Ядерный топливный цикл. Экологические проблемы.

Атомные станции, так же как и любые другие предприятия, не могут работать «сами по себе». Безопасное, надежное и эффективное функционирование АЭС обеспечивает целый комплекс «вспомогательных» предприятий, объединенных вместе с АЭС в единый ядерный топливный цикл.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - это совокупность технологических операций и производств, направленных на использование энергии деления ядер и обезвреживание отходов, образующихся при этом. Стадиями ЯТЦ являются разведка, добыча и переработка урановой руды, конверсия полученного уранового сырья, обогащение урана, изготовление ядерного топлива, использование его на АЭС, последующая переработка, возврат регенерированных материалов обратно в цикл, переработка и захоронение радиоактивных отходов.

Разведка

В природе уран распространен в виде различных минералов: урановая смолка (до 90% U₃O₈), уранинит (UO₂ • UO₃ около 70%), карнотит, франсфиллит, отенит и другие. Всего известно около 100 минералов урана, из которых промышленное значение имеют около 12. Руда отличается по насыщенности ураном. Лучшие месторождения, такие, как Сигар Лейк в Канаде, дают руду с содержанием урана в десятки процентов, тогда как бедные руды (например, в некоторых французских, казахских месторождениях) содержат около 0,1-0,5%.

Мировые запасы урана сосредоточены в основном в Северной Америке (Канада), Австралии, Африке (Нигерия, Габон), Казахстане. На территории бывшего СССР находится около 5% от мировых достоверно определенных залежей урановых руд, и предполагается существование большого количества дополнительных месторождений, которые составляют более 20% от расчетных мировых запасов урана (в основном в Казахстане). Всего разведкой и/или добычей урана заняты более 30 государств.

Добыча

При неглубоком залегании рудоносных пластов добыча ведется открытым способом (карьерная разработка), в противном случае - создаются подземные рудники (шахты) глубиной до нескольких сот метров. Примерно половина урановой руды добывается в карьерах, половина - в шахтах. Основная радиационная опасность для рабочих при добыче урановой руды в шахтах - это радон (точнее, продукты его распада). Учитывая радиоактивность (хоть и крайне низкую) урановой руды, принимаются меры по снижению концентрации пыли и радиоактивных газов — особые оросительные системы и отсасывающие вентиляционные установки.

При добыче урановой руды образуются следующие отходы:

- Отвалы пустых пород. Для того чтобы «добраться» до урановой руды, которая залегает в виде так называемых «рудных тел», необходимо «снять» слой пустой (то есть обычной, не содержащей уран) породы. Этих отходов образуется достаточно много, что характерно для любых горно-рудных работ.

- Отвалы забалансовых руд. При приближении к рудным пластам имеется переходный слой породы, в котором уже содержится уран, но его концентрация слишком мала, чтобы ее перерабатывать. Объем таких отходов сравнительно небольшой, содержание урана мало - 0,003-0,01%.

- Хвосты радиометрической сортировки. Добытая порода имеет неравномерное содержание урана, и ее сортируют для того, чтобы не включать в процесс переработки руду с очень низким содержанием урана, которая образует так называемые «хвосты». Объем таких отходов тоже сравнительно небольшой, содержание урана - как и в забалансовых рудах.

- Рудничные и сточные воды. Природные воды, которые имели контакт с урановой рудой.

Газообразные выбросы в атмосферу в результате добычи руды обусловлены радоном, который быстро рассеивается и не представляет никакой радиационной опасности - на расстоянии 100—150 м от места выброса его концентрация соответствует норме для жилых помещений - около 200 Бк/м³.

Переработка

Предприятия по переработке руды (гидрометаллургические заводы) обычно располагаются в непосредственной близости от мест ее добычи. Руда проходит следующие стадии переработки:

• дробление и тонкое измельчение;

• вымывание урана (и попутно других металлов) из руды раствором кислоты (обычно серной) или соды - так называемое «выщелачивание» или «вскрытие руды»;

• извлечение урана из полученного раствора и очистка его от примесей;

• получение нерастворимых соединений очищенного урана.

Конечным продуктом переработки является смесь оксидов урана - закиси и окиси. Этот продукт так и называют «закись-окись» или «урановый концентрат», поскольку содержание урана в нем порядка 85%. Закись-окись транспортируется и является исходным сырьем для следующей стадии производства топлива - конверсии.

При переработке урановой руды образуются отходы, которые представляют собой руду после извлечения из нее урана - так называемые «хвосты» гидрометаллургического завода. Они сбрасываются в специальные хранилища или в выработанные карьеры («хвостохранилища»). При завершении эксплуатации их покрывают толстым слоем глины и земли, для предотвращения разрушения этого слоя поверхность засевают различными растениями. После такого восстановления за участком ведется надзор.

Закись-окись урана поступает на так называемый «сублиматный завод», где происходит его конверсия - превращение оксидов урана во фториды, необходимые для следующих стадий цикла.

На всех этапах переработки урановых руд происходит определенная очистка урана от сопутствующих ему примесей. Однако полной очистки достичь не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60 - 80%, другие 95 - 96% оксида урана, а остальное - различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива. Следующая обязательная стадия ядерного топливного цикла - аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от примесей и особенно от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий и т.д.).

Обогащение урана

В промышленных масштабах были реализованы два способа изотопного обогащения: газодиффузионный и центрифужный (газовое центрифугирование).

Основные отходы обогатительных (разделительных) предприятий - обедненный гексафторид урана. Отвалы обедненного гексафторида урана, которые образовались при газодиффузионном методе разделения, содержат порядка 0,03-0,05% урана-235. Современные технологии позволяют извлекать этот изотоп до остаточного уровня 0,01%. Таким образом, отходы газодиффузионных производств превратились в ценное сырье, которое сейчас успешно перерабатывается для получения урана. По оценкам, доизвлечение урана из накопившихся отвалов обеспечит 10 лет работы мировой атомной энергетики.

Изготовление топлива

Обогащенный гексафторид урана перевозят в контейнерах (специально разработанных для таких перевозок, прошедших особые испытания и соответствующих жестким международным нормам) на заводы по изготовлению топлива. Здесь его преобразуют в двуокись урана UO2, которая представляет собой порошок темно-коричневого (почти черного) цвета. Порошок прессуют в керамические таблетки цилиндрической формы весом около 10 г - топливные таблетки. Они проходят термическую обработку и, после контрольной проверки, укладываются в длинные трубки из циркониевого сплава - твэлы. Трубки заполняют инертным газом, герметизируют и проводят ряд проверочных тестов. Из готовых твэлов собирают тепловыделяющую сборку (ТВС), которая и представляет собой свежее ядерное топливо, загружаемое в активную зону реактора. В зависимости от типа реактора число ТВС и твэлов в них отличается.

Переработка ОЯТ

ТВС выдерживается в реакторе в среднем 4 года. За это время топливо претерпевает изменения лишь на 5%. Эти изменения сводятся к следующему:

1. концентрация урана-235 уменьшается за счет его деления с 3-4% до 1,2-1,5% (что все же больше, чем в природном уране) - говорят, что «топливо выгорает», хотя, конечно, ничего не горит;

2. в результате деления урана-235 накапливаются продукты деления — новые нуклиды, большинство из которых радиоактивны, их доля в общей массе топлива составляет мерее 3% (однако, благодаря их образованию, изначально почти нерадиоактивное топливо становится высокоактивным);

3. малая часть урана-238 (которого в исходном топливе - 96-97%) частично превращается в плутоний (около 1%) и другие трансурановые элементы (менее 1%).

Поскольку эти изменения произошли с топливом в результате облучения нейтронами, его называют облученным ядерным топливом (ОЯТ). После извлечения из активной зоны реактора ТВС сохраняют свои защитные барьеры - керамическую матрицу, фиксирующую радионуклиды, и герметичную оболочку твэла. Для первичного (промежуточного, временного) хранения его помещают в так называемый бассейн выдержки, который имеется в составе энергоблока на АЭС. Это герметичный железобетонный резервуар, облицованный нержавеющей сталью и заполненный очищенной водой, в котором ОЯТ под непрерывным контролем выдерживается около 3-5 лет. За это время существенно снижается его активность (примерно в 10 раз за первый год и в 20 раз за 3 года) и тепловыделение (примерно в 200 раз за первый год), обусловленные накопившимися продуктами деления. Вода, окружающая облученные ТВС, обеспечивает биологическую защиту (слой воды над ТВС гарантирует безопасный уровень радиационного фона на поверхности бассейна), теплоотвод и удобный контроль за состоянием сборок. Наряду с бассейнами выдержки в настоящее время проектируются и на некоторых станциях уже используются «сухие хранилища» ОЯТ, на которых «остывшее» в бассейне топливо хранится в специальных сооружениях на наземной площадке.