Франция, Германия, Великобритания, Россия и Япония продолжают развитие технологий закрытого топливного цикла для оксидных топлив. Сейчас Европе 35 реакторов способны частично использовать МОКС-топливо (от 20 до 50 %), содержащего до 7 % пригодного для реакторов плутония. В настоящее время лишь Великобритания, Франция и Россия перерабатывают ОЯТ других государств (141).
Основные этапы ядерного топливного цикла:
добыча урановой руды,
изготовление уранового концентрата (в форме октооксида урана (III) U3O8 или диураната натрия Na2U207);
конверсию (производство гексафторида урана UF6 и его обогащение ураном-235);
изготовление топлива для ядерных реакторов;
его сжигание в реакторах с целью производства тепловой и электроэнергии;
переработку отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и обращение с радиоактивными отходами (112).
8.2 Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива
Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата, включающее основные стадии:
собственно добыча урансодержащей руды;
ее механическое обогащение посредством удаления пустой породы;
измельчение полученной рудной массы;
выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия;
получение уранового концентрата путем извлечения из урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением);
сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка (112).
Содержание урана в урансодержащих рудах, добываемых в СНГ, составляет 0,05— 0,1 %. Цель данного этапа ЯТЦ состоит в повышении концентрации урана.
Добыча урановой руды производится на рудниках и в открытых карьерах обычными способами и методом подземного выщелачивания, при которых для растворения урана в подземное месторождение вводятся особые растворы.
Все предприятия по добыче урана оказывают негативное воздействие на окружающую среду. Основными источниками радиоактивного загрязнения в местах добычи являются карьеры, шахты, «хвостохранилища» (специально отведенная территория для складирования «хвостов» — отвалов породы после технологического процесса извлечения из урановой руды полезного компонента), открытые склады руды, отвалы. Загрязнение вызывается выбросами радиоактивных газов, пыли и аэрозолей в атмосферу, сбросом шахтных вод, утечек и аварийных сбросов из «хвостохранилищ» и гидротранспортных систем, а также вследствие применения рудных пород в качестве местных стройматериалов (112). В США на совокупный объем "хвостов" приходится более 95% общего объема всех радиоактивных отходов на всех стадиях производства ядерного оружия и электроэнергии. Несмотря на то, что опасность от одного грамма "хвостов" мала по сравнению с большинством других радиоактивных отходов, большие объемы этих отходов и отсутствие соответствующих законодательных мер вплоть до 1980 года, привели к значительному повышению уровня загрязнения окружающей среды (146).
Рисунок 26. Урановый карьер (145).
Из руды методом дробления (очищения) извлекается окись урана (U3O8), имеющая форму "желтого кекса" - это желтый или коричневый порошок, где содержится около 90% окиси урана.
Сырье для получения ядерного топлива различается в зависимости от типа ядерного реактора, для которого предназначено топливо. В большинстве реакторов применяется обогащённый уран, а исходным соединением для его обогащения является гексафторид урана. В природном уране содержится 0,8 % изотопа 235U. Для уменьшения размеров реактора содержание 235U в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 %.
Изготовление химических концентратов природного урана в форме октооксида урана (III) U3O8 или диураната натрия Na2U2O7 осуществляется в процессе гидрометаллургического производства. Выбор технологии обусловлен химическим составом руды и спецификой предприятия. При карбонатном выщелачивании измельченная урановая руда обрабатывается карбонатом натрия Na2CO3 с получением уранового раствора, из которого с помощью соответствующих химических реакций осуществляется селективное осаждение урана в виде диураната натрия. После доочистки продукта его сушат, и полученный порошок желтого цвета упаковывается в герметичные емкости (112).
Другой вид уранового концентрата — октооксид урана (III) U3O8 после сушки представляет собой порошок черного цвета и также упаковывается в герметичные емкости.
Полученный на первой стадии ядерного топливного цикла концентрат урана поступает на химический передел, где партии концентрата усредняются и очищаются от примесей. До осуществления процесса изотопного обогащения необходимо проведение операции доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффинаж). Особое внимание уделяется очистке урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтронпоглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте (143).
Конечной продукцией химического передела является тетрафторид урана, который направляется на конверсию. В настоящее время гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения с помощью разработанных технологий. Она включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с последующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафторида урана(UF6) и его конденсация в системе холодных ловушек. Гексафторид урана подвергается обогащению по изотопу урана-235.
Предприятия по обогащению урана входят в Топливную компанию «ТВЭЛ», которая объединяет все предприятия и организации, так или иначе связанные с производством ядерного топлива (45).
Непосредственно обогащением урана занимаются четыре предприятия:
Ангарский электролизный химический комбинат (г. Ангарск, Иркутская область)
Производственное объединение «Электрохимический завод»
(г. Зеленогорск, Красноярский край)
Уральский электрохимический комбинат (г. Новоуральск, Свердловская область)
Сибирский химический комбинат (г. Северск, Томская область).
Их производственные мощности позволяют России в лице Росатома занимать 40% мирового рынка услуг по обогащению урана и планировать увеличение этой доли.
Россия обладает самой передовой технологией по обогащению урана — газоцентрифужной. Внутри вращающейся центрифуги более тяжелые молекулы, содержащие атомы U-238, преимущественно движутся по направлению к внешней стороне цилиндра, а более легкие молекулы, содержащие U-235, остаются ближе к центральной оси. Затем газ в этом цилиндре начинает циркулировать снизу вверх, продвигая обедненный уран, который находится ближе к внешней стенке, по направлению к верхней части, а газ, обогащенный U-235 - от центра по направлению к нижней части. Затем два потока, один обогащенный, а другой обедненный, можно извлечь из центрифуги и разделить на газодиффузионных «каскадах» (144).
Из обогащенного гексафторида урана изготавливается порошок диоксида урана. Обогащенный по U- 235 UF6 поступает на завод в 2,5 тонных стальных контейнерах. Из него гидролизом получают UO2F2, который затем обрабатывают гидроксидом аммония. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая диоксид урана UO2, который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток. Номенклатура таблеток (в зависимости от размеров и обогащений) составляет более 40 разновидностей. Они комплектуются в партии с проверкой на соответствие техническим требованиям.
Таблетки вкладывают в трубки из циркониевого сплава (циркалоя) и получают топливные стержни - тепловыделяющие элементы (твэлы) (рис.27), которые объединяют примерно по 200 штук в законченные топливные сборки, готовые для использования на АЭС.
Рисуное 27. Общий вид отдельных видов ТВЕЛов (147).
Аналогичные технологии используются для производства уран-эрбиевых таблеток для топливных кассет реакторов РБМК, а также для изготовления уран-гадолиниевых таблеток для тепловыделяющих сборок с выгорающим поглотителем реакторов. Уран-гадолиниевое топливо позволило повысить безопасность эксплуатации атомных реакторов и увеличить их топливный цикл (до 4 лет у ВВЭР-1000 и до 5 лет у ВВЭР-440).
Рисунок 28. Тепловыделяющая сборка (148).
Топливо для реактора типа ВВЭР представляет собой пучок твэлов с оболочками из циркониевого сплава и заключенными в них таблетками диоксида урана. Тепловыделяющая сборка (ТВС) для реакторов ВВЭР имеет шестигранное сечение (рис.28). Кроме твэлов, ее элементами являются головка, хвостовик, дистанционирующие решетки и в некоторых случаях - чехол.
Головка предназначена для сцепления при загрузке-выгрузке, а хвостовик обеспечивает установку ТВС в реакторе и организует тракт для подачи теплоносителя, охлаждающего твэлы. ТВС ВВЭР-440 состоит из 126 твэлов. Тепловыделяющая сборка для реактора ВВЭР-1000 насчитывает 311-312 твэлов. Имеются различные модификации топлива для реакторов этого типа, рассчитанные на трех-, четырех- и пятигодичные топливные циклы.
Одним из путей повышения эксплуатационных характеристик реактора ВВЭР является переход на керметное топливо, т.е. создание оболочкового твэла на основе керметного топлива с матричной структурой.
Керметное топливо – гранулы из диоксида урана (объемная доля UO2 до 70%), расположенные в металлической матрице, изготавливаемой обычно из сплава на основе циркония. Такое топливо характеризуется отсутствием прямых контактов между топливными частицами благодаря их равномерному распределению в металлической матрице. Это достигается использованием сферических топливных частиц, предварительно покрытых материалом матрицы, которые впрессовывают в сердечники (143).
Помимо рассмотренной выше схемы производства уранового топлива – от рудника через незначительное обогащение к твэлам – в последнее десятилетие реакторное топливо изготавливают из высокообогащённого оружейного плутония путём его разбавления.
Россия получила в наследство от СССР 25 - 30 тыс. тактических и стратегических ядерных боеголовок. В соответствии с международными соглашениями по сокращению стратегического и тактического ядерного вооружения, страна должна демонтировать 16–18 тыс. ядерных боеголовок. После демонтажа боеголовок высвобождаются сотни тонн высокообогащенного урана (ВОУ) и десятки тонн плутония. На начало ХХI века запасы ВОУ в России оценивались в 900 т.
Демонтаж ядерного оружия ведётся на тех же заводах, на которых его создавали. В результате демонтажа из боеголовки извлекается таблетка ядерного материала, так называемый «пит» (металлический уран в оболочке из тугоплавкого металла). В Томске-7 металлический уран преобразуют в стружку, которую отправляют на Уральский электрохимический комбинат. Там металлический высокообогащённый уран переводят в UF6. На узле смешивания по первой трубе идет 235 UF6. Разбавление ведут не природным ураном-238, а слабо обогащённым ураном (по второй трубе идет UF6 с обогащением по урану-235 1,5%). В результате на выходе третьей трубы имеется UF6 обогащенный до 4 - 5% - типичное обогащение для топлива реакторов атомных электростанций. Затем по обычной схеме гексафторид превращают в диоксид урана (144).
Для разбавления одного килограмма высокообогащённого урана, нужно около 300 кг природного урана. Из одного килограмма высокообогащённого урана получается примерно 30 кг низкообогащённого урана. За 6 лет разбавлено 125 тонн российского высокообогащенного урана, что эквивалентно примерно 5000 боеголовкам. С 1999 года начали перерабатывать 30 тонн в год. В течение 20 лет предполагается переработать 500 тонн урана, извлеченного из российского оружия.
В настоящее время в связи с исчерпанием запасов урана-235 (как рудных, так и складских) все большее внимание привлекает плутоний-239, как основа будущего реакторного топлива, поскольку один грамм плутония эквивалентен 100 граммам извлеченного из ОЯТ урана, 1500-3000 кубометров природного газа, 2-4 тоннам угля или одной тонне нефти. В то же время плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов. Поэтому его накопление не только расточительно, но и опасно. Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония.
На приготовление ядерного топлива обычно идут двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами. Однако, чаще он используется в виде смеси с природным ураном или с ураном, слегка обогащённым 235U (так называемое смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо).
Смешанные окислы (МОКС) - реакторное топливо, состоящее из смеси окислов урана и плутония. МОКС используются для регенерации переработанного отработанного топлива (после отделения отходов) в медленных ядерных реакторах (термальная регенерация) и в качестве топлива для быстрых реакторов-размножителей (144).
Пригодный для использования в энергетических реакторах плутоний может быть получен за счёт переработки отработанного ядерного топлива или из ядерного оружия.
Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало 21-го века во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых две трети находится в отработанном ядерном топливе АЭС. Уже сейчас более 120 тысяч тонн ОЯТ находится в хранилищах, а к 2020 году его будет 450 тысяч тонн.
Наиболее приемлемой химической формой плутония при использовании его в качестве топлива для энергетических реакторов является двуокись плутония PuO2 в смеси с двуокисью природного урана UO2.
Смешанное оксидное топливо обычно используется в двух типах реакторов - в реакторах на быстрых нейтронах (БН) и в легководных реакторах (ЛВР). Обычно МОКС с содержанием плутония от 5 до 8 % используется в реакторах с водой под давлением и в реакторах с кипящей водой.
Таблетки МОКС можно изготавливать путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония с образование «основной смеси» UO2-PuO2. Содержание плутония в смеси затем корректируется для использования в реакторе путем добавления UO2. Эта технология обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Затем порошок прессуют и спекают с образованием гранул, которые впрессовываются в топливные стержни (143, 144).
Возможна переработка оружейного плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатах - производителях плутония – растворение металлического плутония в кислотах (смесь HNO3+HF или смесь HNO3+HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO2 через оксалатное осаждение, или смешанный оксид (U, Pu)О2 путем совместного соосаждения ураната и плутоната аммония в присутствии поверхностно-активных веществ, или плазменной денитрацией. По этой технологии образуются малопылящие гранулы. При прессовании таблеток применяется сухая связка – стеарат цинка, что позволяет существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Водные способы отличает многостадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных отходов.