Розділ 7. Вугілля

Мал. 6.22. Ядерні реакції при поділі урану. Цифри вздовж ліній реакції – період напіврозпаду або ефективний переріз (у барнах) для типового енергетичного реактора типу LWR, в дужках вказані перерізи реакцій на теплових нейтронах (0,025 еВ) (мовою оригіналу)

Мал. 6.23. Графік зміни нуклідного складу збагаченого уранового палива у водо водяному реакторі при глибині вигоряння до 40·10³ МВт·добу/т: х5, х6, х8 – концентрації²³⁵U,²³⁶U і²³⁸U в паливі; z, z0, z1, z2 – концентрації²³⁹Pu,²⁴⁰Pu,²⁴¹Pu,²⁴²Pu в паливі; хн – початкове збагачення палива; α – середня глибина вигоряння

 

Центральним етапом ЯПЦ є використання ядерного палива в реакторі АЕС для виробництва теплової енергії. Як енергетичний апарат ядерний реактор є генератором теплової енергії певних параметрів, що одержується за рахунок поділу ядер урану й утворюваного в реакторі вторинного паливного елементу плутонію (мал. 6.22). Ефективність перетворення теплової енергії в електричну визначається досконалістю теплогідравлічної й електричної схем АЕС.

Особливості згоряння ядерного палива в активній зоні реактора, пов'язані з протіканням різних ядерних реакцій з елементами палива, визначають специфіку атомної енергетики, умови експлуатації АЕС, економічні показники, вплив на навколишнє середовище, соціальні й економічні наслідки.

Ефективність використання ядерного палива на АЕС з реакторами на теплових нейтронах характеризується величиною середньорічного енерговироблення на 1 т (або 1 кг) завантаженого й відпрацювавшого в реакторі палива – середньою глибиною його вигоряння (її розмірність – МВт·добу/т). У процесі вигоряння уранового палива в результаті протікання ядерних реакцій відбувається значна зміна його нуклідного складу.

Мал. 6.24. Зміна нуклідного складу оксидного уранового палива у водографітовому киплячому канальному реакторі на теплових нейтронах (х=2%) залежно від середньої глибини вигоряння α

На малюнку 6.23 наведено типовий графік цього процесу стосовно проектних умов активної зони реактора ВВЕР-1000 при початковому збагаченні х=4,4% (44 кг/т) й середній проектній глибині вигоряння палива В=40·10³ МВт·добу/т (або α=42 кг/т), а на малюнку 6.24 — розрахунковий графік зміни нуклідного складу палива при х=2% й В=20·10³ МВт·добу/т в активній зоні реактора РБМК-1000. Видно, що у міру вигоряння²³⁵U внаслідок радіаційного захвату нейтронів ядрами 238U виникають й накопичуються ізотопи плутонію²³⁹Pu,²⁴¹Рu, що діляться, та ізотопи²⁴⁰Рu,²⁴²Рu, що не діляться, а також²³⁶U.

Крім того, у паливі відбуваються процеси утворення й розпаду інших трансуранових та трансплутонієвих елементів (мал. 6.25), кількість яких відносно мала й в економічних розрахунках не враховується.

Мал. 6.26. Залежність нуклідного складу опроміненого уранового палива реактора PWR від флюенса теплових нейтронів (при початковому збагаченні 3,44%)

На малюнку 6.26 наведена залежність зміни нуклідного складу в урановому паливі реактора PWR, що має початкове збагачення 3,44%, від флюенса нейтронів. Розрахункова оцінка внеску здатних до ділення ізотопів плутонію (²³⁹Pu і²⁴¹Pu) до сумарного енерговироблення ядерного реактора ВВЕР-1000 складає більше 33%. Цей процес має місце і в інших реакторах на теплових нейтронах. Внесок плутонію до поділу й до енерговироблення тим більший, чим вищий коефіцієнт відтворення (КВ) плутонію та чим більша середня глибина вигоряння палива.

Істотне значення для технічних й економічних розрахунків та оцінок в атомній енергетиці має величина накопичення у відпрацьованому паливі ізотопів плутонію. Вони після видалення з відпрацьованого палива при хімічній переробці також є товарною продукцією АЕС.

Відношення маси z* всіх або тільки z ізотопів накопиченого у відпрацьованому паливі плутонію, що діляться тепловими нейтронами, до маси α ядер, які поділилися та містилися в 1 т відпрацьованого палива, прийнято називати коефіцієнтом накопичення плутонію (КН):

КН=z/α; KH*=z*/α,

де z* – маса всіх ізотопів накопиченого у відпрацьованому паливі плутонію (включаючи зменшення кількості²³⁵U за рахунок перетворення в²³⁶U без поділу).

Мал. 6.25. Схема ланцюжків поділу та ядерних перетворень урану й плутонію під дією теплових нейтронів в активній зоні ядерного реактора, завантаженого урановим паливом

Таблиця 6.13. Вигоряння палива та накопичення плутонію в реакторах на теплових нейтронах

Реактор	Середня глибина вигоряння палива, кг/т	Вміст 235U, кг/т		Вміст накопичених изотопів плутонію, кг/т		Коефіцієнт накопичення плутонію у відпрацьовано- му паливі
		хН	хК	всіх	тих, що діляться
PWR	30–33	33	8–11	10–10,5	7,2–7,4	0,20–0,24
ВВЕР	42–43	44	12	10,5	7,4–7,1	0,17–0,18
Важководяний (типу CANDU)	9–10	7,1	4	4,4	3,2	0,32–0,36
Високотемпературний газографітовий	60	52	10	8,7	5,8	0,10

Для орієнтовного розрахунку КН можна використовувати графіки зміни нуклідного складу палива (див. мал. 6.23 та мал. 6.24), побудовані на основі ядерно-фізичних розрахунків. Збільшення середньої глибини вигоряння В супроводжується (табл. 6.13) зменшенням кількості плутонію у відпрацьованому паливі, але збільшенням його частки в загальному енерговиробленні реактора. Ця частка тим вища, чим більше значення інтегрального КВ (відношення кількості здатних до поділу нуклідів, що утворюються, до кількості тих, що розділилися).

При аналізі матеріального балансу²³⁵U в ядерному паливі необхідно враховувати його незворотні втрати в активній зоні реакторів, викликані захопленням нейтронів ізотопом²³⁵U без поділу

235U+n → 236U + γ.

Істотна частина²³⁵U не ділиться, а перетворюється на штучний радіоактивний не здатний до поділу ізотоп²³⁶U. Вірогідність утворення²³⁶U з²³⁵U дорівнює відношенню перерізу радіаційного захоплення нейтрона ізотопом²³⁵U ((σnγ=98,3б для Ен=0,0253 еВ) до суми перерізів радіаційного захоплення й ділення (σ~580 барн). Таким чином, у балансі завантаженого до активної зони реактора²³⁵U потрібно враховувати не тільки витрати ядер²³⁵U у процесі його поділу, але й зменшення (~15%) ядер²³⁵U, незворотно втрачених на утворення²³⁶U.

На малюнку 6.27 наведено залежність рівня накопичення 236U у водо-водяному реакторі сучасної АЕС при різному початковому збагаченні палива від глибини вигоряння палива.

У свою чергу утворення²³⁶U призводить до його витрати в процесі утворення нових елементів²³⁷Np й²³⁸Pu (див. мал.6.22). Залежності, показані на малюнку 6.27, враховують цей процес. При глибині вигоряння 30·10³ МВт·доба/т у реакторах на теплових нейтронах утворюється 0,35–0,40%²³⁶U при збагаченні палива ~3,4%²³⁵U.

При вмісті в активній зоні ВВР 0,12% 236U втрата досяжної глибини вигоряння складе 103 МВт·доба/т, при 0,4% 236U – 2,5·103МВт·доба/т, при 1% 236U – 5·103 МВт·доба /т. В існуючих легководяних реакторах для компенсації негативного впливу 236U й отримання заданих енергетичних характеристик необхідно підвищити початкове збагачення палива 235U, що збільшує вартість ЯПЦ.

Використання ядерного палива в реакторах АЕС включає наступні основні операції:

• вивантаження, приймання і зберігання на складі ТВЗ свіжого палива, що надійшло від заводу-постачальника;

• комплектування ТВЗ для завантаження в реактор разом зі стрижнями СУЗ;

• завантаження ТВЗ до активної зони реактора (початкове або в порядку періодичного й часткового перевантаження); ефективне використання палива в активній зоні реактора (отримання заданого вироблення в реакторі теплової енергії).Мал. 6.27. Залежність вмісту 236U в паливі від глибини вигоряння при різному початковому збагаченні палива

Відпрацьоване в реакторі ядерне паливо перевантажується в басейн витримки, розміщений в реакторній залі, й знаходиться в ньому протягом декількох років. Таке тривале витримування дозволяє істотно знизити початкову радіоактивність та залишкове тепловиділення ТВЗ, відбракувати негерметичні збірки й твели, щоб полегшити завдання транспортування відпрацьованого палива з території АЕС (табл. 6.13).

З басейнів витримки відпрацьоване паливо перевантажується до транспортних контейнерів, які встановлені на спеціальних залізничних платформах або на інших транспортних засобах. Цією операцією завершується на АЕС найтриваліша — центральна – стадія ЯПЦ. Деякі АЕС мають в своєму розпорядженні довготривале буферне сховище відпрацьованого палива або можуть розмістити відпрацьовані ТВЗ в спеціальних контейнерах, пристосованих для сухого довготривалого зберігання.

Типи паливного циклу. Існує ряд видів паливного циклу залежно від типу завантажуваного реактора і від того, що відбувається з відпрацьованим паливом, вивантаженим з реактора. На малюнку 6.28 показана схема відкритого (розімкнутого) паливного циклу.

Відпрацьоване паливо зберігається невизначено тривалий час у водному басейні витримки на території АЕС. У зв'язку з цим необхідно забезпечити безпеку при роботі з ним, пакуванні й пересиланні відпрацьованого палива в постійне місце зберігання при використанні державних сховищ. У цьому циклі не проводиться процес відновлення або збагачення матеріалів, що діляться, які знаходяться у вигорілому паливі. На малюнку 6.29 показано цикл, в якому відпрацьоване паливо обробляється так, щоб відновити тільки уран. Плутоній й трансуранові елементи в даному циклі розглядаються як високоактивні відходи (ВАВ).

Уран доставляється назад на збагачувальний завод для того, щоб збільшити частку збагачення від 0,8 до 3%, що достатньо для повторного його використання як палива для ВВР. «Відходи» вимагають належного поводження, пакування і транспортування до місця постійного зберігання. Повніший паливний цикл показаний на малюнку 6.30. Тут, окрім урану, вилучається також плутоній. Оскільки

Таблиця 6.14. Зміна питомої активності й тепловиділення в 1 т відпрацьованого палива, котре вигружене з ВВЕР, при середній глибині вигоряння 33·10³ МВт·доба/т

Витримка, рік	Потужність тепловиділення, кВт/т	Активність, 104 Кі/т
1	10	2,3
2	4,7	1,3
5	1,2	0,5
10	1,0	0,32

плутоній є матеріалом, що ділиться, його можна використовувати як паливо. Оксид плутонію, змішаний з оксидом урану, можна використовувати повторно в циклі ВВР. Ця паливна суміш, використана в дослідних збірках у цілому ряді комерційних реакторів, продемонструвала успішне її застосування як паливо для ВВР.

Проте повторний цикл з плутонієм не знайшов комерційного застосування через ряд перешкод та обмежень. Великий інтерес до рециклу плутонію виявили в Японії й Німеччині. В Японії головним мотивом було забезпечення незалежності отримання палива для атомних електростанцій. У Німеччині цим хотіли скористатися для значного спрощення видалення високоактивних відходів.

Мал. 6.28. Схема відкритого паливного циклу

 Мал. 6.29. Паливний цикл з використанням урану, котрий виділений з відпрацьованого палива

 Мал. 6.30. Паливний цикл з використанням урану і плутонію, виділених з відпрацьованого палива

Також можливе об'єднання ВВР й швидких реакторів, засноване на третьому варіанті паливного циклу. Плутоній, що отримується з відпрацьованого палива, може бути використаний як перше паливне завантаження швидкого реактора.

Це найефективніше використання плутонію, оскільки кращі якості плутонію виявляються в швидкій частині спектру нейтронів. Цей напрям використовується у Франції.

Плутоній, що отримується на переробних заводах Франції, накопичується для подальшого його використання в програмі розвитку швидких реакторів. Реактор на швидких нейтронах вимагає свого власного паливного циклу, зі своєю специфікою і особливостями. Ця специфіка обумовлюється глибоким вигорянням палива в бридері (у 3 рази більше, ніж у ВВР). Інший цикл заснований на використанні торію, який хоч і не є матеріалом, що ділиться, але перетворюється в реакторі на²³³U. Торій використовувався в демонстраційних атомних станціях з реактором ВВР («Indian Point 1» й «Shippingport»), але торієвий цикл не отримав промислового розвитку. Торієвий цикл використовується у високотемпературних газових реакторах (в яких паливо вміщене в матрицю з графіту).

У даний час у зв'язку з інтенсифікацією робіт з удосконалення реакторів й АЕС в цілому змінюються позиції багатьох країн відносно вибору типа ЯПЦ. Все більше розробників схиляються до вибору замкненого (закритого) паливного циклу. В одній з доповідей на конференції МАГАТЕ, проведеній у вересні 2004 року, аналізувалася ситуація з вибором типу ЯПЦ з урахуванням зростаючого попиту на енергію. Стверджують, що відкритий, або одноразовий, паливний цикл має значні переваги у порівнянні із закритим циклом відносно витрат на виробництво, проблеми нерозповсюдження і безпеки експлуатації паливного циклу. Згідно доповіді в світі достатньо природної уранової руди для того, щоб забезпечити введення в дію 1000 нових реакторів протягом найближчих п'ятдесяти років. Метод «одноразового» використання ядерного палива залишиться відносно дешевим і безпечним до тих пір, доки родовища уранової руди не будуть вичерпані, і атомні держави не почнуть переробляти ВЯП, що накопичилося, для отримання плутонію – який не зустрічається в природі і є штучним побічним продуктом спалювання урану. При цьому не аналізується ситуація з вартістю операцій з поховання ВЯП і РАВ. Проте у міру виснаження запасів уранової руди витратність експлуатації відкритого паливного циклу – протилежності закритого циклу – може зрости. Однак, щоб уникнути незліченних ризиків, пов'язаних з використанням закритого циклу, фахівці рекомендують урядам і керівникам атомної промисловості ядерних держав продовжувати експлуатацію відкритого циклу на перевагу закритому циклу через високу вартість процесу переробки ВЯП і розробок в області нових термоядерних, або швидконейтронних, реакторів. Автори доповіді настійливо радять спрямувати дослідження і розробки в області паливного циклу у бік розвитку технологій, які не будуть в ході нормальної операції, тобто операції з мирного застосування ядерної енергії, приводити до виробництва придатних в озброєннях матеріалів, які включають уран, матеріали (такі як плутоній), що розщеплюються, і малі актиноїди. Практика закритого паливного циклу, здійснювана в даний час в Західній Європі та Японії, не задовольняє цьому критерію, указується в доповіді. Тому, говорять її автори, аналіз паливного циклу, дослідження, розробки і випробування повинні включати чітку оцінку можливого ризику розповсюдження ядерних матеріалів і заходи, необхідні для мінімізації цього ризику. Якщо все ж таки найбільш вірогідним прогнозом майбутнього атомної енергетики виявиться глобальне зростання атомної промисловості, заснованої на відкритому паливному циклі, тоді, говорять автори доповіді, вже протягом найближчих десяти років необхідно ввести в дію міжнародні угоди щодо зберігання відпрацьованого палива, які повинні в значній мірі скоротити потенційний ризик ядерного розповсюдження.

У майбутній великій атомній енергетиці на швидких нейтронах в зоні ядерних реакцій повинно здійснюватися не лише ділення актиноїдів, але і напрацювання із сировинного ядерного паливного урану-238 ізотопів плутонію – чудового ядерного пального. При коефіцієнті відтворення більше 1 у вивантажуваному ядерному паливі можна отримати більше плутонію, ніж його згоріло. Вивантажуване ядерне паливо з швидких ядерних реакторів повинне надійти на радіохімічний завод, де його позбавлять від продуктів ділення, що поглинають нейтрони. Потім паливо, що складається з урану-238 й актиноїдів (Pu, Np, Cm, Am), достатніх для здійснення ланцюгової ядерної реакції, разом з добавкою зі збідненого урану знову завантажується до активної зони ядерно-енергетичної установки. В ядерному реакторі на швидких нейтронах при радіохімічній переробці можна спалити практично весь уран-238.

На думку авторів доповіді, у великій атомній енергетиці переважатимуть ядерні реактори на швидких нейтронах. Паливо, вивантажуване з цих реакторів, містить велику кількість ізотопів актиноїдів (Pu, Np, Cm, Am), для нього характерна велика глибина вигоряння, а отже, на одиницю маси ядерного палива буде більше продуктів ділення.

Розвантаження вагона з ВЯП у сховишще Желєзногорського гірничо хімічного комбінату

Ще належить створити радіохімічні технології, що забезпечують:

 • ядерну безпеку з урахуванням більшої кількості малих актиноїдів зі своїми критичними масами;

• глибоке очищення продуктів ділення від актиноїдів, щоб не створювати труднощі при їх зберіганні, похованні та трансмутації;

• максимальне зниження маси технологічних відходів;

• більш досконале очищення газів, що виникають при радіохімічній переробці, від йоду, тритію, криптону, радіоактивних аерозолів;

• радіаційну безпеку експлуатаційного персоналу;

• отримання хімічних елементів, потрібних народному господарству, наприклад чистого ?-джерела;

• можливість багаторазового використання матеріалів із зони ядерної реакції, котрі містять цінні метали (Ni, Cr, Nb, Мо, Ti, W, V), й набули наведеної активності;

• економічно доцільну радіохімічну переробку, конкурентоздатну у порівнянні з видобуванням природного урану для майбутньої енергетики.

Загальний вигляд сховища ВЯП ФГУП ГХК м. Желєзногорська (на передньому плані – вузол перевантаження)

У даний час відпрацьоване ядерне паливо з чотирьох російських АЕС (Ново-Воронізької, Балаковської, Калінінської, Ростовської), трьох українських (Південно-української, Хмельницької, Рівненської) й АЕС «Козлодуй» (Болгарія) поступає на зберігання в «мокре» сховище заводу РТ-2 по регенерації ВЯП на території ФГУП ГХК м. Желєзногорська (Росія). За проектом сховище розраховане на 6000 тонн, передбачається ущільнити його з можливістю розміщення 8600 тонн ВЯП. Опромінені тепловиділяючі збірки (ОТВЗ) зберігаються під шаром води не менше 2,5 метрів над збіркою, що забезпечує надійний захист персоналу від усіх видів радіоактивного опромінення. Після витримки відпрацьованого ядерного палива в «мокрому» сховищі його розміщуватимуть вже в сухому сховищі ВЯП (СВП-2) загальною місткістю 38000 тонн (з них 27000 тонн для зберігання ОТВЗ реакторів РБМК-1000, 11000 тонн – для ОТВЗ реакторів ВВЕР-1000), будівництво якого йшло на комбінаті повним ходом і перша черга мала бути введеною в експлуатацію в грудні 2009 року. Комплекс сховища СВП-2 забезпечить безпечне довготривале зберігання ВЯП реакторів РБМК-1000 й ВВЕР1000 та передачу його надалі на радіохімічну переробку або підземну ізоляцію. СВП-2 оснащене сучасними системами контролю щодо радіаційної та ядерної безпеки.