Петров Владислав Александрович чл.-корр. РАН, д.г.-м.н. Директор ИГЕМ РАН тел

от атомной энергии поставлен под вопрос
«После инцидента в Фукусиме 11

марта 2011 года Германия закрыла семь устаревших реакторов и обязалась к 2022 году постепенно прекратить работу всех своих 17 ядерных реакторов, став первой промышленно развитой страной, отказавшейся от атомной энергетики».

Однако Федеральное агентство германских сетей, орган, ответственное за энергоснабжение, предупредило, что без достаточного резерва выработки энергии страна зимой может столкнуться с энергетически дефицитом.

В настоящее время взят курс на полный отказ от атомной энергетики.

Горлебен) доставляют
из Франции в специальных контейнерах, которые немцы называют «кастор».

Это ВАО, произведенные в результате переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с немецких АЭС.

В 1997 году был введен мораторий на ввоз отходов в Горлебен, который продолжался вплоть до 2001 года. Из-за массовых протестов правительство решило приостановить транспортировки – официальным предлогом стала проверка контейнеров в связи
с обнаружением несоответствия «касторов» нормам безопасности, что могло приводить
к утечкам радиации.

Затем в 2008 году поставки (и протесты) продолжились и проходят до сих пор.

были построить неподалеку от атлантического побережья США, но от проекта

отказались. Причина - растущие со скоростью звука затраты, протесты со стороны общественности, да и не очень-то она была нужна. Но концепция плавучих атомных электростанций снова жива. Снимая под кальку американский план, Россия недавно запустила серию плавучих АЭС, которые встанут на якорь у берегов страны или будут проданы в другие страны мира. Представьте ситуацию, если бы плавающие атомные электростанции все-таки были, как это и планировалось, пришвартованы неподалеку от атлантического побережья, вдоль которого прошелся ураган Эрл
(с 1 июня по 30 ноября 2010 г.)…»

Проект плавучей атомной электростанции «Академик Ломоносов»

также опреснение морской воды от 40 до 240 тысяч тонн

в сутки в условиях невозможности постройки наземной АЭС, например на сейсмоактивных территориях или в условиях вечной мерзлоты. Электрическая мощность одного реактора (всего их на АЭС два) – 35 МВт, тепловая мощность – 140 гигакалорий в час. Срок эксплуатации составляет 36 лет – 3 цикла по 12 лет с перегрузкой активных зон реактора.

Планируемые территории использования: Самый северный город России – Певек на Чукотке; Военный порт Вилючинск на Камчатке; Республика Кабо-Верде (ведутся переговоры); Шельф Китая, нефтегазоносные месторождения; газовые месторождения ОАО «Газпром» на Таймыре…

цикл
1.5. Уран-ториевый цикл

and Demand. OECD-NEA, 2018
Прогнозируемая добыча
урана (оценка АРМЗ)
Развитие уранового рынка:
2010-2020 гг.

– потребность в природном уране удовлетворена добычей
После 2020 г. – дефицит уранодобывающих мощностей
После 2025 г. – снижение добычи урана
и дефицит мощностей (вывод
из эксплуатации рудников в связи
с истощением запасов)

электроэнергии по странам в 2018 году (IAEA, 2019)
18

поставок значительного количества U (в виде топлива или НО U)

за рубеж, включая США (~ 100 тыс. т НО U) и страны ЕС
■ Доля U в поставках за рубеж будет расти по мере сооружения реакторов и объектов российского дизайна, например, ПАТЭС

Производство атомной электроэнергии

Производство атомной электроэнергии по странам в 2018 году (IAEA, 2019)

4

установленной мощностью 23,2 ГВт.
Нововоронежская АЭС

2 блока ВВЭР - 440
1 блок ВВЭР - 1000
Ленинградская АЭС 4 блока РБМК - 1000
Кольская АЭС 4 блока ВВЭР - 440
Курская АЭС 4 блока РБМК - 1000
Белоярская АЭС 1 блок БН - 600
Смоленская АЭС 3 блока РБМК - 1000
Калининская АЭС 3 блока ВВЭР - 1000
Балаковская АЭС 4 блока ВВЭР - 1000
Волгодонская АЭС 1 блок ВВЭР - 1000
Билибинская АЭС 4 блока ЭГП - 6

1

2
3
4
5
6
7
8
9
10

Источник: Росатом, 2008

ВВЭР – водно-водяной энергетический реактор
РБМК – реактор большой мощности канальный
БН – ядерный реактор на быстрых нейтронах, корпусной реактор-размножитель
ЭГП – энергоблоки с канальными уран-графитовыми реакторами малой мощности

195 млрд. кВтч
Расположение действующих (красные звезды) и некоторых планируемых
к

строительству (желтые звезды) АЭС в Российской Федерации.
ОЭС – объединенная энергосистема (Интернационализация…, 2009).

изготовления ядерного топлива (1), которое направляется на атомные электростанции (АЭС).

После использования на станциях отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) направляется на хранение
и переработку (если предполагается повторное использование) (2)
или на окончательное захоронение (если повторно не используется) в геологические формации (3).
При переработке около 95% отработавшего ядерного топлива может быть регенерировано
и направлено вновь на атомные электростанции (4).

геолого-геофизических и буровых работ для определения объема экономически выгодных для

эксплуатации запасов.

Природные урановые минералы, такие как уранинит, содержат, в основном, два изотопа: уран-238 (238U) и уран-235 (235U). Их содержание в рудах составляет приблизительно 99.28% 238U и 0.71% 235U.





Атомные ядра 235U постоянно испытывают деление из-за бомбардировки свободными нейтронами. Поэтому данный изотоп называется «делящимся». С другой стороны, ядро атома 238U охотнее поглощает свободный нейтрон и переходит в изотоп 239U. Этот изотоп в результате естественного распада переходит в 239Np и 239Pu, который, также как и 235U, является «делящимся» изотопом. Атомы 238U - основной материал, который генерирует 239Pu в результате нейтронной иррадиации:

238U (n, gamma)  239U (beta)  239Np (beta)  239Pu

временных затрат (по материалам AREVA)

подземными горными выработками и подземным вышелачиванием. В последнем случае уран

подвергается растворению кислотными растворами, которые откачиваются из недр через систему скважин и подаются на переработку. Существуют смешанные способы, например, кучное выщелачивание на поверхности и выщелачивание блоков пород в подземных выработках.

Урановые руды содержат, как правило, от 0.05 до 0.3% триураноктаоксида (U3O8), но в некоторых промышленно-генетических типах месторождений (например, «несогласия» в Канаде и Австралии) содержание U3O8 достигает первых десятков процентов. Нередко уран в низких концентрациях (50 – 200 ppm) содержится как попутный продукт в других видах полезных ископаемых (фосфаты, апатит, пегматиты и др.).

В конце 2006 г. цена на уран достигла наивысшего уровня за 25 лет - 163 дол. за 1 кг U3O8. В связи с ростом спроса на уран (в 2008 г. ~ 260 дол. за 1 кг U3O8) стало экономически целесообразным разработка ранее не использованных источников и ввод в эксплуатацию законсервированных объектов.

а затем из равномерно измельченного материала уран извлекается с помощью

выщелачивания на гидрометаллургических заводах (ГМЗ). Процесс выщелачивания и переработки завершается получением продукта, называемого «желтый кек», который состоит из U3O8 и продается на мировом рынке.

Конверсия урана

Триураноктаоксид (U3O8) может быть конвертирован в урангексафлюорид (UF6) – вещество, которое содержит только природный уран и потребляется большинством действующих обогатительных фабрик. При комнатной температуре оно твердое, но легко переводится в газообразное состояние при температуре 57°C (134°F).

Из U3O8 также производится керамикоподобный диоксид урана (UO2), который используется в реакторах, потребляющих природный (необогащенный) уран. К таким реакторам относятся РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) и CANDU (CANada Deuterium Uranium – реактор на тяжелой воде).

в природном уране), чтобы использоваться для цепных реакций в реакторах

на легкой воде (Light Water Reactor, Pressurized Water Reactor, ВВЭР и др.).

Поэтому для изготовления ядерного топлива UF6 должен быть обогащен.

Степень обогащения определяется конечным потребителем. Например, в топливе легководных реакторов 235U обогащается до 3.5% (PWR) или 2.4 – 4.4% (ВВЭР). Для этого топлива также необходим и менее обогащенный уран.

Обогащение производится одним или несколькими методами сепарации изотопов. Обычно используется газовая диффузия и газовое центрифугирование.

Основной объем (96%) конечного продукта – низкообогащенный (depleted) уран (НОУ), который используется как радиационная оболочка, пенетратор кинетической энергии и замедлитель (балласт) топлива. На складах накоплено значительное количество НОУ. Например, DoE имеет 470 000 тонн. Большая часть НОУ хранится в виде UF6.

в пудру диоксида урана (UO2), а затем в дробь (pellet).

Она подвергается термической обработке и спекается в керамикоподобные цилиндры, которые затем рубятся на одинаковые по толщине таблетки.

Таблетки вкладываются в корозионно стойкие металлические цилиндры. Собранные определенным образом цилиндры называются тепловыделяющей сборкой (ТВЭЛ). Материал цилиндров, количество таблеток в цилиндре и количество цилиндров в сборке зависит от конструкции реактора.

Раньше для изготовления цилиндров использовалась нержавеющая сталь, но в последнее время чаще применяется цирконий. Все изготовленные сборки имеют свой идентификационный номер, который не меняется вплоть до изоляции ОЯТ.

кек – форма транспортировки урана на обогатительную фабрику
3. UF6 –

результат обогащения

4. Ядерное топливо – инертное и нерастворимое твердое вещество

реактора состоит из нескольких сотен сборок, расположенных в регулярном порядке,

окруженных оболочкой замедлителя и омываемых охладителем. В большинстве реакторов замедлитель нейтронов включает дейтерий (тяжелая вода), водород (легкая вода) и графит, а в качестве охладителя используется вода.

Периодически необходимо менять истощенные ТВЭЛы на новые (этот период называется рабочий цикл), но за один раз выгружается не более 1/3 топлива. Новые сборки не устанавливаются на место старых для того, чтобы не снизить эффективность работы реактора и из-за того, что сборки даже одного «возраста» различаются уровнем выработки в зависимости от местоположения в реакторе.

Поэтому операторы постоянно сталкиваются с т. наз. «проблемой оптимальной перезагрузки топлива», включающей оптимизацию процесса перегруппировки ТВЭЛов и их замены на новые с целью увеличения эффективности работы реактора и снижения затрат. Для этого разрабатываются специальные компьютерные программы, основанные на методах комбинаторики.

сборки
Рефлектор
Экран
Каналы
удаления газов

зрения – это не цикл, а однократное использование ядерного топлива,

которое не перерабатывается, а упаковывается в специальные контейнеры и направляется на подземную изоляцию. Этот метод используют такие страны, как США, Канада, Швеция, Финляндия, Испания и Южная Африка. Некоторые страны, например Швеция и Канада, проектируют хранилища с доступом к ядерным материалам в будущем, другие же страны этого не планируют, а создают могильники для постоянной изоляции ядерных материалов от биосферы.

изготовлением MOX-топлива
Многие страны пользуются услугами перерабатывающих предприятий, например BNFL (Великобритания)

и AREVA (Франция - Канада). Здесь продукты деления (плутоний и уран) выделяются из ОЯТ и направляются на повторное использование или изоляцию (хранение или захоронение). BNFL, например, создает MOX (Mixed Oxide) топливо, которое потребляют многие АЭС. Такое использование топлива, произведенного в реакторе, «замыкает» ядерный топливный цикл.

реакторов содержится до 5% 235U и 95% 238U, а, например,

в реакторах атомных подводных лодок (АПЛ) содержание 235U достигает 93%.

из обедненного урана

качестве топлива. В ториевом цикле при бомбардировке в быстром или

тепловом реакторе 232Th поглощает нейтрон и переходит 233Th, который в результате бета-распада образует уран-233. Последний может быть использован как ядерное топливо.

232Th (n, gamma)  233Th (beta)  233Pa (beta)  233U

В настоящее время для изготовления ядерного топлива используются следующие изотопы: уран-235 (235U), уран-238 (238U) и плутоний-239 (239Pu).

Некоторые страны (например, Индия) обладают существенными запасами природного тория, превышающими запасы урана.

Поэтому такие страны заинтересованы в развитии ториевого цикла.

Некоторые типы современных реакторов могут быть переоборудованы для использования 232Th.

бланкетом