Специфика технологии ядерного топливного цикла

На рубеже веков доля атомной энергетики в мировом производстве энергии составляла 17%; для России этот показатель равнялся 13%, причем территориальное распределение атомных электростанций (АЭС) было крайне неравномерным (рис. 24). В центре Европейской части вклад АЭС в производство энергии равнялся 25%, в Сибири и на Дальнем Востоке – менее 1%.

Общепринято рассмотрение экологических вопросов влияния АЭС на окружающую природную среду вкупе со всей технологической схемой ядерного топливного цикла (рис. 25).

Рис. 24. Размещение АЭС, ПЗРО и исследовательских реакторов:

1 – атомные электростанции; 2 – пункты захоронения радиоактивных отходов; 3 – исследовательские реакторы

Рис. 25. Принципиальная схема ядерно-топливного цикла (ЯТЦ)

ЯТЦ включает в себя взаимосвязанные производства:

¨ добычу урановой руды, ее переработку с получением урановых концентратов и гексахлорида урана;

¨ разделение изотопов (обогащение) урана;

¨ изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов);

¨ производство тепловой и электрической энергии на АЭС;

¨ регенерацию отработанного ядерного топлива на радиохимических заводах: хранение, обработку и захоронение отходов высокой и низкой удельной активности;

¨ транспортировку топлива и радиоактивных отходов между различными предприятиями ЯТЦ;

¨ демонтаж ядерных установок.

Безусловно, каждое звено ЯТЦ имеет определенное воздействие на окружающую среду.

Добыча урановой руды становится рентабельной, если она содержит несколько килограммов урана на тонну. Урановые руды добываются открытым и подземным способами. Полученная руда подвергается предварительной обработке, измельчению, выщелачиванию. Иногда уран извлекается попутно с другими металлами – золотом, медью, свинцом.

Обработка руд осуществляется на гидрометаллургических заводах. Их мощность от 500 до 50000 уранового концентрата в год. Для силикатных и алюмосиликатных руд основным является метод выщелачивания раствором серной кислоты с окислителями. Карбонатные руды выщелачивают раствором карбоната или бикарбоната натрия с окислителями. Для упорных руд применяют кислотное автоклавное выщелачивание при повышенных температурах. Полученный концентрат – «желтый кекс» (Yellow cake) поступает на дальнейшую переработку.

Возможные негативные экологические последствия этой стадии ЯТЦ связаны с поступлением в природную среду жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов (РАО), содержащих естественные радиоактивные вещества – уран и дочерние продукты его распада. Основными являются твердые отходы – отвалы пустых пород, хвостохранилища гидрометаллургических заводов, склады забалансовых руд.

На каждые 200 т извлеченного урана (это годовая потребность АЭС мощностью 1 ГВт) образуется 100 тыс. т РАО, накапливающихся в хвостохранилищах. Они представлены радием-226 и торием-230 с периодами полураспада в десятки тысяч лет, долгоживущими изотопами урана с периодом полураспада в сотни миллионов лет. Из рудников вместе с вентиляционным воздухом в атмосферу выбрасывается радон-222 и радиоактивная пыль с радиоактивными аэрозолями. Жидкие РАО поступают с откачиваемыми подземными водами спецпрачечных и душевых, жидкой фазой хвостов рудничной пульпы.

Доля расщепляющегося U-235 в чистом уране всего 0,7%. Поэтому для использования его на АЭС необходимо доведение содержания U-235 до 3%. Уран с помощью фтора превращают в газообразный гексафторид урана (UF6). Затем изотопы разделяют с помощью нескольких способов – разделения на фильтрах, каскадной диффузии, центрифугирования газов.

Из обогащенного UF6 получают диоксид урана, формуют его в брикеты – «таблетки». Сырые отпрессованные «таблетки» нагревают до 1700 °С для достижения необходимой прочности и плотности и заряжают в оболочку топливного стержня из сплавов циркония и алюминия или графита высокой плотности. Топливный стержень (ТВЭЛ) – это трубка с сердечником, представляющим собой брикеты из обогащенного урана (U02). ТВЭЛы собирают в специальные пакеты, кассеты и блоки («сборки») с регулирующими стержнями и размещают затем в активной зоне реактора.

На АЭС энергию для превращения воды в пар получают путем расщепления ядер урана, плутония, тория в ядерном реакторе. В нем проводят управляемую цепную реакцию, при которой допускается расщепление ровно такого количества ядер, которое требуется для выработки электроэнергии. Котел кипящего реактора служит также для нагревания воды. При распаде каждого уранового ядра испускается от двух до трех нейтронов. Для предотвращения распада излишнего числа ядер и выделения слишком большого количества энергии, обеспечения равномерности выработки электроэнергии применяются специальные вещества (кадмий, бор), которые поглощают нейтроны в нужном количестве.

В настоящее время в мире существуют пять основных типов энергетических реакторов: водо-водяные с водой под давлением; водо-водяные кипящие реакторы, разработанные в США и наиболее распространенные в настоящее время; реакторы с газовым охлаждением, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции; реакторы с тяжелой водой, принятые в Канаде; водографитовые канальные реакторы, которые использовались только в СССР.

В России освоен двухконтурный реактор водо-водяной энергетический (ВВЭР). В качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная вода. Циркуляционными насосами она прокачивается через активную зону реактора под давлением 125 атм., отводит тепло От ТВЭЛов и переносит его в парогенератор, где образуется пар, направляемый на турбину (рис. 26).

Системы первого контура включают в себя реактор, циркуляционные насосы и трубопроводы, по которым вода поступает из реактора в парогенератор.

К системе второго контура относится паропроводящая часть парогенератора, турбогенераторы и трубопроводы, по которым из парогенератора пар поступает в машинное отделение к турбинам.

Второй тип реактора – РБМК – реактор большой мощности канальный, где замедлителем является графит, а теплоносителем – вода.

Рис. 26. Упрощенная схема атомной электростанции (а) и рабочего канала атомного реактора (б):

1 – ядерный реактор; 2, 3 – коллекторы; 4 – парогенератор; 5 – трубки; 6 – циркуляционный насос; 7 – фильтр; 8 – паровая турбина; 9 – конденсатор; 10, 11 – насосы; 12 – насос для подачи воды; 13 – бак; 14 – турбогенератор; 15 – графитовый цилиндр активной зоны канала; 16, 17 – трубки канала

Перспективным типом реактора является высокотемпературный, где в качестве ядерного топлива, наряду с ураном, используется торий-232. Для обеспечения радиационной безопасности на АЭС существует система защиты, не позволяющая радиоактивным продуктам распада попасть в окружающую среду.

Она предусматривает:

¨ размещение расщепляемых материалов в топливных «таблетках»;

¨ герметичность оболочек топливных стержней, не позволяющая опасным продуктам выйти наружу;

¨ наличие отражателя нейтронов, окружающего активную зону;

¨ высокопрочный металлический толстостенный корпус реактора;

¨ экранирование толстыми бетонными стенами всех сооружений, из которых может исходить радиационная опасность;

¨ железобетонную ограждающую конструкцию толщиной более 1 м, которая не разрушится даже в случае, если на нее рухнет самолет.

Газообразные отходы АЭС складываются из выбросов летучих веществ (трития, радиоактивных изотопов ксенона, криптона, йода) и аэрозолей. Остальные радионуклиды – осколки деления ядер, продукты активации и др. присутствуют в газовых выбросах в виде аэрозолей. Газовые выбросы в атмосферу предварительно очищаются от радионуклидов.

Объемы жидких отходов, образующихся на АЭС, могут достигать 100 тыс. м³/год на энергоблоке с реактором РБМК-1000 и 40 тыс. м³/год на энергоблоке с реактором ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Объем твердых отходов ежегодно достигает на АЭС 2000-3000 м³. В основном это отработанное топливо. Ежегодно заменяют примерно Ц действующих ТВЭЛов новыми.

Наличие радиоактивных отходов при работе АЭС требует учета при их проектировании определенных санитарно-гигиенических и экологических стандартов. Годовая эквивалентная доза для сотрудников АЭС составляет 4,4 мЗв. Для местного населения она равна примерно 0,02 мЗв/год. Для сравнения: фоновое излучение составляет 2 мЗв/год. Для каждой АЭС регламентируются предельно допустимые выбросы в зависимости от размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы и усредненных метеорологических условий в районе работы АЭС.

Тепловое загрязнение проявляется в воздействии АЭС на поверхностные воды. В активной зоне ядерного реактора выделяется огромное количество тепловой энергии. Эту зону необходимо охлаждать во всех режимах эксплуатации, включая остановку АЭС. Расход воды на АЭС в 1,5 раза выше, чем на ТЭС. Хотя сбрасываемые воды условно чистые, однако за счет своей термальности они подогревают воды водоема-приемника, что вызывает рост его биологической продуктивности. Уровень экологической опасности для водоемов наиболее высок для северных широт и в южной части умеренного пояса (68° с.ш. – оз. Имандра, 48° с.ш. – Каховское водохранилище). Наименьшая уязвимость – 56-60° с.ш.

Воздействие АЭС на водные источники существенно возрастает с наращиванием мощности станции. Функционирование станции мощностью 4-6 ГВт приводит к сбросу в водоем подогретых вод объемом от 5 до 7,3 км³/год. Тепловое давление на водные экосистемы настолько велико, что необходимо либо разбавление (охлаждение) сбрасываемых вод, либо расширение площади и объема акватории сброса. При этом площадь водного зеркала должна быть 120-180 км², что возможно только на крупных реках типа Волги. В связи с этим встает задача проектирования специальных водоемов-охладителей, или градирен. В этом случае площади изымаемых земель возрастают в 6 раз, до 3 тыс. га на АЭС мощностью 6 ГВт.

Переработка отработанного топлива. Примерно 10% использованного на АЭС ядерного топлива направляется на переработку для извлечения урана и плутония с целью повторного использования. Технология регенерации топлива заключается в выделении радиоактивных отходов и пригодного для повторного использования топлива. Свыше 99% продуктов деления попадает в высокоактивные отходы; поэтому радиохимические заводы относятся к наиболее опасным стадиям ЯТЦ.

Хранение, отработка и захоронение отходов. Отходы подразделяются на три группы: слабоактивные, среднеактивные и высокоактивные. К первой относятся лабораторные отходы, растворы, отходы от уборки, загрязненные фильтры, одежда. Среднеактивные – измельченная оболочка топливных стержней. Их также цементируют в специальных сосудах. Высокоактивные отходы – растворенные в азотной кислоте продукты распада, дающие 99% мощности радиоактивного излучения всех ядерных отходов. В проектах создания АЭС для хранения высокоактивных отходов предусмотрен метод остекловывания: их растворы концентрируют, подвергают химической обработке, плавят при температуре 1150 °С со стеклянным порошком и затем сливают в толстостенные емкости из нержавеющей стали.

Демонтаж АЭС. АЭС рассчитаны на 30 лет работы. Технология демонтажа предусматривает полную очистку территории, до ее привода в состояние «зеленой площадки».