Америки. Навіть Японія, мабуть, не зможе розлучитися зі своєю атомною енергетикою. Тому попит поступово відновлюватиметься, а разом з вичерпанням недорогих покладів це призведе до зростання цін на уран. Аналітики вважають, що чекати залишилося недовго – лише кілька років. Ось тоді можна буде подумати і про розробку залишених на потім родовищ.
Цікаво, що списки країн-власників найбільших запасів урану та держав із найбільш розвиненою атомною енергетикою практично не збігаються. У надрах Австралії знаходиться третина світового уранового «багатства», але на зеленому континенті немає жодної атомної станції. Казахстан – світовий лідер із виробництва цього металу – тільки ще готується до будівництва кількох ядерних енергоблоків. Країни Африки з економічних та інших причин далекі від приєднання до світової «атомної» сім'ї. Єдина АЕС на цьому континенті знаходиться в Південно-Африканській Республіці, яка нещодавно заявила про бажання розвивати далі атомну енергетику. Втім, поки що навіть ПАР взяла тайм-аут.
Що ж залишається робити «атомним» гігантам – США, Франції, Японії – і наступаючим їм на п'яти Китаю та Індії, якщо їхні потреби великі, а власних запасів – кіт наплакав? Звичайно, спробувати отримати контроль над родовищами та підприємствами з видобутку урану в інших країнах. Це завдання має стратегічний характер, і, вирішуючи його, держави вступають у жорсткі сутички. Перекуповуються великі компанії, робляться політичні маневри, реалізуються підпільні схеми з підкупом потрібних людейчи судовими війнами. В Африці ця боротьба взагалі може вилитися – і вже виливається – у громадянські війни та революції, приховано підтримувані провідними державами, які прагнуть переділу зон впливу.
У цьому плані Росії пощастило: до послуг наших атомних станцій – пристойні власні запаси урану, видобуток якого ведеться в Забайкальському краї, Курганській області та Республіці Бурятія. Також організується активна геологорозвідувальна робота. Передбачається, що великий потенціал мають родовища в Трансбайкальському регіоні, Західного Сибіру, Республіці Карелія, Республіці Калмикія та Ростовської області.
Крім того, Росатом володіє ще й зарубіжними активами – великими пакетами акцій підприємств, що уранодобувають, в Казахстані, США, Австралії, а також працює над перспективними проектами на півдні Африки. В результаті серед провідних компаній світу, які займаються виробництвом урану, Росатом впевнено тримається на третьому місці після Казатомпрому (Казахстан) та Cameco (Канада).
Вивчаючи хімічний склад метеоритів, деякі з яких мають марсіанське походження, вчені виявили уран. Щоправда, його зміст виявився значно нижчим, ніж у земних породах. Ага, тепер зрозуміло, чому марсіани зачастили до нас на своїх літаючих тарілках.
А якщо серйозно, то вважається, що уран є присутнім у всіх об'єктах Сонячної системи. Наприклад, у 2009 році його виявили у місячному ґрунті. Тут же виникли фантастичні ідеї на зразок видобутку урану на супутнику з подальшою відправкою на Землю. Інший варіант - "живлення" реакторів місячних колоній, що тулиться поблизу родовищ. Поклади, щоправда, ще шукали; та й з економічної точки зору такий видобуток поки що здається нереалізованим. Але в майбутньому – хто його знає…
Якщо довго страждати, паливо вийде
Наявність запасів уранової руди – лише одна складова успіху. На відміну від дров або вугілля, що не потребують особливо складної підготовки перед тим, як потрапити в топку, руду не можна просто нарізати на шматки і закинути в реактор. Щоб пояснити чому, слід згадати про низку особливостей, властивих урану.
З хімічної точки зору цей елемент відрізняється високою активністю, інакше кажучи, він прагне освіти різних з'єднань; тому шукати в природі його самородки, на зразок золотих, - справа безнадійна. Що ж тоді називають урановою рудою? Гірську породу, що містить дуже невелику кількість мінералів урану. Часто додають: невелике, але достатнє для того, щоб промисловий видобуток схвалили економісти. Наприклад, сьогодні доцільною вважається розробка руди, в тонні якої міститься лише кілька кілограмів або навіть сотень грамів урану. Решта – порожня, непотрібна порода, з якої належить виділити мінерали урану. Але навіть їх ще не можна завантажувати у ядерний реактор. Справа в тому, що дані мінерали найчастіше являють собою оксиди або нерозчинні солі урану в компанії інших елементів. Деякі з них можуть представляти цінність для промисловості, і організація їхнього попутного видобутку здатна покращити економічні показники. Але навіть якщо такої потреби немає, уран все одно має бути очищений від домішок. А якщо ні, то ядерне паливо, виготовлене з «брудного» урану, може стати причиною неполадок у роботі реактора або навіть аварії.
Втім, очищений уран також не можна з упевненістю назвати ядерним паливом. Загвоздка полягає в його ізотопному складі: на тисячу атомів урану в природі припадає лише сім атомів урану-235, необхідного для протікання ланцюгової реакції поділу. Інші – уран-238, який практично не ділиться, та ще й поглинає нейтрони. Втім, реактор на природному урані цілком можна запустити – за умови використання дуже ефективного сповільнювача типу дорогої важкої води чи чистого графіту. Тільки вони дозволяють нейтронам, що утворилися при розподілі ядра урану-235, настільки швидко скинути швидкість, щоб встигнути потрапити в інші ядра урану-235 і викликати їх поділ, а не бути безславно захопленими ураном-238. Але з цілої низки міркувань у переважній більшості реакторів світу використовується інший підхід: природний уран збагачують по ізотопу, що ділиться. Іншими словами, вміст атомів урану-235 штучно підвищують із семи до кількох десятків штук на тисячу. Завдяки цьому нейтрони частіше на них натикаються, і з'являється можливість використовувати більш дешеві, хоча менш ефективні сповільнювачі, наприклад, звичайну воду.
А збагачений уран це вже кінцевий продукт? Знову немає, оскільки в енергетичних реакторах передбачено передачу «ядерного» тепла теплоносію, що омиває паливо – найчастіше воді. Через накопичення продуктів поділу паливо – у міру знаходження у працюючому реакторі – стає високорадіоактивним. У жодному разі не можна допустити, щоб воно розчинялося у воді. Для цього уран переводять у хімічно стійкий стан, а також ізолюють від теплоносія, закриваючи металевою оболонкою. В результаті виходить складне технічне пристрій, що містить у собі сполуки збагаченого урану, які можна з повною впевненістю назвати ядерним паливом.
Згадані операції – видобуток урану, його очищення та збагачення, а також виготовлення ядерного палива – це початкові стадії так званого ядерного паливного циклу. З кожною з них потрібно познайомитися докладніше.
Період напіврозпаду урану-238 – 4,5 мільярда років, а урану-235 – лише 700 мільйонів років. Виходить, що ізотоп розпадається в кілька разів швидше основного. Якщо подумати, це означає, що в минулому вміст урану-235 у природній суміші ізотопів був більшим, ніж зараз. Наприклад, один мільярд років тому з тисячі атомів урану шістнадцять мали ядро з 235 нуклонами, два мільярди років тому їхня кількість становила тридцять сім, а за три мільярди років до сьогодні – цілих вісімдесят! По суті, руда в ті далекі часи містила уран, який ми сьогодні називаємо збагаченим. І цілком могло статися так, що в якомусь родовищі сам собою заробив би природний ядерний реактор!
Вчені впевнені, що саме це сталося з кількома надбагатими ураном покладами родовища Окло, розташованого на території сучасного Габону. 1,8 мільярда років тому в них мимоволі запустилася ланцюгова ядерна реакція. Її ініціювали нейтрони, що утворюються при спонтанному розподілі, а далі спрацювала висока концентрація урану-235 та наявність у руді води – сповільнювача нейтронів. Словом, реакція стала самопідтримуваною і протікала, то активізуючись, то затухаючи протягом кількох сотень тисяч років. Потім реактори «погасли», мабуть, через зміну водного режиму.
На сьогоднішній день це єдиний відомий природний ядерний реактор. Понад те, нині у жодному родовищі подібні процеси запуститися що неспроможні. Причина цілком зрозуміла - дуже мало залишилося урану-235.
Спробуй відкопай
Уранові руди дуже рідко виходять поверхню. Найчастіше вони залягають на глибині від п'ятдесяти метрів до двох кілометрів.
Неглибокі родовища розробляють відкритим чи, як його ще називають, кар'єрним способом. Тверді породи бурять і підривають, а потім за допомогою навантажувачів укладають у самоскиди та вивозять із кар'єру. Пухкі породи розробляють та завантажують у кар'єрні самоскиди за допомогою звичайних або роторних екскаваторів, широко використовують бульдозери. Потужність і розміри цієї техніки вражають уяву: наприклад, вже згадані самоскиди мають вантажопідйомність у сотню і більше тонн! На жаль, великий масштаб і самої кар'єри, глибина якого може досягати трьохсот метрів. Після завершення робіт він зяє величезною ямоюу земній поверхні, а поряд з ним височіють відвали породи, що покривала поклади урану. В принципі, кар'єр можна засипати цими відвалами, висадивши зверху траву та дерева; але це обійдеться непомірно дорого. Тому ями поступово заповнюються водою, утворюються озера, які не підлягають господарському використанню через підвищений вміст урану у воді. Можуть також виникнути проблеми, пов'язані із забрудненням ґрунтових вод, тому уранові кар'єри потребують особливої уваги.
Втім, відкрита розробка урану поступово відходить у минуле з цілком банальної причини – близькі до родовища практично закінчилися. Тепер доводиться мати справу із глибоко захованими рудами. Зазвичай їх розробляють підземним (шахтним) методом. Тільки не варто уявляти собі суворих бородатих чоловіків з кирками, що повзають по виробках і рубають руду. Тепер роботу гірників значною мірою механізовано. У гірській породі, що містить уран, свердлять шпури – спеціальні глибокі отвори, в які закладають вибухівку. Після вибуху подрібнену руду ковшем забирає вантажно-доставна машина і по звивистих вузьких галереях біжить до вагонеток. Заповнені вагонетки до вертикального стовбура шахти везе невеликий електровоз, а потім за допомогою кліті – своєрідного ліфта – піднімають руду на поверхню.
Підземний видобуток має низку особливостей. По-перше, вона може бути вигідною тільки у разі високоякісних руд з великим вмістом урану, що залягають не глибше двох кілометрів. Інакше витрати на гірничі роботи, видобуток та подальшу переробку руди зроблять уран практично «золотим». По-друге, підземне царство уранових копалень – це замкнутий простір, в якому витає радіоактивний пил і не менш радіоактивний газ радон. Тому без потужної вентиляції та спеціальних засобів захисту типу респіраторів гірникам не обійтися.
І при кар'єрному, і при шахтному видобутку руда витягується у вигляді досить великих шматків. Зачерпуючи їх ковшем екскаватора чи вантажно-доставочної машини, оператор не знає, чи відбирає він руду, багату на мінерали урану, чи порожню породу, чи щось середнє. Адже родовище не надто однорідне за своїм складом, а використання потужних машин не дозволяє працювати тонко та витончено. Але відправляти на подальшу переробку шматки, в яких майже немає урану щонайменше нерозумно! Тому руду сортують, користуючись головною властивістю урану, яким його неважко виявити, – радіоактивністю. Спеціальні датчики іонізуючого випромінювання дозволяють і при навантаженні, і вже в транспортній ємності розділити руду за інтенсивністю радіації, що випускається їй, на кілька сортів. Порожню породу направляють у відвали. Багату руду – на гідрометалургійний завод. А ось руду з невеликою, але помітною кількістю урану сортують повторно, ретельніше. Спочатку її подрібнюють, розділяють за розмірами, після чого шматочки вивалюють на стрічку транспортера, що рухається. Над нею встановлений датчик іонізуючого випромінювання, сигнал з якого надходить у автоматизовану системууправління заслінками, розташованими наприкінці стрічки. Датчик налаштований так, що реагує на радіоактивний шматочок руди, що проїжджає під ним, містить мінерали урану. Тоді заслінка повертається, і руда падає до спеціального рудного бункеру, звідки його транспортують на гідрометалургійний завод. Порожня порода аж ніяк не «турбує» датчик і заслінку, і падає в інший ящик – у відвал.
Спрощена схема радіометричного сортування руди ( сучасні комплексивлаштовані набагато складніше)
Описана схема є приблизною, принциповою: ніщо заважає сортувати руду на підприємствах іншими відомими способами. Проте практика показала, що вони погано підходять для уранових руд. Тому радіометричне сортування – з детекторами випромінювання – поступово стало базовою технологією.
Насправді при сортуванні руди виділяють і середню категорію, яку за змістом урану не можна віднести ні до багатої руди, ні до порожньої породи. Іншими словами, спрямовувати її на гідрометалургійний завод невигідно (порожня трата часу та реагентів), а у відвали – шкода. Таку бідну руду складають у великі купи та поливають сірчаною кислотою на відкритому повітрі, поступово розчиняючи уран. Отриманий розчин перекачують на подальшу переробку.
На гідрометалургійному заводі багата руда має ще більше подрібнення, майже до стану пилу, а потім - розчинення.
Дроблять руду на різних млинах - наприклад, барабанно-кульових: всередину порожнистого барабана, що обертається, засипають подрібнюваний матеріал і металеві кулі типу гарматних ядер. Під час обертання кулі б'ють по шматочках руди, розмелюючи їх та стираючи на порошок.
Подрібнену руду розкривають, тобто частково розчиняють, обробляючи сірчаною або азотною кислотою, або їх сумішшю. В результаті одержують розчин урану, що містить безліч домішок. Іноді якщо уранова руда містить багато природних карбонатів, кислотою не користуються. В іншому випадку відбудеться реакція, що нагадує гасіння соди оцтом - з інтенсивним виділенням вуглекислого газу, і реагент буде витрачено марно. Як же бути? Виявляється, подібні мінерали можна «розкрити» за допомогою розчину соди. У результаті також вийде розчин урану, який і піде на подальшу переробку.
А ось залишки руди, що не розчинилася, доводиться спрямовувати в спеціальні хвостосховища – не «найдружніші» по відношенню до навколишнього середовища об'єкти. Варто нагадати і про порожню породу, відокремлену у процесі сортування: її складають у відвали. І хвости, і відвали містять невелику кількість урану, що робить їх потенційно небезпечними. У зв'язку з цим постає питання: чи можна організувати видобуток так, щоб завдавати мінімальної шкоди природі та забезпечити безпеку працівників?
Можна і це давно практикують. Метод видобутку, про який йдеться, називають свердловинним підземним вилуговуванням. Суть його в тому, що родовище пронизують безліччю свердловин. У деякі з них, які називаються закачувальними, подають сірчану кислоту, яка спускається на глибину, проходить крізь руду і розчиняє уран. Потім розчин цінного металу забирають з надр вже через інші відкачувальні свердловини.
Що ж виходить: ні відвалів, ні хвостосховищ, ні пилу, ні ям чи несподіваних провалів у землі, а в результаті – той самий розчин урану? Так. Більш того, способом свердловинного підземного вилуговування розробляють дуже бідні руди, які економічно невигідно добувати відкритим чи шахтним способом. Але при такому наборі переваг обов'язково повинні бути недоліки! Що ж, по-перше, бурити свердловини глибше восьмисот метрів нераціонально з погляду витрат. По-друге, метод не працює у щільних, непористих рудах. По-третє, сірчана кислота все ж таки порушує склад і поведінку підземних вод у родовищі, хоча ці порушення згодом «розсмоктуються» самі собою. Набагато небезпечніше, якщо розчин розіллється по поверхні або проникне манівцями - по тріщинах і розломах - в ґрунтові води. Тому за процесом уважно стежать, пробурюючи контрольні свердловини.
Свердловинне підземне вилуговування
Щоб уникнути згаданих проблем, був придуманий «шахтний» варіант підземного вилуговування: блоки руди у виробках дроблять вибухами, а потім поливають зверху вилуговуючим розчином (сірчаною кислотою), забираючи розчин урану знизу – через дренажну систему.
У будь-якому випадку на сьогоднішній день підземне вилуговування є найбезпечнішим для навколишнього середовища способом видобутку урану. Це одна з причин вибухового зростання його популярності. Якщо 2000 року всього п'ятнадцять відсотків урану добували підземним вилуговуванням, то на сьогоднішній день ця цифра практично наблизилася до п'ятдесяти відсотків!
Поземне вилуговування стає провідною технологією видобутку урану
Зазвичай родовища урану шукають за допомогою датчиків іонізуючого випромінювання; якщо точніше, то гамма-випромінювання. Спершу над місцевістю пролітає літак, обладнаний такими датчиками. У його силах лише зафіксувати радіаційну аномалію – трохи підвищене тло над родовищем. Потім у справу запускають вертоліт, який повільніше і точніше описує межі перспективної ділянки. Зрештою, на цю територію приходять геологорозвідники з вимірювальними приладамита бурами. За результатами їх роботи буде побудовано карту залягання уранових руд та розраховано вартість видобутку.
Однак родовища уранових руд можуть сигналізувати про себе та іншими способами. Наприклад, змінюючи зовнішній виглядрослин, що виростають над ними: пелюстки іван-чаю, зазвичай рожеві, стають білими; зеленіють чи біліють сині плоди лохини. Глибоке коріння ялівцю, що росте над покладом, добре всмоктує уран, і він накопичується у гілках та голках. Перетворивши їх у золу і перевіривши вміст урану, можна зрозуміти, чи варто видобувати в цій місцевості головний метал атомної енергетики.
Чистота – запорука здоров'я (ядерного реактора)
Розчин урану, отриманий при "розтину" руди або в процесі підземного вилуговування, не відрізняється особливою чистотою. Іншими словами, крім урану, в ньому міститься купа хімічних елементів, що зустрічаються в земній корі: натрій та калій, кальцій та магній, залізо, нікель та мідь – та багато інших. Не варто дивуватися утворенню такого густого «компоту», адже сірчана кислота відрізняється високою хімічною активністю та розчиняє багато природних речовин; добре ще, що не всю руду цілком. Але для виготовлення ядерного палива потрібний максимально чистий уран. Якщо ж серед атомів урану то тут, то там зустрічатимуться атоми домішок, реактор може не запуститися або, що ще гірше, зламатися. Про причини подібних проблем буде сказано зовсім скоро, а поки що можна поставити завдання: очистити уран. І ще бажано отримати його у твердому вигляді, зручному для перевезення. Справді, розчини для транспортування не годяться: надто вже «люблять» розливатися чи просочуватися крізь нещільність.
У промисловості це завдання вирішують у кілька прийомів. Спочатку розчин концентрують, пропускаючи крізь спеціальні матеріали, що збирають уран, – сорбенти. З'являється перша можливість для очищення: сорбенти підбирають таким чином, щоб інші елементи на них майже не сідали, залишалися в розчині. Потім уран з сорбенту змивають, наприклад, тією ж сірчаною кислотою. Ця процедура може бути безглуздою, якщо не пояснити, що кислоти для «змиву» потрібно набагато менше в порівнянні з об'ємом вихідного розчину. Так вбивають двох зайців: збільшують концентрацію урану і частково видаляють непотрібні домішки.
Друга стадія очищення пов'язана з одержанням твердих сполук урану. Їх беруть в облогу з концентрованого розчину, додаючи відомі «медичні» реагенти: нашатирний спирт, перекис водню, а також луги або карбонати. Потрібно звернути увагу, що уран не випадає на осад у вигляді металу; його взагалі нелегко отримати у металевій формі через високу хімічну активність – про це вже згадувалося. Під дією згаданих регентів на дно апаратів опускаються різноманітні важкорозчинні сполуки урану. Підсушені і подрібнені, вони є жовтим порошком, який через видиму подібність з тістечком (англ. cake) часто називають «жовтий кек». Прожаривши його за високої температури, отримують менш красиву суміш оксидів урану – брудно-зеленого і навіть чорного кольору.
Жовтий кек можна направляти на підприємства зі збагачення урану
Жовтий кек або суміш оксидів урану практично безпечні з радіаційної точки зору. Тому для перевезення їх завантажують у двосотлітрові металеві бочки чи спеціальні контейнери. Перебувати на відстані одного метра від подібної ємності і наполовину не так «шкідливо», як летіти в літаку, піддаючись дії космічної радіації. Але ж літати більшість людей не боїться! Так що немає приводу побоюватися і бочок з жовтим кеком.
Облягаючи сполуки урану, процес намагаються вести те щоб більшість домішок залишилося у розчині. Але декому з них все ж таки вдається «прорватися». Особливо погано, якщо в продукцію потрапляють елементи, які сильно поглинають нейтрони – бір, кадмій, рідкісноземельні метали. Навіть у мікроконцентраціях вони здатні перешкодити протіканню ланцюгової реакції поділу. Виготовивши паливо із забрудненого урану, можна буде довго гадати, чому реактор не бажає нормально працювати.
Крім того, до небажаних домішок відносять елементи, що знижують пластичність ядерного палива та змушують його розпухати, розширюватись із зростанням температури. До них входять кремній і фосфор, що часто зустрічаються в природі, а також вольфрам і молібден. До речі, пластичністю прийнято називати здатність матеріалу змінювати свою форму та розмір, не руйнуючись. Це дуже важливо для палива, яке підігріває себе зсередини за рахунок ланцюгової ядерної реакції, що протікає в ньому, і, отже, відчуває температурні деформації. Висока температура не повинна призводити до надмірного розширення уранового палива, інакше воно розірве захисну оболонку і вступить в контакт з теплоносієм. Наслідком такого «спілкування» може стати розчинення радіоактивних продуктів поділу урану в гарячому теплоносії (найчастіше – воді) з подальшим рознесенням по всіх трубопроводах і апаратах. Напевно, не треба пояснювати, що це загрожує погіршенням радіаційного стану на енергоблоці: дози, які отримують обслуговуючий персонал, значно зростуть.
Як кажуть, краще перебдіти, ніж недомогти. Тому потрібна ще й третя – завершальна – стадія очищення, яка називається афінажем. Доставлені в бочках або контейнерах сполуки урану розчиняють у кислоті, тепер уже азотної. Отриманий розчин приводять в контакт з екстрагентом - рідкою органічною речовиною, що вбирає в себе уран, але не домішки. Отже, небажані елементи залишаються в розчині, а уран йде в органіку. В результаті ряду наступних операцій його знову наводять у форму оксидів, які вже мають необхідну «реакторну» чистоту.
Тепер все добре, і можна переходити до наступного етапу – штучного підйому концентрації урану-235.
Таємниці збагачення
На початку глави вже згадувалося про те, що в природній суміші ізотопів урану дуже мало ділиться урану-235 і занадто багато «ледачого» урану-238: на сім атомів першого припадає приблизно дев'ятсот дев'яносто три атоми другого. Для більшості реакторів, які зараз працюють, це не підходить. Їм потрібне паливо, в якому з тисячі атомів урану до ізотопу-235 належать кілька десятків штук, а не одиниці, як у природному урані. А для створення бомби зовсім необхідний практично чистий уран-235.
Вирішити завдання збагачення урану, тобто підвищення вмісту ізотопу, що ділиться, дуже складно. Здавалося б як так? Адже хімія має найширший набір прийомів виділення речовин із сумішей. Вдається ж «виколупувати» лише кілька сотень грамів урану з тонни руди! Невже не можна провернути те саме з ізотопами: якось відокремити один від одного? Проблема в тому, що хімічні властивості всіх ізотопів певного елемента є однаковими, адже вони визначаються числом електронів, а не складом ядра. Іншими словами, не можна провести таку реакцію, в якій уран-235, наприклад, залишився б у розчині, а уран-238 випав в осад. За будь-яких маніпуляцій вони обидва поведуть себе аналогічним чином. Так само не вдасться хімічно розділити ізотопи вуглецю або калію – загалом будь-якого елемента.
Є такий параметр – ступінь збагачення, який є частка (у відсотках) урану-235 у загальній масі урану. Наприклад, ступінь збагачення природного урану, у якому кожну тисячу атомів припадає сім діляться, дорівнює 0,7 %. Що стосується ядерного палива АЕС цей показник доводиться піднімати до 3–5 %, а виробництва начинки атомної бомби – до 90 % і від.
Як же бути? Потрібно знайти такі властивості, за якими ізотопи - хоча б мінімально - відрізнялися один від одного. Перше, що спадає на думку, – маса атома. Дійсно, в ядрі урану-238 на три нейтрони більше, ніж у урану-235; отже, «лінивий» ізотоп важить трохи більше. А оскільки маса – це міра інерції, і вона виявляє себе у русі, то основні способи збагачення урану пов'язані з відмінностями у переміщенні його ізотопів у спеціально створених умовах.
Історично першою технологією збагачення став електромагнітний поділ ізотопів. З назви зрозуміло, що у процесі якимось чином задіяні електричні та магнітні поля. Дійсно, у цьому способі попередньо отримані іони урану розганяють електричним полем і запускають магнітне. Оскільки іони мають заряд, у магнітному полі їх починає «заносити», закручувати дугою певного радіуса. Для прикладу можна згадати поділ уранових променів у магнітному полі на три потоки – ефект, виявлений Резерфордом. Альфа-і бета-частинки, що мають електричний заряд, відхиляються від прямолінійного шляху, а гамма-випромінювання – ні. При цьому радіус дуги, якою рухається заряджена частка в магнітному полі, залежить від її маси: чим більше вона важить, тим повільніше повертає. Це можна порівняти зі спробою вписатися в крутий поворот двох лихачів, один з яких веде легкову машину, а інший – вантажівку. Зрозуміло, що легковику набагато простіше зробити маневр, тоді як вантажний автомобіль цілком може занести. Щось подібне відбувається в магнітному полі з іонами урану-235 і урану-238, що швидко рухаються. Останні - трохи важче, мають більшу інерцію, і радіус їх повороту трохи вище: завдяки цьому потік іонів урану поділяється на два. Образно висловлюючись, можна поставити дві скриньки, в одну з яких збирати ізотоп, що ділиться, уран-235, а в другий - «непотрібний» уран-238.
У магнітному полі траєкторія заряджених частинок викривляється, і тим сильніше, чим легша частка
Принцип методу електромагнітного поділу ізотопів: легші іони урану-235 рухаються в магнітному полі траєкторією меншого радіусу порівняно з іонами урану-238
Метод електромагнітного поділу хороший майже за всіма параметрами, крім продуктивності, яка, як правило, і обмежує його промислове застосування. Власне тому американський завод Y-12 в Ок-Ріджі, який виготовив за технологією електромагнітного поділу збагачений уран для бомби «Малюк», скинутої на Хіросіму, закрився ще в 1946 році. Потрібно уточнити, що на Y-12 доводили високого ступеня збагачення уран, попередньо збагачений іншими, більш продуктивними способами. Їхнє вдосконалення якраз і вбило останній цвях у кришку труни технології електромагнітного поділу ізотопів – у промисловості вона більше не використовується.
Цікаво, що електромагнітний поділ – це універсальний метод, що дозволяє виділяти у чистому вигляді невелику кількість будь-яких ізотопів. Тому наш аналог Y-12 – завод 418, нині відомий як «Комбінат «Електрохімприлад» (м. Лісовий) Свердловській області), – має технології отримання більш ніж двохсот ізотопів сорока семи хімічних елементів від літію до свинцю. Це не просто значні числа – продукція комбінату справді потрібна вченим, лікарям, промисловцям… До речі, її випускають на установці СУ-20, тієї самої, на якій на початку 1950-х отримували збройовий уран зі ступенем збагачення, близьким до 90 %.
Перші післявоєнні десятиліття стали часом активного нагромадження арсеналів ядерної зброї. Вирішення цього завдання мало найвищий пріоритет, тому з витратами особливо не зважали – важливо було запустити масове збагачення урану. Наголос було зроблено на газову дифузію – надзвичайно енергоємну, але водночас і продуктивну технологію збагачення. Її коріння лежить в області теорії газів, що заявляє, що при певній температурі середня швидкість руху молекули газу обернено пропорційна масі: чим вона важча, тим повільніше переміщається. Особливо ця відмінність помітна при русі тонкими «трубочками», діаметр яких можна порівняти з розміром молекули. Наочним, хоч і не точним прикладом може служити запуск паперових корабликів у струмку: маленький кораблик, що захоплюється потоком води, буде швидко переміщатися; але якщо скласти з паперу велике судно розміром з русло струмка, воно піде повільніше, постійно зачіпаючи берега. Повертаючись до урану, можна сказати, що цільовий ізотоп з 235 нуклонами в ядрі просуватиметься «трубочкою» швидше за уран-238. На виході з неї вийде газ, збагачений ізотопом, що ділиться. Питання лише в тому, як перетворити уран на газ і де взяти таку тонку «трубочку».
«Газифікація» урану – обов'язкова вимогатехнології, що базується на теорії газів. Тут уже нічого не вдієш. Але всі сполуки урану є тверді речовини, які і розплавити складно, не те що випарувати. Хоча, якщо подумати, є одне дуже вдале з'єднання – гексафторид урану, у якому уран оточений шістьма атомами фтору. Воно охоче перетворюється на газ вже при 56 про С, причому минаючи рідкий стан. У фізиці такий процес прийнято називати сублімацією або сублімацією. Це явище давно відоме, і нічого дивного в ньому немає. Сублімацією, наприклад, користуються сільські господині, що сушать білизну на морозі - лід випаровується в сухому повітрі, просто пропускаючи рідкий стан.
Так можна уявити молекулу гексафториду урану
Виходить, що гексафторид урану дуже зручний із технологічної точки зору. За нормальної температури він – твердий, і допускає перевезення спеціальних контейнерах. У газ переходить за невисокої температури. Ну а під певним тиском нагрітий гексафторид стає рідиною, яку можна перекачувати трубопроводами.
Ще одна вдала обставина полягає в тому, що природний фтор складається лише з одного ізотопу – фтору-19. Це означає, що різниця мас молекул гексафториду урану-235 та гексафториду урану-238 визначається виключно ізотопами урану. В іншому випадку поділ виявився б надто важким або навіть неможливим, оскільки фтор надавав би надмірний вплив на масу молекул.
Виробництво гексафториду урану в Росії здійснюється шляхом конверсії - фторування різних сполук урану, наприклад, жовтого кеку або суміші оксидів, що надійшли з уранодобувних підприємств. Молекулярний фтор цих цілей отримують з природного мінералу флюориту. Його обробляють сірчаною кислотою з утворенням плавикової (фтороводородної) кислоти, електроліз якої дає фтор.
Цікаво, що фторування одночасно є четвертою стадією очищення урану, оскільки фториди більшості шкідливих домішок не відрізняються високою летючістю: уран у формі гексафториду «відлітає» від них у газову фазу.
У гексафториду урану є один великий недолік: це агресивна та токсична речовина. По-перше, при його контакті з водою або вологою, що витає в повітрі, виділяється отруйна плавикова кислота. По-друге, уран сам по собі є загальноклітинною отрутою, що діє на всі органи. (Цікаво, що його токсичність має хімічну природу і практично не пов'язана з радіоактивністю). Тому гексафторид урану, що поєднує в собі відразу дві небезпеки, слід перевозити та зберігати у спеціальних металевих ємностях та під невсипущим наглядом. При цьому забезпечується безпека населення та навколишнього середовища.
Отже, є газ; а що з тонкими "трубочками"? Відповідним рішенням виявилися пористі перегородки - платівки, пронизані безліччю дуже невеликих пір. Діаметр останніх має бути близько десяти нанометрів, щоб молекули проходили крізь них майже поодинці. Необхідність виготовлення перегородок з порами настільки малого розміру викликала певні складності, але завдання було вирішено за допомогою спеціальних підходів – спікання нікелю або ж вибіркового розчинення одного з металів, що входять до складу біметалічного сплаву.
Якщо виготовити ящик з такою пористою перегородкою і закачати гексафторид урану, молекули з легким ізотопом проходитимуть крізь перегородку трохи швидше. Іншими словами, за нею гексафторид урану виявиться злегка збагаченим по ізотопу, що ділиться. Якщо направити газ у наступний такий самий ящик, ступінь збагачення стане більшим, і так далі. Щоправда, щоб одержати високого ступеня збагачення потрібні каскади з тисяч (!) встановлених друг за одним ящиків, званих ступенями. А як змусити уран йти цими щаблями? Тільки перекачуючи його за допомогою багатьох компресорів. Звідси і мінуси методу: величезні енерговитрати, необхідність будівництва мільйонів квадратних метрів виробничих площ- Довжина цеху може досягти одного кілометра - і використання дорогих матеріалів. Щоправда, все це покривається справді високою продуктивністю. Ось чому газодифузійна технологія збагачення тривалий час залишалася основною для таких атомних гігантів, як США, Франція і Китай, що пізніше приєднався до них. Лише останніми роками вони розпочали активний перехід до більш економічної технології газового центрифугування.
Схема роботи газодифузійного ступеня
У 1960-х роках Ангарський електролізний хімічний комбінат (Іркутська область, Росія), який займався збагаченням урану за газодифузійною технологією, споживав близько одного відсотка (!) всієї електроенергії, що виробляється в Радянському Союзі. Енергію на нього постачали Братська та Іркутська ГЕС. По суті це був найбільший споживач електроенергії в СРСР.
Загалом, перший досвід показав, що газова дифузія здатна вирішити проблему, але занадто великою ціною. Радянський Союз, втягнутий у гонку озброєнь, потребував більш продуктивної та менш енерговитратної технології збагачення урану. Наздогнати США зі своїми потужним економічним і енергетичним потенціалом ослабленому війною державі було так просто. Давався взнаки, серед іншого, брак потужностей з виробництва електроенергії в європейській частині країни: ось чому збагачувальні виробництва були побудовані в Сибіру, де вони могли отримувати харчування з великих гідроелектростанцій. Але все ж таки газодифузійні установки споживали занадто багато енергії, не дозволяючи збільшити виробництво збагаченого урану. Тому СРСР довелося стати піонером промислового застосуванняальтернативної технології – газоцентрифужної.
Газове центрифугування полягає у розкручуванні c величезною швидкістю барабана, заповненого газоподібним гексафторидом урану. Під впливом відцентрової сили важчий гексафторид урану-238 «віджимається» до стінки барабана, а його осі залишається гексафторид урану-235 – легше з'єднання. За допомогою спеціальних трубок можна забрати збагачений уран з центру барабана, а трохи збіднений - з периферії.
Схема роботи газової центрифуги
З технічної точки зору барабан, про який щойно йшлося, - це частина (ротор) газової центрифуги, що обертається. Він постійно крутиться у вакуумованому кожусі і голкою спирається на підп'ятник, виготовлений з дуже міцного матеріалу - корунду. Вибір матеріалу не дивний, оскільки швидкість обертання ротора може перевищувати 1500 оборотів в секунду – у сто разів швидше за барабан пральної машини. Неміцна речовина такого впливу не витримає. Додатково, щоб підп'ятник не стирався і не руйнувався, ротор підвішують у магнітному полі так, що він ледве тисне на корунд своєю голкою. Цей прийом, як і висока точність виготовлення деталей центрифуги, дозволяє їй обертатися швидко, але майже безшумно.
Як і у разі газової дифузії, одна центрифуга – у полі не воїн. Щоб досягти необхідного ступеня збагачення та продуктивності, їх поєднують у величезні каскади, що складаються з десятків тисяч (!) машин. Спрощено кожна центрифуга з'єднана із двома своїми «сусідками». Гексафторид урану зі зниженим вмістом урану-235, відібраний у стінки у верхній частині ротора, прямує у попередню центрифугу; а трохи збагачений по урану-235 газ, який відбирається у осі обертання в нижній частині ротора, йде в наступну машину. Таким чином, на кожну наступну сходинку подається все більш збагачений уран, поки не вийде продукт необхідної якості.
Каскади газових центрифуг, що йдуть вдалину.
Сьогодні центрифужний поділ є основним методом збагачення урану, оскільки ця технологія вимагає приблизно п'ятдесят разів менше електроенергії порівняно з газодифузійною. Крім того, центрифуги менш громіздкі, ніж дифузійні апарати, що дозволяє легко нарощувати обсяги виробництва. Метод центрифугування застосовується у Росії, Великобританії, Німеччині, Нідерландах, Японії, Китаї, Індії, Пакистані, Ірані; практично завершився перехід до газоцентрифужної технології у Франції та США. Іншими словами, газової дифузії вже не лишилося місця.
Завдяки тривалій історії використання та вдосконалення російські газові центрифуги є найкращими у світі. За півстоліття змінилося вже дев'ять поколінь швидкісних машин, які поступово ставали дедалі потужнішими та надійнішими. Завдяки цьому СРСР успішно витримав «ядерну гонку» зі США, а коли найважливіше завдання було вирішено – з'явилися вільні потужності. В результаті наша країна стала світовим лідером не лише у галузі розробки та виробництва газових центрифуг, а й у сфері надання комерційних послуг зі збагачення урану.
Наші газові центрифуги:
Традиційно мають висоту від півметра до одного метра, діаметр десять-двадцять сантиметрів;
Розташовуються один над одним у три-сім ярусів з метою економії місця;
Можуть працювати без зупинки до тридцяти років, рекорд тридцять два роки.
Швидкість обертання ротора газової центрифуги така, що після припинення подачі електроенергії він обертатиметься за інерцією близько двох місяців!
Бум газоцентрифужної технології пов'язаний з активним розвиткоматомної енергетики. Атомні станції є комерційними підприємствами, орієнтованими на прибуток, і тому потребують дешевого палива і, отже, дешевих технологій збагачення. Ця вимога поступово поховала газову дифузію.
Але й газовому центрифугуванню не варто відпочивати на лаврах. У Останнім часомвсе частіше можна чути про лазерне збагачення – спосіб, відомий вже понад сорок років. Виявляється, за допомогою точно налаштованого лазера можна вибірково іонізувати, тобто перетворювати на заряджені частинки з'єднання урану-235. При цьому сполуки урану-238 не іонізуються, залишаючись незарядженими. Іони, що вийшло, неважко відокремити від нейтральних молекул хімічним або фізичним способомнаприклад, притягнувши їх магнітом або зарядженою пластинкою (колектором).
Можлива схема роботи установки лазерного збагачення урану
Судячи з усього, лазерне збагачення – дуже ефективна технологія, але її економічні показники поки що залишаються загадкою. Усі попередні спроби перейти від лабораторного варіанта до промислового використання «розбилися про каміння» недостатньої продуктивності та малого терміну служби обладнання. В даний час нова спроба створення такого виробництва робиться в США. Але навіть якщо вона виявиться успішною, залишиться питання економічної ефективності. Ринок збагачувальних послуг прийме нову технологію, тільки якщо вона буде значно дешевшою за існуючу. Адже газові центрифуги ще не досягли стелі своїх можливостей. Тому найближчі перспективи лазерного збагачення залишаються дуже туманними.
Існує ряд інших способів збагачення урану: термодифузія, аеродинамічна сепарація, іонний процес, але практично не застосовуються.
Коли йдеться про технології збагачення урану, потрібно обов'язково пам'ятати, що вони відкривають шлях не лише ядерному паливу, а й бомбі. Створення все більш ефективних і компактних виробництв загрожує поширенню ядерної зброї. У принципі, розвиток технологій може призвести до ситуації, коли бомбу буде виготовлено державами з, м'яко кажучи, нестійкими режимами або навіть великими терористичними організаціями. І якщо газодифузійний чи газоцентрифужний завод важко побудувати непомітно, а їх запуску знадобиться ввезення великих обсягів характерних матеріалів та устаткування, то лазерне збагачення практично гарантує скритність. Загалом ризик для існуючого тендітного світу збільшується.
Комбінати зі збагачення урану випускають збагачений урановий продукт (ОУП) – гексафторид урану з необхідним ступенем збагачення. Його поміщають у спеціальні контейнери та відправляють на заводи з виробництва ядерного палива. Але водночас на збагачувальних підприємствах утворюється і збіднений гексафторид урану (ОГФУ) зі ступенем збагачення 0,3 % – нижче, ніж у природного урану. Іншими словами, це практично чистий уран-238. Звідки він береться? По суті процес збагачення нагадує відділення цінних мінералів від порожньої породи. ОГФУ і є своєрідною порожньою породою, з якої вилучили уран-235, хоча й не повністю. (Стовідсоткове відділення ізотопу, що ділиться від урану-238 невигідно з економічної точки зору). Скільки збідненого гексафториду урану утворюється? Це залежить від необхідного ступеня збагачення урану. Наприклад, якщо вона становить 4,3 %, як у паливі реакторів ВВВЕР, то з десяти кілограмів гексафториду урану, що має природний ізотопний склад (0,7% урану-235) виходить лише один кілограм ОУП і дев'ять кілограмів ОГФУ. Словом, чимало. За весь час роботи збагачувальних виробництв на їх майданчиках у спеціальних контейнерах було накопичено понад півтора мільйона тонн ОГФУ, з них у Росії – близько 700 тисяч тонн. У світі склалося різне ставлення до цієї речовини, але переважає думка про ОГФУ як цінну стратегічну сировину (див. розділ 7).
Сфабрикувати – у хорошому розумінні цього слова
Виготовлення (фабрикація) ядерного палива починається з хімічного перетворення збагаченого уранового продукту на діоксид урану. Цей процес може здійснюватися двома основними способами. Перший з них носить назву «мокрою» технології і полягає в розчиненні гексафториду у воді, осадженні під дією лугу важкорозчинних сполук та їх прожарюванні в атмосфері водню. Друга технологія – «суха» – є кращою, оскільки не дає рідких радіоактивних відходів: гексафторид урану спалюють у водневому полум'ї.
В обох випадках виходить порошок діоксиду урану, який пресують у невеликі таблетки і спікають у печах при температурі близько 1750 о С для надання їм міцності, адже таблеткам належить працювати в умовах високої температури і радіації. Потім таблетки обробляють на шліфувальних верстатахза допомогою алмазних інструментів. Ця стадія необхідна, оскільки розміри таблетки та якість її поверхні мають витримуватись дуже точно. Огріхи при виготовленні окремої таблетки можуть призвести до пошкодження палива в реакторі при його термічному розширенні і, як наслідок, погіршення радіаційної обстановки на атомній електростанції. Тому всі пігулки діоксиду урану проходять ретельний контроль і після нього потрапляють у спеціальний бокс, де автомат поміщає їх у трубки, виготовлені з цирконію з невеликою домішкою ніобію.
Споряджена таблетками трубка називається тепловиділяючим елементом або коротко - твелом. Потім для видалення корозійно-небезпечних газів твел вакуумують, тобто «висмоктують» із трубки повітря, заповнюють інертним газом – чистим гелієм – і заварюють. Останньою стадією процесу фабрикації ядерного палива є складання твелів в тепловиділяючу складання (ТВС) за допомогою решіток, що дистанціюють. Вони потрібні для того, щоб конструкція була міцною, а твели не торкалися один одного. В іншому випадку, в місці торкання оболонка може прогоріти, при цьому паливо оголиться і вступить у контакт з водою, що зовсім небажано.
Послідовність операцій під час виробництва ядерного палива
Дистанційні грати
Отже, ТВС являє собою «пучок» твелів з цирконію, всередині яких знаходиться ядерне паливо - діоксид урану, збагаченого по ізотопу, що ділиться. Необхідно пояснити такий вибір матеріалів. У ядерному реакторі тепловиділяюча збірка знаходиться в умовах високої температури та потужного потоку іонізуючого випромінювання, а також омивається із зовнішнього боку гарячою водою під тиском. Тому елементи ядерного палива повинні мати хімічну та радіаційну стійкість, добре проводити тепло і дуже слабко розширюватися при нагріванні, а інакше в оболонці твела може виникнути тріщина. Діоксид урану та цирконій задовольняють цим вимогам. Однак слід ще раз нагадати, що пігулки діоксиду урану знаходяться всередині твелів і з водою контактують лише через оболонку твела, але не безпосередньо. Пряма взаємодія з теплоносієм вкрай небажана і відбувається лише при руйнуванні цирконієвих оболонок – наприклад, з появою тріщин. У цьому випадку радіоактивні продукти поділу урану, що містяться в ядерному паливі, починають розчинятися у воді, що призводить до підвищення її радіоактивності та погіршення радіаційної обстановки на атомній електростанції. З цієї причини фабрикація ядерного палива – складна та високоточна робота, яка потребує акуратності та постійного контролю.
З радіаційної точки зору виробництво ядерного палива не становить особливої небезпеки. Ризик навіть менший, ніж при видобутку руди, оскільки в процесі очищення з урану видаляють всі супутні радіоактивні речовини.
Однак при роботі зі збагаченим ураном можливе накопичення критичної маси і, як наслідок, виникнення ланцюгової реакції, що самопідтримується, про яку вже йшлося в розділі 2. Це може статися в результаті помилки, порушення правил проведення робіт або навіть випадково. Загалом у світі зареєстровано шістдесят таких аварій, із них у США – тридцять три, у СРСР/Росії – дев'ятнадцять. Ось два приклади вітчизняних подій.
14 липня 1961 року Сибірський хімічний комбінат (збагачувальне виробництво). Утворення критичної маси внаслідок накопичення гексафториду урану з високим ступенем збагачення (22,6 %) у маслі, що знаходиться у розширювальному баку вакуумного насоса. В результаті сплеску радіації, що супроводжував ланцюгову реакцію, оператор отримав значну дозу випромінювання і переніс променеву хворобу, - правда, у порівняно легкій формі.
15 травня 1997 року. Новосибірський завод хімічних концентратів (виробництво ядерного палива). Утворення критичної маси внаслідок накопичення осаду високозбагаченого (90 %) урану на дні двох сусідніх ємностей для збирання розчинів через їхню деформацію. На щастя, дози опромінення були незначними.
Який висновок? Поводитися зі збагаченим ураном потрібно вкрай обережно, дотримуючись усіх вимог безпеки і, що називається, «включаючи голову», тобто заздалегідь прораховуючи можливі ризики.
Насамкінець можна навести приблизні параметри тепловиділяючих збірок, що використовуються на російських АЕС з реакторами ВВЕР-1000.
Паливна таблетка є циліндриком висотою від 9 до 12 міліметрів, діаметром 7,6 міліметрів. Вона складається з діоксиду урану, ступінь збагачення якого в діапазоні від 3,3 до 5,0 %.
Таблетки поміщені в твел, виготовлений з цирконію, що містить 1% ніобію, довжиною близько чотирьох метрів та діаметром 9,1 мм. Товщина стінки твела всього 0,65 мм, тому за такої довжини він вимагає вкрай запобіжного звернення. Твел заповнений пігулками в повному обсязі: висота шару таблеток близько 3,5 метрів, які сумарна маса приблизно 1,6 кілограма, причому 62 грама займає уран-235.
Тепловиділяюча збірка (ТВС) збирається з 312 твелів за допомогою 12-15 дистанційних решіток. Висота ТВС сягає майже 4,6 метра, а її маса – 760 кг. При цьому маса діоксиду урану близько півтонни, решта припадає на цирконій та інші метали. При погляді зверху збірка є шестигранником з розміром по граням 235 міліметрів. У кожній збірці є 19 каналів для стрижнів управління реактором, що містять карбід бору - елемента, що добре поглинає нейтрони.
У реактор міститься 163 ТВС, що відповідає 80 тонн діоксиду урану, яких вистачає на 4 роки роботи реактора.
Варіанти ТВС для реакторів різного типу
Можливі варіанти
Отже, найпоширенішим паливом для ядерних енергетичних установок є таблетований діоксид урану, в якому уран збагачений по ізотопу, що ділиться (урану-235). Проте є й інші види ядерного пального.
Після діоксидного уранового найбільш поширеним є змішане оксидне паливо, відоме під назвою МОХ-паливо. Зараз в основному виробляється МОХ-паливо, що є сумішшю оксидів урану і плутонію-239. Це паливо дозволяє використовувати надмірну кількість збройового плутонію-239, накопиченого в період «ядерних перегонів», для вироблення електроенергії.
Як ядерне паливо також може бути використаний металевий уран. Його перевагами є висока теплопровідність і максимальна концентрація ядер, що діляться - в паливі просто немає інших елементів. У той же час уран як метал має гіршу радіаційну, хімічну і жаростійкість у порівнянні з діоксидом, тому його вкрай рідко використовують у чистому вигляді. Для поліпшення параметрів металевого палива до урану додають трохи молібдену, алюмінію, кремнію, цирконію. Сьогодні металевий уран та його сплави використовують лише у дослідницьких реакторах.
Замість діоксиду урану можливе застосування нітриду урану, тобто його сполуки з азотом. Нітридне паливо має більш високу теплопровідність порівняно з діоксидним і порівнянною температурою плавлення (2855 про С). Нітрид урану вважається перспективним паливом для нових реакторів. У нашій країні нітридному паливу приділяється найбільша увага, оскільки його планується використовувати в наступному поколінні реакторів на швидких нейтронах.
Уран здатний утворювати сполуки з вуглецем – карбіди. Можливість застосування карбідів як паливо для реакторів інтенсивно вивчалася у шістдесяті-сімдесяті роки минулого століття. Однак в останній період до даного типу палива знову виник інтерес, пов'язаний з розробками пластинчастих твелів та мікротвелів. Позитивними рисами карбідів є хороша теплопровідність, висока температура плавлення, висока твердість, хімічна та термічна стабільність, а також сумісність із керамічними покриттями, що особливо важливо для мікротвелів. Паливо на основі карбіду урану може виявитися оптимальним варіантомдля певних типів реакторів наступного покоління, зокрема для швидких реакторів з газовим охолодженням.
Але все ж таки досі переважна кількість реакторів на Землі працює на ядерному паливі, виготовленому з діоксиду урану. Сила традицій, так би мовити.
Російський паливний цикл
Тепер, ознайомившись з особливостями роботи видобувних та переробних виробництв, варто кинути побіжний погляд на історію та сучасний станнашого, вітчизняного паливного циклу Почати потрібно, звичайно, з видобутку урану.
Спочатку уранові руди цікавили вітчизняних вчених лише як джерело радію. 1900 року професор І.А. Антипов зробив на засіданні Петербурзького мінералогічного товариства повідомлення про виявлення мінералу урану у зразках, які привезли з Фергани, з гірського масиву Тюя-Муюн. Пізніше цей мінерал був названий тюямунітом. У 1904 році на цьому родовищі почалися розвідувальні роботи, в 1908 році в Петербурзі було збудовано пробний завод для переробки уранової руди, а в 1913 році було засновано міжнародне акціонерне товариство з видобутку тюямуюнського радію.
Коли почалася Перша світова війна, роботи на руднику практично припинилися, і лише в 1922 на Тюя-Муюн була відправлена експедиція у складі восьми фахівців. У тому ж 1922 році у важких післяреволюційних умовах, в оточенні банд басмачів вдалося заново налагодити промисловий видобуток руди. Вона тривала до 1936 року, коли рясні підземні води на глибині дві сотні метрів перервали розробку родовища. Втім, ця проблема не стала критичною, оскільки видобуток радію було налагоджено на «Водному промислі» на річці Ухті – радіоактивний метал витягали з підземних солоних вод. Уран сам собою ті роки мало кого цікавив, оскільки мало використовувався у промисловості.
Новий сплеск інтересу до уранових родовищ стався на початку 1940-х років, коли перед СРСР постала потреба відповіді на вихідну від США ядерну загрозу, тобто, коли виникла потреба у створенні вітчизняної ядерної зброї.
Уран для першої радянської атомної бомби буквально по крихтах збирали по всій країні та за її межами. У 1943 році почався видобуток урану на крихітному, за сучасними мірками, Табошарському руднику в Таджикистані, з продуктивністю всього 4 тонни уранових солей на рік. Причому, за спогадами П.Я. Антропова, першого міністра геології СРСР, «уранова руда на переробку по гірських стежках Паміру возили в торбах на ішаках і верблюдах. Не було тоді ні дороги, ні належної техніки».
У 1944-1945 роках, у міру визволення Європи від фашистів, СРСР отримав доступ до уранової руди з Готенського родовища в Болгарії, Яхімовських копалень Чехословаччини, шахт німецької Саксонії. Крім того, в 1946 був знову запущений Тюя-Муюнський рудник, але особливого вкладу в загальну справу він не дав.
У 1950-х роках силами Лермонтовського виробничого об'єднання«Алмаз» було розпочато видобуток урану на рудниках у горах Бештау та Бик (Ставропольський край). У цей час розпочали освоєння родовищ Південного Казахстану та Середню Азію.
Після 1991 року більшість родовищ, що розробляються, опинилися за межами Росії, в незалежних державах. З цього моменту основний видобуток урану ведеться шахтним способом на Пріаргунському виробничому гірничо-хімічному об'єднанні (Забайкальський край). Крім того, поступово набирають чинності два підприємства, які використовують технологію свердловинного підземного вилуговування – «Хіагда» (Республіка Бурятія) та «Далур» (Курганська область). Проектуються виробництва у Якутії. Є й перспективні видобутку регіони – Трансбайкальський, Західно-Сибірський, Північно-Європейський…
За розвіданими запасами урану Росія посідає третє у світі.
Російські уранодобувні підприємства знаходяться під управлінням Уранового холдингу «АРМЗ» (www.armz.ru), що належить Росатому, але Держкорпорація має і закордонні активи, контрольовані міжнародною компанією"Юраніум Уан Інк" (www.uranium1.com). Завдяки діяльності цих двох організацій Росатом вийшов на третє місце у світі з виробництва сполук урану.
Ситуація на світовому ринку виробництва природного урану (2014)
Естафету від видобувних підприємств приймає цілий комплекс виробництв з афінажу, конверсії та збагачення урану, а також із фабрикації ядерного палива. Більшість із них родом із строкових та п'ятдесятих років минулого століття – часу активного накопичення ядерної зброї. Сьогодні вони працюють на суто мирну галузь – атомну енергетику і надають свої послуги закордонним компаніям.
Збагачувальних виробництв у Росії – чотири, на деяких із них також проводяться операції з остаточного очищення (афінажу) та фторування (конверсії) уранових сполук.
Перший газодифузійний завод зі збагачення урану Д-1 у Свердловську-44 запрацював у листопаді 1949 року. Спочатку його продукцію доводилося додатково збагачувати на встановленні СУ-20 майбутнього заводу «Електрохімприлад» у Свердловську-45 (Лісовому), але через пару років Д-1 почав справлятися самотужки і почав розростатися. А з 1967 року розпочалася заміна дифузійних каскадів на каскади центрифуг. Сьогодні на місці демонтованого Д-1 знаходиться найбільше у світі підприємство зі збагачення урану – Уральський електрохімічний комбінат (м. Новоуральськ Свердловської області).
У 1953 році в Томську-7 розпочав роботу майбутній Сибірський хімічний комбінат (м. Сіверськ Томської області), який з 1973 почав поступово переходити на газоцентрифужну технологію. Перший збагачений уран з електролізного Ангарського хімічного комбінату (м. Ангарськ Іркутської області) був отриманий в 1957 році, а заміна дифузійних апаратів на центрифуги стартувала в 1985 році. Нарешті, 1962-й став роком запуску Електрохімічного заводу в Красноярську-45 (нині – м. Зеленогірськ Красноярського краю). Через кілька років там були встановлені перші центрифуги.
Ця Коротка довідка, звісно, не відбиває реалії тієї нелегкої епохи. Хоча за секретними, «номерними» назвами закритих міст і за туманними найменуваннями комбінатів можна зрозуміти, що Радянський Союз ретельно зберігав свої таємниці збагачення. Проте місця розташування основних виробництв стали відомі американській розвідці. А ось активний перехід на газоцентрифужну технологію вона, як то кажуть, проморгала. Можливо, це спричинило деяку самозаспокоєність наших конкурентів: не знаючи, що в СРСР впроваджується більш продуктивна та ефективна технологія, Штати дотримувалися спочатку обраного способу – газової дифузії. Очевидно, що ситуація була на руку Радянському Союзу і дозволила швидко досягти ядерного паритету. У той же час піонерські розробки радянських вчених та інженерів зі створення високопродуктивних газових центрифуг не зникли в туні, вивівши Росію на провідні позиції на світовому ринку збагачення урану та виробництва центрифуг.
Збагачений урановий продукт із чотирьох комбінатів надходить на Машинобудівний завод (м. Електросталь Московської області) та Новосибірський завод хімконцентратів (м. Новосибірськ однойменної області), де виконується повний цикл виробництва ядерного палива. Цирконій для твелів та інші конструкційні матеріали тепловиділяючих збірок постачає Чепецький механічний завод (м. Глазів Удмуртської республіки) – єдине в Росії та третє у світі підприємство з виготовлення виробів із цирконію.
Виготовлені тепловиділяючі зборки надходять на російські та зарубіжні атомні станції, а також використовуються в реакторах іншого призначення.
Підприємства з афінажу, конверсії та збагачення урану, фабрикації ядерного палива, виробництва газових центрифуг, а також конструкторські та науково-дослідні організації об'єднані у складі Паливної компанії Росатома «ТВЕЛ» (www.tvel.ru).
В результаті багаторічної успішної роботицієї компанії та підприємств, що входять до неї, Росатом впевнено очолює список найбільших постачальників послуг у сфері збагачення урану (36 % світового ринку).
В Ангарську діє банк ядерного палива – гарантійний запас, який зможе придбати країна, позбавлена з будь-яких причин можливості придбання урану на вільному ринку. З цього запасу вона зможе виготовити свіже ядерне паливо та забезпечити безперебійну роботу своєї ядерної енергетики.
Частка Росатому на світовому ринку ядерного палива – 17 %, завдяки чому кожен шостий енергетичний реактор на Землі завантажує паливо марки «ТВЕЛ». Постачання йдуть до Угорщини, Словаччини, Чехії, Болгарії, України, Вірменії, Фінляндії, Індії та Китаю.
Зверху – світовий ринок збагачення урану (2015), знизу – світовий ринок фабрикації палива (2015)
Відкритий чи закритий?
Можна звернути увагу, що у цьому розділі були розглянуті питання виробництва ядерного палива для дослідницьких реакторів, і навіть реакторів, встановлених на атомних підводних човнах і криголамах. Все обговорення було присвячене ядерному паливу, яке застосовується на атомних електростанціях. Однак це було зроблено невипадково. Справа в тому, що принципових відмінностей між послідовністю виробництва палива для АЕС і, наприклад, атомних підводних човнів просто немає. Звичайно, можуть бути відхилення у технології, пов'язані зі специфікою суднових та дослідницьких реакторів. Наприклад, перші повинні бути невеликими за розміром і, одночасно, досить потужними - це цілком природна вимога для криголама і, тим більше, маневреного атомного підводного човна. Необхідних показників можна досягти, збільшивши збагачення урану, тобто, підвищивши концентрацію ядер, що діляться, - тоді палива знадобиться менше. Саме так і роблять: ступінь збагачення урану, що використовується як паливо суднових реакторів, знаходиться в районі 40% (залежно від проекту може коливатися від 20 до 90%). У дослідницьких реакторах звичайною вимогою є досягнення максимальної потужності нейтронного потоку, а число нейтронів в реакторі також безпосередньо пов'язане з числом ядер, що діляться. Тому в установках, призначених для наукових досліджень, іноді застосовують високозбагачений уран із значно більшим вмістом урану-235, ніж у паливі енергетичних реакторів АЕС. Але технологія збагачення від цього не змінюється.
Конструкція реактора може визначати хімічний склад палива та матеріал, з якого виготовляється твел. Нині основна хімічна форма палива – це діоксид урану. Щодо твелів, то вони переважно цирконієві, але, наприклад, для реактора на швидких нейтронах БН-600 виробляють твели з нержавіючої сталі. Це пов'язано з використанням в реакторах БН рідкого натрію як теплоносій, в якому цирконій руйнується (кородує) швидше, ніж нержавіюча сталь. Тим не менш, суть процесу фабрикації ядерного палива залишається незмінною – зі збагаченого уранового продукту синтезують порошок діоксиду урану, який пресують у пігулки і спікають, пігулки поміщають у твели, твели збирають у тепловиділяючі зборки (ТВЗ).
Більше того, якщо розглядати ядерні паливні цикли різних країн, то виявиться, наприклад, що в Росії сполуки урану при конверсії фторують молекулярним фтором безпосередньо, а за кордоном спочатку обробляють плавиковою кислотою і потім фтором. Різниця може виявитися в хімічному складі розчинів для розтину руди, сорбентів і екстрагентів; можуть відрізнятися параметри проведення процесів… Але схема ядерного паливного циклу від цього змінюється. Принципова відмінність пролягає лише між його відкритою (розімкнутою) та закритою (замкнутою) версіями: у першому випадку паливо після «роботи» на атомній станції просто ізолюють від навколишнього середовища в глибокому могильнику, а в останньому – переробляють із вилученням цінних компонентів (див. розділ 7). Росія – одне з небагатьох країн, які реалізують замкнутий цикл.
Приклад замкнутого паливного циклу із зазначенням ролі Паливної компанії Росатома «ТВЕЛ»
Активна зона енергетичного ядерного реактора (а.з.ЕЯР)- це частина його обсягу, в якій конструктивно організовані умови для здійснення безперервної ланцюгової реакції, що самопідтримується, поділу ядерного палива і збалансованого відведення генерованого в ньому тепла з метою його подальшого використання.
Вдумавшись у сенс цього визначення стосовно активної зо-не теплового ЕЯР, можна зрозуміти, що принциповими компонентами такої активної зони є ядерне паливо, сповільнювач, теплоносій та інші конструкційні матеріали. зона повинні бути нерухомо зафіксовані у реакторі, являючи собою по можливості розбірний технологічний агрегат.
Під ядерним паливом зазвичай розуміється сукупність всіх нуклідів, що діляться, в активній зоні. Більшість використовуваних в енергоблоках АЕС теплових ЕЯР в початковій стадії експлуатації працюють на чисто урановому паливі, але в процесі кампанії в них відтворюється істотна кількість вторинного ядерного палива - плутонію-239, який відразу після його утворення включається в процес розмноження нейтронів в реакторі . Тому паливом у таких ЕЯР у будь-який довільний момент кампанії треба вважати сукупність трьох компонентів, що діляться: 235 U, 238 U і 239 Pu. Уран-235 і плутоній-239 діляться нейтронами будь-яких енергій реакторного спектра, а 238 U, як зазначалося, лише швидкими надпороговими (з Е > 1.1 МеВ) нейтронами.
Основною характеристикою уранового ядерного палива є його початкове збагачення (x), під яким розуміється частка (або відсотковий вміст) ядер урану серед усіх ядер урану. А оскільки більш ніж 99.99% уран складається з двох ізотопів - 235 U і 238 U, то величина збагачення:
x = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
У природному металевому урані міститься приблизно 0.71% ядер 235 U, а більше 99.28% становить 238 U. Інші ізотопи урану (233 U, 234 U, 236 U і 237 U) присутні в природному урані в настільки незначних братися до уваги.
У реакторах АЕС використовується уран, збагачений до 1.8 ÷ 5.2%, в реакторах морських транспортних ядерних енергоустановок початкове збагачення ядерного палива становить 20 ÷ 45%. Використання палива низьких збагачень на АЕС пояснюється економічними міркуваннями: технологія виробництва збагаченого палива складна, енергоємна, потребує складного та громіздкого обладнання, а тому є дорогою технологією.
Металевий уран термічно не стійкий, схильний до алотропних перетворень при відносно невисоких температурах і хімічно нестабільний, а тому неприйнятний як паливо енергетичних реакторів. Тому уран у реакторах використовується над чисто металевому вигляді, а формі хімічних (або металургійних) сполук коїться з іншими хімічними елементами. Ці сполуки називаються паливними композиціями.
Найбільш поширені в реакторній техніці паливні композиції:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 .
Інший (інші) хімічний елементпаливної композиції називають розріджувачем палива.
У перших двох з перерахованих паливних композицій розріджувачем є кисень, у других двох - вуглець, у наступних відповідно азот, кремній, алюміній з кремнієм і берилій.
Основні вимоги до розріджувача - ті ж, що і сповільнювача в ре-актори: він повинен мати високе мікросічення пружного розсіювання і можливо нижче мікросічення поглинання теплових і резонансних ней-тронів.
Найбільш поширеною паливною композицією в енергетичних реакторах АЕС є діоксид урану(UO 2), та її розріджувач - кисло-рід - повною мірою відповідає всім згаданим вимогам .
Температура плавлення діоксиду (2800 oС) та його висока термічна стійкість дозволяють мати високотемпературнепаливо з допустимою робочою температуроюдо 2200 про З.
Які, у свою чергу, можуть спричинити поділ наступних ядер. Такий поділ відбувається при попаданні нейтрону в ядро атома вихідної речовини. Утворюються при розподілі ядра уламки розподілу мають великий. Гальмування уламків поділу в речовині супроводжується виділенням великої кількостітепла. Уламки розподілу - це ядра, що утворилися безпосередньо в результаті розподілу. Осколки поділу та продукти їхнього радіоактивного розпаду зазвичай називають продуктами розподілу. Ядра, що діляться нейтронами будь-яких енергій, називають ядерним пальним (зазвичай, це речовини з непарним атомним числом). Існують ядра, які діляться лише нейтронами з енергією вище деякого порогового значення (як правило, це елементи з парним атомним числом). Такі ядра називають сировинним матеріалом, тому що при захопленні нейтрону граничним ядром утворюються ядра ядерного пального. Комбінація ядерного пального та сировинного матеріалу називається ядерним паливом. Нижче наведено розподіл енергії поділу ядра 235 U між різними продуктами поділу (МеВ):
Природний уран складається з трьох ізотопів: 238 U (99,282%), 235 U (0,712%) та 234 U (0,006%). Він не завжди придатний як ядерне паливо, особливо якщо конструкційні матеріали та інтенсивно поглинають. У цьому випадку ядерне паливо готують на основі збагаченого урану. В енергетичних використовують уран зі збагаченням менше 10%, а в реакторах і нейтронах збагачення урану перевищує 20%. Збагачений уран одержують на спеціальних збагачувальних заводах.
Класифікація
Ядерне паливо ділиться на два види:
- Природне , що містить ядра, що діляться 235 U, а також сировина 238 U, здатне при захопленні нейтрону утворювати 239 Pu;
- Вторинне паливо, яке не зустрічається в природі, у тому числі 239 Pu, що отримується з палива першого виду, а також ізотопи 233 U, що утворюються при захопленні нейтронів ядрами 232 Th.
за хімічного складу, ядерне паливо може бути:
- , включаючи;
- (наприклад, );
- (наприклад, )
- Змішаним (PuO 2 + UO 2)
Застосування
Ядерне паливо використовується в , де воно зазвичай розташовується в герметично закритих тепловиділяючих елементах () у вигляді таблеток розміром кілька сантиметрів.
До ядерного палива застосовуються високі вимоги щодо хімічної сумісності з оболонками ТВЕЛів, у нього має бути достатня температура плавлення та випаровування, хороша, невелике збільшення обсягу при опроміненні, технологічність виробництва.
Отримання
Уранове паливо
Ядерне паливо одержують переробкою руд. Процес відбувається у кілька етапів:
- Для бідних родовищ: В сучасної промисловостів силу відсутності багатих уранових руд (виключення становлять канадські родовища незгоди, де концентрація урану доходить до 30% і австралійських із вмістом урану до 3%) використовується спосіб підземного вилущення руд. Це виключає дорогий видобуток руди. Попередня підготовка йде безпосередньо під землею. Через закачувальні трубипід землю над родовищем закачується, іноді з додаванням солей тривалентного заліза (для окислення урану U(IV) до U(VI)), хоча руди часто утримують залізо та піролюзит, які полегшують окиснення. Через відкачувальні трубиспеціальними насосами розчин сірчаної кислоти з ураном піднімається поверхню. Далі він безпосередньо надходить на сорбційне, гідрометалургійне вилучення та одночасне концентрування урану.
- Для рудних родовищ: використовують та .
- Гідрометалургійна переробка - дроблення, вилуговування, або вилучення урану з отриманням очищеного закису-окису урану U 3 O 8 або діуранату натрію Na 2 U 2 O 7 або діуранату амонію.
- Переведення урану з оксиду тетрафторид , або з оксидів безпосередньо для отримання гексафториду , який використовується для збагачення урану по ізотопу 235.
- Збагачення методами газової термодифузії або центрифугуванням.
- UF 6 , збагачений по 235
В силу того, що ядерне паливо ефективніше за всі інші види палива, які ми маємо сьогодні, величезна перевага надається всьому тому, що здатне працювати за допомогою атомних установок(АЕС, підводні човни, кораблі та інше). Про те, як виробляють ядерне паливо для реакторів, ми поговоримо далі.
Видобувають уран двома основними способами:
1) Прямий видобуток у кар'єрах або шахтах, якщо дозволяє глибина залягання урану. Із цим методом, сподіваюся, все зрозуміло.
2) Підземне вилуговування. Це коли на тому місці, де знайдено уран, буряться свердловини, в них закачується слабкий розчин сірчаної кислоти, а розчин взаємодіє з ураном, з'єднуючись з ним. Потім суміш, що вийшла, відкачується наверх, на поверхню, і з неї хімічними методами виділяється уран.
Уявімо, ніби ми вже видобули на копальні уран і підготували його для подальших перетворень. На фото нижче – так званий "жовтий кек", U3O8. У бочці для подальшого перевезення.
Все б добре, і цей уран теоретично можна було б відразу використовувати для виробництва палива для АЕС, але на жаль. Природа, як завжди, підкинула нам роботи. Справа в тому, що природний уран складається з суміші трьох ізотопів. Це U238 (99.2745%), U235 (0.72%) та U234(0.0055%). Нас цікавить тут лише U235 - оскільки він відмінно ділиться тепловими нейтронами в реакторі, саме він дозволяє нам користуватися всіма благами ланцюгової реакції розподілу. На жаль, його природної концентрації не вистачить для стабільної та тривалої роботи сучасного реактора АЕС. Хоча, наскільки я знаю, апарат РБМК спроектований так, що запуститися на паливі з природного урану зможе, але стабільність, довготривалість та безпека роботи на такому паливі абсолютно не гарантується.
Уран нам треба збагатити. Тобто підвищити концентрацію U235 від природної до тієї, що використовується у реакторі.
Наприклад, реактор РБМК працює на урані збагачення 2.8%, ВВЕР-1000 - збагачення від 1.6 до 5.0%. Суднові та корабельні ядерні енергетичні установкиїдять паливо зі збагаченням до 20%. А деякі дослідні реактори працюють на паливі аж із 90% збагаченням (приклад – ІРТ-Т у Томську).
У Росії її збагачення урану проводиться на газових центрифугах. Т. е. той жовтий порошок, що був на фото раніше, перетворюють на газ, гексафторид урану UF6. Потім цей газ надходить на цілий каскад центрифуг. На виході з кожної центрифуги, через різницю ваги ядер U235 і U238, ми отримуємо гексафторид урану з трохи підвищеним вмістом U235. Процес повторюється багаторазово і в результаті ми отримуємо гексафторид урану з необхідним збагаченням. На фото нижче можна побачити масштаб каскаду центрифуг - їх дуже багато і простягаються вони в далекі дали.
Потім газ UF6 перетворюють назад на UO2, у вигляді порошку. Хімія все-таки дуже корисна наука і дозволяє нам творити такі дива.
Однак цей порошок у реактор так просто не засипати. Точніше, засинати можна, але нічого хорошого з цього не вийде. Його (порошок) треба привести до такого виду, щоб ми могли надовго, на роки опустити його в реактор. При цьому саме пальне не повинно контактувати з теплоносієм та виходити за межі активної зони. І ще до всього цього паливо має витримувати дуже суворі тиски і температури, які виникнуть у ньому під час роботи всередині реактора.
Забув, до речі, сказати що порошок теж не аби який - він має бути певних розмірів, щоб при спресуванні та спіканні не утворювалося непотрібних порожнин і тріщин. Спочатку з порошку роблять пігулки, шляхом спресування та довгого випікання (технологія справді непроста, якщо її порушити - паливні пігулки не будуть придатні до використання). Варіації пігулок покажу на фото нижче.
Отвори та виїмки на таблетках потрібні для компенсації теплового розширення та радіаційних формозмін. У реакторі згодом пігулки пухнуть, вигинаються, змінюють розміри, і якщо нічого не передбачити – можуть зруйнуватися, а це погано.
Готові таблетки потім упаковують у металеві трубки (зі сталі, цирконію та його сплавів та інших металів). Трубки закривають з обох кінців та герметизують. Готова трубка з паливом називається твел - тепловиділяючий елемент.
Для різних реакторів потрібні твели різної конструкції та збагачення. Твел РБМК, наприклад, завдовжки 3.5 метри. Твели, до речі, бувають не лише стрижневі. як на фото. Вони бувають пластинчасті, кільцеві, море різних видівта модифікацій.
Твели потім об'єднують у тепловиділяючі зборки - ТВС. ТВС реактора РБМК складається з 18 твелів і виглядає приблизно так:
ТВС реактора ВВЕР виглядає так:
Як видно, ТВС реактора ВВЕР складається з набагато більшої кількості твелів, ніж у РБМК.
Готовий спецвиріб (ТВС) потім з дотриманням запобіжних заходів доставляється на АЕС. Навіщо застереження? Ядерне пальне, хоч поки й нерадіоактивне, дуже цінне, дороге, і при дуже неакуратному поводженні здатне викликати багато проблем. Потім проводиться фінальний контроль стану ТВС і завантаження в реактор. Все, уран пройшов довгий шлях від руди під землею до високотехнологічного устрою всередині ядерного реактора. Тепер у нього інша доля – кілька років тужитися всередині реактора та виділяти дорогоцінне тепло, яке у нього забиратиме вода (або будь-який інший теплоносій).
Завантаження...
