Более прогрессивными методами переработки оружейного металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива быстрых реакторов являются "неводные" – пирохимические и пироэлектрохимические технологии.
Пирохимический метод– гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO2 в одном реакторе; пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов (NaCl+KCl) с последующей осадительной кристаллизацией PuO2 в одном электролизере.
Суть технологии заключается в сокращении числа операции и уровня воздействия на окружающую среду. Это достигается введением металлического плутония в среду расплавленной соли, где осуществляется его растворение и получение готовой композиции для снаряжения твэлов. Минимизация воздействия на окружающую среду происходит в двух направлениях: в расплавленной соли происходит взаимодействие ее составляющих с образованием комплексов. Это снижает уровень образованию аэрозолей в 1000 раз; кристаллические оксиды, используемые при производстве МОКС-топлива регенерируют аэрозоли в 15000 раз меньше, чем порошки полученные по мокрой схеме. Это означает, что барьеры защиты дешевле и надежнее (156).
При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных отходов по сравнению с водными технологиями. К тому же, пирохимические технологии более прозрачны с точки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа избыточных ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений.
Проблемы безопасности и охраны труда при работе с МОКСом более значимы, нежели в случае с урановым топливом. Изотопы плутония существенно отличаются по своим ядерным свойствам от изотопов урана. Эти различия приводят к следующим последствиям для безопасности реактора, работающего на МОКС (156):
- повышенная критичность - риск, связанный с критичностью при обращении и производстве плутония намного выше, чем в случае с ураном.
- уменьшение поглотительной способности управляющих стержней (эти стержни поглощают избыток нейтронов, предотвращая переход в режим неконтролируемой цепной реакции) легководных реакторов. Это происходит из-за того, что МОКС сравнительно хорошо поглощает нейтроны низких энергий (медленные нейтроны), поэтому средняя энергия нейтронов оказывается выше, а управляющие стержни поглощают быстрые нейтроны хуже, чем медленные. По той же причине падает поглотительная способность бора, добавляемого в охлаждающую жидкость реактора с водой под давлением (а также, в аварийных ситуациях, реактора на кипящей воде. Из-за этого оказывается недопустимым размещать топливные сборки с МОКС в непосредственной близости от управляющих стержней (в основном, именно из-за этого нельзя заменить на МОКС более чем одну треть загруженного в реактор уранового топлива). При использовании МОКС тепловой реактор менее стабилен, остановить его сложнее. Период разгона реактора уменьшается в два раза, на что не рассчитаны штатные системы управления реактором типа ВВЭР.
- усиление отрицательности некоторых коэффициентов реактивности при низкой степени обогащения плутония: коэффициент реактивности описывает изменение скоростей реакции деления (и, следовательно, мощности) в результате различных изменений ситуации в активной зоне, таких как, появление пустот в охладителе, изменение температуры замедлителя (воды), температуры топлива и т.п.
- усиление пика мощности. Из-за интенсивного поглощения медленных нейтронов плутонием возникает тенденция к неравномерному распределению мощности в активной зоне, с максимумом на границе между UO2 и МОКС, и особенно на границе между водой и МОКС-топливом. Для смягчения этого эффекта используют специальные конфигурации активной зоны со специально подобранными постепенно меняющимися уровнями обогащения в пределах топливной сборки. Это резко усложняет изготовление топливных стержней и их объединение в сборку; если же при этом будет допущена ошибка, возникает опасность аварии.
- сокращение доли запаздывающих нейтронов. Часть нейтронов испускается сразу при распаде ядра (они существуют затем в среднем еще одну микросекунду), а некоторые испускаются из ядер, возникших в результате деления ядра, с задержкой от десятых долей секунды до десятков секунд. Хотя доля запаздывающих нейтронов мала (0,7% и менее), контроль за ходом цепной реакции с помощью перемещения управляющих стержней, которые не могут перемещаться очень быстро, возможен только за счет этих запаздывающих нейтронов. Для 239Pu доля запаздывающих нейтронов примерно в три раза меньше, чем для 235U, что усложняет задачу контроля (особенно при высоких концентрациях 239Pu).
- ускорение износа материалов реактора. Поскольку, как указывалось выше, использование МОКС приводит к повышению средней энергии нейтронов, что в свою очередь «ускоряет процессы радиационного разрушения материалов реактора нейтронами. В результате сокращается срок службы деталей реактора, что может при определенных условиях создавать опасность аварии».
При использовании МОКСа количество плутония в активной зоне увеличивается, радиологические последствия более опасны. Достаточно упомянуть, что радиационная опасность, исходящая из свежего МОКС-топлива намного выше опасности свежего уранового топлива. Аналогично, отработанное МОКС-топливо гораздо опаснее отработанного уранового топлива (из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов)
Более высокие уровни выделения тепла и нейтронной радиации приводят к тому, что количество сложностей при транспортировке, хранении, и использовании МОКС-топлива возрастает.
Технологии, связанные с окончательным захоронением этого материала, не разработаны, существует лишь вариант иммобилизации плутония (смешивание с высокоактивными отходами и жидким стеклом/керамикой). Окончательное захоронение плутония вызывает затруднения, связанные с более высоким тепловыделением, нейтронной радиацией и критичностью. Из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов, захоронение МОКС намного сложнее, опаснее и дороже, чем захоронение традиционного ОЯТ (156).
8.3 Ядерныи реактор
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления была получена 2 декабря 1942 г. в гетерогенном уран-графитовом ядерном реакторе, запущенном в США под руководством итальянского физика Э. Ферми. В СССР реактор такого же типа был запущен декабря 1946 г. под руководством академика И. В. Курчатова (110).
В качестве топлива (источника энергии) ядерных реакторах используют, как право, обогащенный уран.
Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение равномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.
Самоподдерживающаяся реакция ядерного распада может привести к ядерному взрыву либо протекать стационарно — при определенных условиях, создаваемых в реакторах. Для этого необходимо, чтобы при делении урана-235 часть нейтронов продолжала реакцию, а часть поглощалась либо выводилась из дальнейшего участия в процессе деления. Это достигается при использовании в качестве топлива (ядерного горючего) обогащенного урана (с содержанием урана-235 около 2—3 %). Уран-238, присутствующий в обогащенном уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя удерживать цепную реакцию под контролем, сам превращаясь при этом в плутоний-239. Таким образом, к концу срока эксплуатации реактора топливо содержит больше плутония-239, чем урана-235, выгорающего в процессе поддержания цепной реакции (63).
Основные типы энергетических ядерных реакторов:
-электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую)
-элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую);
-высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода);
-теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации)
Центральная область ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, где в основном и протекает цепная реакция, называется активной зоной. Здесь происходит цепная реакция деления и выделяется основная доля тепловой энергии. Условия, необходимые для протекания самоподдерживающейся цепной реакции, создаются в каждом реакторе при вполне определенных размерах его активной зоны и количестве делящегося материала. Минимальное количество делящегося материала и минимальные размеры активной зоны, при которых в данном реакторе возможна самоподдерживающаяся цепная реакция, называются критической массой и критическими размерами этого реактора. Активная зона, как правило, окружается отражателем — слоем материала (вода, уран, графит), эффективно возвращающего нейтроны, тем самым уменьшая их утечку из реактора, что приводит к сокращению размеров активной зоны и уменьшению загрузки ядерного реактора делящимся материалом. Величина критической массы зависит от нуклидного состава отражателя и активной зоны, а также ее формы (куб, цилиндр), от вида используемого топлива и замедлителя, наличия примесей и некоторых других факторов (60, 61).
В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее время жизни нейтронов в реакторах различных типов 10-3—10-8 с. Цепная реакция деления ядер может быть стационарной, затухающей или нарастающей в зависимости от команд оператора, управляющего реактором.
Реактивность ядерного реактора — мера возможного отклонения от критических условий, когда цепная реакция является самоподдерживающейся. Рост реактивности (например, при извлечении поглощающего стержня) вызывает нарастание цепной реакции и увеличение мощности реактора. И наоборот — уменьшение реактивности приводит к затуханию цепной реакции (например, при выгорании топлива или накоплении поглощающих осколков деления, отравляющих реактор). Чтобы создать запас реактивности, размеры активной зоны делают больше критических, и делящийся материал загружают в количестве, превышающем критическую массу, а для возмещения избыточной реактивности в активную зону предварительно вводят специальные конструкции — компенсирующие (поглощающие) стержни. В процессе работы ядерного реактора происходит выгорание топлива, когда количество делящегося материала в активной зоне уменьшается и происходит накопление продуктов деления, отравляющих реактор.
Выгорание ядерного топлива - деление ядер урана или плутония с освобождением энергии и образованием осколочных нуклидов. Накопление большого количества продуктов деления приводит к нарушениям работы режима работы реактора. Так, среди осколочных продуктов имеются нуклиды с большим сечением захвата нейтронов (например, 135Хе, 149Sm), которые называют «нейтронными ядами». Накопление этих продуктов приводит к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения режима работы реактора могут наступить из-за накопления в ТВЭЛах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри ТВЭЛов, к распуханию и разрушению оболочек ТВЭЛов. Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ядерное топливо выгружают из реактора и заменяют свежим. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах кампания топлива составляет 2-4 года, в реакторах на быстрых нейтронах - меньше года. Отработанное топливо направляется на переработку в целях выделения содержащихся в нем делящихся материалов и очистки от продуктов деления. Очищенные делящиеся материалы можно использовать для изготовления новых ТВЭЛов.
Глубина выгорания топлива определяется как отношение количества израсходованного ядерного топлива к общему количеству первоначально загруженного топливного материала, выраженное в процентах, или как отношение количества выработанной энергии к количеству загруженного топлива. Запас реактивности ядерного реактора в процессе выгорания топлива снижается, поэтому для непрерывного поддержания цепной реакции из активной зоны по мере необходимости извлекают компенсирующие стержни (20,27).
Кроме компенсирующих в реакторе обычно устанавливают стержни еще двух типов: регулирующие, предназначенные для управления работой реактора (разгоны, остановки, переходы с одного уровня мощности на другой), и стержни аварийной защиты. Последние при нормальной работе реактора находятся вне активной зоны во взведенном состоянии. При превышении допустимого значения хотя бы одного параметра (мощности, температуры, давления пара, скорости разгона) стержни аварийной защиты сбрасываются в активную зону, что приводит к немедленному прекращению цепной реакции.
КПД современных энергетических реакторов составляет 30%. Это означает, что для обеспечения электрической мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощностью 3300 МВт, т.е. в течение одного года должно выгореть 1,3 т 235U. В реальных условиях уранового топливного цикла это значение ниже, так как существенный вклад в выработку энергии вносит образующийся при работе ядерного реактора 239Pu. По мере его накопления в топливном материале возрастает вероятность деления ядер плутония. При обычных режимах работы реакторов на тепловых нейтронах примерно половина всех актов ядерного деления приходится на долю 239Pu. Таким образом, плутоний становится полноценным ядерным топливом даже при загрузке в реактор чистого уранового топлива. Вклад плутония в вырабатываемую на АЭС энергию составляет ≈50%. С учетом деления 239Pu можно считать, что для реактора мощностью 1000 МВт (эл.) необходимо загрузить 670 кг/год 235U, что при 3%-ном обогащении соответствует 22 т U. При продолжительности кампании, равной трем годам, загрузка составляет 66 т U. Чтобы при этом обеспечить 3%-ную глубину выгорания, начальное обогащение 235U должно быть выше 3%, т.е. 3,5-4,5%. Загруженные 70 т урана нужно постепенно, в течение трех лет, заменять свежим топливом.