ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

История создания реактора РБМК

 

Советский Союз явно отставал от Запада. В 1972 году соотношение по числу АЭС было уже следующим – в США работало 24 блока атомных электростанций, в Великобритании 27 блоков, а в СССР –семь. Таковы были предпосылки, побудившие ЦК КПСС дать задание Правительству на срочное развитие собственной гражданской атомной энергетики и поручить Министерству среднего машиностроения разработать проект реактора способного обеспечить паром турбины энергоблока с электрической мощностью в один миллион киловатт.

Для начала были рассмотрены все существовавшие типы реакторов – советские и зарубежные. В результате признали целесообразным делать проекты на основе двух имевшихся отечественных разработок. Один проект на базисе уран-графитового промышленного реактора Сибирской АЭС, второй - по типу корпусного водо-водяного реактора Ново- Воронежской АЭС. Разработка первого проекта была поручена коллективу конструкторов НИКИЭТ. Вот как рассказывал о работе над ним (проектом РБМК) директор НИКИЭТа академик Н.А. Доллежаль [10]: «Мне такой реактор представлялся перспективным , в пользу чего говорил предшествующий опыт <…> К делу мы приступили в содружестве с Савелием Моисеевичем Фейнбергом (а тем самым и с Анатолием Петровичем Александровым). Размышления привели нас к выводу, что если в таком канальном реакторе соответствующих размеров использовать для охлаждения кипящую воду под давлением 70 атмосфер, то можно достичь тепловой мощности в 3-3,5 миллиона киловатт. А это как раз и даст заданный миллион киловатт электроэнергии, которую выработают серийные турбогенераторы, питаемые насыщенным паром из реактора. Говоря языком теплотехники, термодинамический коэффициент полезного действия обещал составить примерно 30 процентов. Такой КПД для атомной установки по тем временам был вполне хорош. Наши расчеты показывали, что обойтись одним лишь природным ураном не удастся (а к этому все мы тогда стремились), но обогащать его потребуется на скромную величину - не больше чем для других энергетических реакторов.

 

БН-600

 

Преимуществом реактора на быстрых нейтронов является возможность вовлечения в энергетику делящегося урана-238 – основного изотопа в природном уране. Кроме того, высокопоточный реактор на быстрых нейтронах позволяет нарабатывать плутоний-239 – ценное топливо для тех же ядерных реакторах.

 

Идею быстрого реактора (БР) впервые высказал Э.Ферми ещё в 1942 г. Первые два реактора на быстрых нейтронах появились в США: сначала был собран стенд «Клементина» (работал с 1946−го по 1952

 

г. в Лос-Аламосе), а в 1951 году — EBR-1 (experimental breeder reactor), который показал, что можно и вырабатывать электроэнергию, и воспроизводить топливо в одном устройстве, т.е. быстрый реактор может быть и энергетическим и бридером.

Независимо от Ферми идею расширенного воспроизводства ядерного топлива в БР в 40−х годах выдвинул и обосновал А. Лейпунский, воплотивший ее впоследствии в серии экспериментальных устройств. Первый советский экспериментальный стенд нулевой мощности БР-1 был пущен в Обнинском ФЭИ в 1956 г. и проработал два года, подтвердив возможность расширенного воспроизводства плутония . На реакторе БР-5 (после модернизации 1973 г. - БР-10), работающем с 1959 г., были получены данные, необходимые для разработки энергетических быстрых реакторов с натриевым охлаждением.

 

- конце 50−х к лидерам атомной гонки присоединилась Англия с установкой DFR в Даунри. Первый энергетический быстрый реактор «Энрико Ферми», построенный на озере Эри около Детройта, дал ток в 1965 г., правда, уже в 1966 году на нем произошла авария. После ее ликвидации станцию вновь запустили, но её конструкция оказалась неудачной. Поэтому в 1974 г. на ее месте установили обычный тепловой реактор.

 

В СССР со временем также были поострен сравнительно мощный экспериментальный реактор БОР-60 (г. Димитровград, 1969) и энергетические реакторы БН-350, БН-600, БН-800 (быстрые натриевые).

 

Реактор БН-350 (г. Актау, Каспийское море, 1972) - первый энергетический быстрый реактор, важный энергоисточник Восточного Казахстана (и опреснитель морской воды), дал большой опыт промышленного масштаба и явился экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок, других элементов активной зоны, оборудования. Ныне демонтиован.

Реактор БН-600 (п. Заречный, 1980) - энергетический реактор, работающий в энергосистеме Среднего Урала в качестве III блока Белоярской АЭС. Реактор имеет прогрессивную, с точки зрения безопасности, интегральную компоновку, высокую надежность, хорошие энергетические параметры, практически не влияет на окружающую среду.

 

Реакторы на быстрых нейтронах дают возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120–140 новых ядер, способных к делению.

 

Внедрение реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов-размножителей или реакторов-бридеров) в энергетику могло бы шестидесятикратно (и более) увеличить эффективность использования урана. Каждый такой реактор, загруженный первоначально естественным ураном, очень быстро достигает стадии, когда каждая тонна руды выдает в 60 раз больше энергии, чем в обычном реакторе. Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отработанного топлива. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Быстрые реакторы открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы ²³⁸U и ²³²Th, которых в природе значительно больше, чем ²³⁵U – основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего ²³⁵U.

 

Теплоносителями в реакторе на быстрых нейтронах выступают расплавы металлов или солей. Наибольшее распространение получило использование натрия. Отметим, что с точки зрения эффективности воспроизводства, натрий – не лучший выбор теплоносителя для быстрого реактора-наработчика. Хуже натрия может быть только вода. Лёгкий химический элемент Na (атомный вес всего лишь 23) превращается в активной зоне в замедлитель . Спектр нейтронов из-за этого существенно смягчается – растёт доля нейтронов с меньшими энергиями – и показатели воспроизводства ядерного топлива падают. Однако у натрия есть немаловажные теплофизические и прочие преимущества над тяжёлыми теплоносителями типа свинца и свинца-висмута, и поэтому конструкторам пришлось пойти на компромисс.

Одним из следствий применения натрия в БН стало то, что процессы получения энергии деления и производства плутония в этих реакторах пространственно разделены. Новые делящиеся изотопы образуются в боковой и торцевых зонах воспроизводства, или бланкетах, окутывающих активную зону наподобие одеяла

 

– откуда и пошло их английское название blanket.

В достоинствам быстрых реакторов можно отнести большую степень выгорания топлива (т.е. больший срок кампании), а к недостаткам – дороговизну, из-за невозможности использования простейшего теплоносителя – воды, конструкционной сложности, высоких капитальных затрат и высокой стоимости высокообогащенного топлива.

 

БН -ядерный реактор,на быстрых нейтронах.Корпусной реактор-размножитель.Теплоносителем первого ивторого контуров обычно является натрий. Теплоноситель третьего контура - вода и пар. В быстрых реакторах замедлитель отсутствует

В России функционируют быстрые реакторы с натриевым теплоносителем БР-10, БОР-60, БН-350,

 

БН-600 (в составе Белоярской АЭС) и БН-800 (строится).

БН-600 - реактор на быстрых нейтронах с электрической мощностью 600 МВт. Корпусной реактор - размножитель с интегральной компоновкой оборудования. Тепловая схема блока трехконтурная (Рис. 12): в первом и втором контурах теплоносителем является натрий, в третьем - вода и пар.

 

Отвод тепла от активной зоны осуществляется тремя независимыми петлями циркуляции, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса 1 контура, двух промежуточных теплообменников, главного циркуляционного насоса 2 контура с буферной емкостью на входе и с баком аварийного сброса давления, парогенератора, конденсационной турбины со стандартной тепловой схемой и генератора. Использование натриевого теплоносителя обусловило применение ряда таких специальных систем, как: электрообогрев оборудования и трубопроводов, электромагнитных насосов, фильтр-ловушек очистки

 

натрия, диагностики протечек воды в натрий, локализации продуктов взаимодействия натрия с водой при межконтурных неплотностях парогенератора, пожаротушения натрия, отмывки оборудования и ТВС от натрия, очистки инертного защитного газа аргона.

 

 

Рис. 12.Блок-схемаэнергетического реактора на быстрых нейтронах

 

Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура

 

(главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора (Рис. 13).Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и коническойверхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.

 

Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенного оксида урана (или смеси оксидов урана и плутония), а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси "отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из "отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном.

Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства

(бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7 - 99,8 %

²³⁸U (Рис. 14).Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается большим выходом (на 20 - 27 %)

вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.

Рис. 13.Конструкция реактора БН-600

 

1-Шахта; 2-Корпус; 3-Главный циркуляционный насос 1 контура; 4-Электродвигатель насоса; 5-Большая поворотная пробка; 6-Радиационная защита; 7-Теплообменник "натрий-натрий"; 8-Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ; 9-Активная зона.

Рис. 14.Картограмма загрузкиреактора БН-600 1-ТВС активной зоны с малым обогащением топлива ураном 235; 2-ТВС активной зоны со средним обогащением; 3-ТВС активной зоны с большим обогащением; 4-ТВС внутренней зоны воспроизводства; 5-ТВС внешней зоны воспроизводства; 6-Хранилище отработавших сборок; 7-Стержни автоматического регулирования; 8-Стержни аварийной защиты; 9-Компенсирующие стержни; 10-Фотонейтронный источник.

 

ЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

 

Все стадии функционирования ядерного топливно-энергетического комплекса, такие, как производство топлива для ядерных реакторов, подготовка его к использованию , сжигание топлива в реакторе, утилизация отработанного топлива, промежуточное хранение и т.п. вместе взятые составляют так называемый топливный цикл.

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ) - путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.

 

В зависимости от базового делящегося нуклида (или нуклидов), энергетика использует разные топливные циклы. Различают урановый, торий-урановый, уран-плутониевый и торий-плутониевый циклы. В настоящее время наибольшее распространение получил урановый цикл, который точнее называть уран-плутоний-нептуниевым ядерно-энергетическим топливным циклом, поскольку именно эти элементы (равно как некоторые другие важные трансплутониевые нуклиды и продукты деления) нарабатываются в реакторах на урановом топливе.

Энергетический ядерный топливно-энергетический цикл подразделяется на два вида:

открытый (разомкнутый), нацеленный на захоронение отработанного топлива и радиоактивных отходов,

и закрытый (замкнутый), предусматривающий достаточно полную переработку отработанного топлива и других отходов предприятий ядерной индустрии с целью выделения ценных элементов.

 

Для гражданских целей может быть использован как открытый, так и закрытый ЯТЦ, для военных целей ЯТЦ функционирует исключительно в замкнутом режиме.

Начальные этапы замкнутого и открытого ЯТЦ одинаковы, различия имеют место на заключительном

 

этапе.

Завершающая часть ядерного топливного цикла -деятельность,включающая транспортировку,хранение,переработку отработавшего ядерного топлива, обращение с радиоактивными отходами и их захоронение.

 

В ходе ЯТЦ происходит трансформация ядерного материала (урана и плутония). В установках и системах для конверсии урана может осуществляться одно или несколько превращений из одного химического изотопа урана в другой, включая:

 

- конверсию концентратов урановой руды в UO₃;

- конверсию UO₃ в UO₂;

- конверсию оксидов урана в UF₄ или UF₆;

- конверсию UF₆ в UF₄;

- конверсию UF₄ в UF₆;

- конверсию UF₄ в металлический уран;

- конверсию фторидов урана в UO₂;

- конверсию окислов урана в UCl₄.

В установках и системах для конверсии плутония осуществляется одно или несколько превращений из одного химического изотопа плутония в другой, включая:

 

- конверсию нитрата плутония в PuО₂;

- конверсию PuО₂ в PuF₄;

- конверсию PuF₄ в металлический плутоний.

 

Замкнутый ЯТЦ

 

Замкнутый ядерный топливный цикл -ядерный топливный цикл,в котором отработавшее ядерное топливо,выгруженное из реактора, перерабатывается для извлечения урана и плутония для повторного изготовления ядерного топлива.

 

Этапы замкнутого ЯТЦ включают выдержку отработанного ядерного топлива на территории АЭС в течение 3–10 лет; временное контролируемое хранение ОЯТ в автономных хранилищах при радиохимическом заводе (сроком до 40 лет), переработку ОЯТ с выделением из него отдельных (или суммы) делящихся нуклидов и продуктов деления, представляющих коммерческий интерес, отверждение и захоронение отходов.

 

Переработка отработанного ядерного топлива даёт определённые экономические выгоды, восстанавливая неиспользованный уран и вовлекая в энергетику наработанный плутоний. При этом уменьшается объем высокорадиоактивных и опасных отходов, которые необходимо надлежащим образом хранить, что также имеет определенную экономическую целесообразность. В отработанном ядерном топливе содержится примерно 1% плутония. Это очень хорошее ядерное топливо, которое не нуждается ни в каком процессе обогащения, оно может быть смешано с обедненным ураном и поставляться в виде свежих

топливных сборок для загрузки в реакторы. Его можно использовать для загрузки и в реакторы-размножители (коверторы и бридеры).

 

Разомкнутый ЯТЦ

В разомкнутом (открытом) ЯТЦ отработанное ядерное топливо считается высокоактивными радиоактивными отходами и вместе с остаточными делящимися изотопами исключается из дальнейшего использования – поступает на хранение или захоронение. Поэтому разомкнутый ЯТЦ характеризуется низкой эффективностью использования природного урана (до 1%).

 

Незамкнутый ядерный топливный цикл -ядерный топливный цикл,в котором отработавшее ядерное топливо,выгруженное из реактора, не перерабатывается и рассматривается как радиоактивные отходы.

 

 

Рис.2.Схема этапов в замкнутом ЯТЦ.

 

 

Рис. 3.Закрытый ядерный топливный цикл в атомной энергетике.(ОТСВ–отработанные тепловыделяющиесборки, РАО – радиоактивные отходы)

 

 

Рис.3.Разомкнутый(открытый)ядерный топливный цикл

 

Преимущества и недостатки различных вариантов ЯТЦ

К преимуществам замкнутого ЯТЦ относят возврат в энергетику дорогостоящих делящихся материалов — урана и плутония, что обеспечит атомную энергетику топливом на тысячелетие при любом росте потребностей. Кроме того, объёмы высоко радиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объёмы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) без их переработки.

 

Основные недостатки замкнутого ЯТЦ – наличие экологически опасного радиохимического производства и возможность неконтролируемого распространения плутония- 239 и других делящихся компонентов ядерного оружия.

Схема открытого варианта ЯТЦ значительно короче и проще, чем это имеет место в замкнутом варианте. Отсутствует основной источник загрязнения окружающей среды радионуклидами - радиохимический завод, т. е. отсутствует наиболее радиационно опасное производство. Радиоактивные вещества постоянно находятся в твёрдом состоянии в герметичной упаковке, не происходит их «размазывание» по огромным площадям в виде растворов, газов при «штатных» и нештатных выбросах и т.д. Исчезают все проблемы, связанные со строительством и будущим выводом из эксплуатации радиохимического завода: финансовые и материальные затраты на строительство и эксплуатацию завода, в том числе на зарплату, электро-, тепло-, водоснабжение, на огромное количество защитного оборудования и техники, химических реагентов, агрессивных, ядовитых, горючих и взрывоопасных веществ (кислот, щелочей, органических жидкостей) и т.д. Исчезает необходимость закачивания под землю трития, устраняются проблемы с утилизацией йода, жидких и газообразных отходов, выбросов и т.д. и т.п. И, наконец, «вечное» захоронение ОТВС не означает полное и вечное исключение из оборота ядерных материалов. Ибо «могильник» для отработанного топлива — это искусственное компактное месторождение урана и плутония, к «разработке» которого всегда можно вернуться в случае крайней необходимости — когда появятся новые принципы подхода к использованию ядерных материалов, новые технологии по переработке ОЯТ, снизится активность осколочных радионуклидов и т.д.

 

К недостаткам открытого цикла следует отнести большую стоимость долговременных хранилищ и полигонов для захоронения, трудности обеспечения долговременной изоляции ТВС от биосферы (существует реальная опасность освобождения радионуклидов в случае разрушения твэлов при их длительном хранении), необходимость постоянной вооруженной охраны захоронений (возможность хищения делящихся нуклидов из захоронений террористами также представляется реальной), а также постоянного контроля за состоянием хранимых материалов.

 

Очевидно, что любой ядерный топливный цикл – дорогостоящее и опасное производство. Выбор оптимального варианта ЯТЦ – серьезная проблема для страны и мира в целом.

Анализу экономических аспектов различных вариантов ЯТЦ уделяют большое внимание во всех заинтересованных странах. Было показано, что на данном этапе с экономической точки зрения оба варианта обращения с ОЯТ — переработка с последующим вечным хранением радиоактивных отходов или вечное хранение ОЯТ без переработки — примерно равноценны. Поэтому при выборе варианта ЯТЦ на первый план выходят вопросы экологической, энергетической, социальной, медицинской целесообразности осуществления замкнутого или открытого ЯТЦ.

Какому топливному циклу будет отдано предпочтение в конкретной стране, зависит от критериев, которые будут использоваться при оценке вариантов решения проблемы локализации уже накопленных и будущих отходов (включая ОЯТ). Этих критериев пять: степень риска для здоровья людей и окружающей среды; стоимость переработки ОЯТ, строительства хранилищ и т. п.; соответствие законодательству страны по ввозу ОЯТ из-за рубежа; соответствие целям нераспространения ядерного оружия и ядерных материалов; информированность населения.

 

Химическая переработка ОЯТ проектируется исходя из условий безопасности. Сопоставляя степени риска при внутренней аварии и внешнем воздействии на предприятиях ЯТЦ, специалисты оценивают химическую регенерацию ОЯТ как сопряженную с наибольшим риском из всех стадий цикла. Поэтому многие эксперты считают, что современный уровень химической технологии регенерации ОЯТ не отвечает требованиям экологической безопасности и отработанные тепловыделяющие элементы целесообразно целиком закладывать на длительное хранение. Кроме того, переработка ОЯТ связана с образованием значительного количества радиоактивных отходов (при переработке количество отходов увеличивается, но их удельная активность падает).

 

ЯТЦ в разных странах

 

 

Сравнительному анализу перспектив открытого и закрытого вариантов ЯТЦ уделяли и уделяют большое внимание. Варианты сравнивают по экономическим и экологическим критериям, а также по критерию нераспространения ядерного оружия. При этом если по начальному этапу ЯТЦ особых разногласий нет, а по заключительному имеется большой разброс мнений.

 

Разные страны придерживаются разных национальных программ, предусматривающих либо переработку ОЯТ, либо захоронение, либо «отложенное решение», то есть длительное хранение отработанных твэлов.

 

Из 34 стран в настоящее время лишь 5 государств (Индия, Япония, Англия, Россия, Франция) перерабатывают отработанное ядерное топливо на своих предприятиях. Большинство стран, включая Канаду, Финляндию, ФРГ, Италию, Нидерланды, Швецию, Швейцарию, Испанию, США и КНР, либо хранят ОЯТ, либо передают ОЯТ на переработку другим странам.

В России на радиохимическом заводе РТ-1 (комбинат «Маяк») перерабатываются следующие виды отработанного ядерного топлива:

- ТВС, отработавшие свой ресурс в энергетических реакторах типа ВВЭР-440, БН-350, БН-600 или в транспортных ядерных установках;

- ТВЭЛы промышленных реакторов, содержащие уран, обогащенный на 90% изотопом ²³⁵U;

- ядерное топливо промышленных реакторов в виде ТВЭЛов (блоков) на основе металлического урана природного обогащения, предназначенное для наработки плутония.

ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК любого типа (т.е. основных реакторов энергетики России) не перерабатываются (технические это возможно, но экономически не целесообразно) и хранятся на территории завода РТ-1, а также в новом хранилище на строящемся заводе РТ-2 (Железногорск).

 

Единственный в России завод по переработке отработанного ядерного топлива РТ-1 действует на территории комплекса, ранее производившего оружейный плутоний (Челябинск-65, Озёрск). Завод РТ-1 перерабатывает в год 200 т ТВС (проектная мощностью 400 т тяжелого металла в год). Он является компонентом замкнутого ЯТЦ. Хотя в целом для российской ядерной энергетики характерно наличие открытого ЯТЦ.

Замечание. ТВЭЛы промышленных реакторов (наработка оружейного плутония) перерабатываются на радиохимических производствах трех предприятий: — ГХК (горно-химический завод, Красноярск); - ПО «Маяк» (радиохимический завод, Челябинск). На этих же предприятиях осуществляется долговременного хранение радиоактивных продуктов производства.

 

Сейчас проводятся предварительные исследования по переводу реакторов АЭС на уран-плутониевое топливо. Продолжается разработка реактора-наработчика топлива на быстрых нейтронах на базе реактора типа БН (быстрый натриевый) в целях замыкания ядерного топливного цикла (включая эффективное сжигание оружейного плутония). Только после успешного завершения подготовительного периода Россия сможет полностью перейти на замкнутый ЯТЦ.

По существующим планам в России до 2020 ядерная энергетика будет развиваться в основном в разомкнутом (открытом) топливном цикле, поскольку, учитывая значительные запасы уранового сырья, нецелесообразно с экономической точки зрения расширять переработку отработанного топлива. Сейчас идет

подготовка технической и производственной базы для перехода к замкнутому ядерному топливному циклу (под Красноярском строится завод РТ-2 по переработке ОЯТ, приспосабливаются медленные реакторы АЭС к МОКС-топливу, расширяется использование быстрых реакторов в атомной энергетике и др.). Постепенный переход на закрытый вариант ЯТЦ диктуется не только внутренней потребностью России, но и необходимостью переработки ОЯТ зарубежных АЭС.

 

Наиболее последовательно замкнутый ЯТЦ осуществляет Франция. Согласно французской точки зрения, переработка ОЯТ в сочетании с возвратом в топливный цикл плутония и вводом реакторов на быстрых нейтронах помогут обеспечить в долгосрочной перспективе сохранение запасов природного урана. Ядерная энергетика Франции ежегодно нарабатывает около 1100 тонн ОЯТ. Большая его часть перерабатывается. Регенерированный уран и плутоний используется в энергетических реакторах.

 

Поскольку в результате радиохимической переработки отработанного ядерного топлива образуется большой объем РАО, то большинство стран ориентируются на долговременное (до 50 лет) хранение ОЯТ, что дает возможность подготовиться к окончательному захоронению, но не исключает возможности его химической переработки в дальнейшем. Ядерная энергетика Швеции ежегодно нарабатывает около 250 тонн ОЯТ и ориентирована исключительно на открытый цикл – отработанные твэлы накапливаются в бетонном бассейне на глубине 30 м в центральном хранилище для всех АЭС. В Швеции проводится обширный комплекс работ по подготовке к геологическому захоронению всего ОЯТ и других видов радиоактивных отходов АЭС. В Германии реализуется вариант замкнутого ЯТЦ, причём ОЯТ немецких АЭС перерабатывается на мощностях COGEMA (Франция) и BNFL (Великобритания) в соотношении примерно 50% на 50%. Выделенный при переработке плутоний в виде уран-плутониевого МОКС-топлива загружается в немецкие энергетические реакторы.

 

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.

 

 

Рис. 4.Замкнутый урановый топливный цикл для реакторов на тепловых нейтронах.

 

Авария на АЭС Три-Майл-Айленд (англ. Three Mile Island accident) — одна из крупнейших аварий в истории ядерной энергетики, произошедшая 28 марта 1979 года на атомной станции Три-Майл-Айленд, расположенной на реке Саскуэханна, недалеко от Гаррисберга (Пенсильвания, США).

До Чернобыльской аварии, случившейся через семь лет, авария на АЭС «Три-Майл Айленд» считалась крупнейшей в истории мировой ядерной энергетики и до сих пор считается самой тяжёлой ядерной аварией в США, в ходе неё была серьёзно повреждена активная зона реактора, часть ядерного топлива расплавилась.

...Первые признаки аварии были обнаружены в 4 часа утра, когда по неизвестным причинам прекратилась подача питательной воды основными насосами в парогенератор. Все три аварийных насоса уже две недели находились в ремонте, что было грубейшим нарушением правил эксплуатации АЭС.

 

В результате парогенератор не мог отводить от первого контура тепло, вырабатываемое реактором. Автоматически отключилась турбина. В первом контуре реакторного блока резко возросли температура и давление воды. Через предохранительный клапан смесь перегретой воды с паром начала сбрасываться в специальный резервуар (барбатер), однако после того, как давление воды снизилось до нормального уровня, клапан не сел на место, вследствие чего давление в барбатере также повысилось сверх допустимого. Аварийная мембрана на барбатере разрушилась, и около 370 кубометров горячей радиоактивной воды вылилось на пол.

 

Автоматически включились дренажные насосы, персонал должен был немедленно отключить их, чтобы вся радиоактивная вода осталась внутри защитной оболочки, однако этого сделано не было. Вода залила пол слоем в несколько дюймов, начала испаряться, и радиоактивные газы вместе с паром проникли в атмосферу, что явилось одной из главных причин последующего радиоактивного заражения местности.

 

В момент открытия предохранительного клапана сработала система аварийной защиты реактора со сбросом стержней-поглотителей, в результате чего цепная реакция прекратилась и реактор был практически остановлен. Процесс деления ядер урана в топливных стержнях прекратился, однако продолжался ядерный распад осколков... Предохранительный клапан оставался открытым, уровень воды в корпусе реактора снижался, температура быстро возрастала. По-видимому, это привело к образованию пароводяной смеси, в результате чего произошел срыв главных циркуляционных насосов, и они остановились.

 

Как только давление упало, автоматически сработала система аварийного расхолаживания активной зоны, и топливные сборки начали охлаждаться. Это произошло через две минуты после начала аварии. (Здесь ситуация похожа на чернобыльскую за двадцать секунд до взрыва. Но в Чернобыле система аварийного охлаждения активной зоны была отключена персоналом заблаговременно. ) Вода по-пре- жнему испарялась из реактора. Предохранительный клапан, по-видимому, заклинило, операторам не удалось закрыть его с помощью дистанционного управления. Уровень воды в реакторе упал, и одна треть активной зоны оказалась без охлаждения. Защитные циркониевые оболочки топливных стержней начали трескаться и крошиться. Из поврежденных тепловыделяющих элементов начали выходить высокоактивные продукты деления.

 

Вода первого контура стала еще более радиоактивной. Температура внутри корпуса реактора превысила четыреста градусов, и указатели на пульте управления зашкалили. ЭВМ, следившая за температурой в активной зоне, начала выдавать сплошные вопросительные знаки и выдавала их в течение последующих одиннадцати часов...

 

В ночь с 28 на 29 марта в верхней части корпуса реактора начал образовываться газовый пузырь. Активная зона разогрелась до такой степени, что из-за химических свойств циркониевой оболочки стержней произошло расщепление молекул воды на водород и кислород. Пузырь объемом около 30 метров кубических, состоявший главным образом из водорода и радиоактивных газов — криптона, аргона, ксенона и других, — сильно препятствовал циркуляции охлаждающей воды, поскольку давление в реакторе значительно возросло. Но главная опасность заключалась в том, что смесь водорода и кислорода могла в любой момент взорваться (то, что произошло в Чернобыле). Сила взрыва была бы эквивалентна взрьгау трех тонн тринитротолуола, что привело бы к неминуемому разрушению корпуса реактора. В другом случае смесь водорода и кислорода могла проникнуть из реактора наружу и скопилась бы под куполом защитной оболочки. Если бы она взорвалась там, все радиоактивные продукты деления попали бы в атмосферу (что произошло в Чернобыле). Уровень радиации внутри защитной оболочки достиг к тому времени 30 тысяч бэр в час, что в 600 раз превышало смертельную дозу. Кроме того, если бы пузырь продолжал увеличиваться, он постепенно вытеснил бы из корпуса реактора всю охлаждающую воду и тогда температура поднялась бы настолько, что расплавился бы уран.

 

В ночь на 30 марта объем пузыря уменьшился на 20 процентов, а 2 апреля он составлял всего лишь 1,4 метра кубического. Чтобы окончательно ликвидировать пузырь и устранить опасность взрыва, техники применили метод так называемой дегазации воды...

 

...1 апреля электростанцию посетил президент Картер. Он обратился к населению с просьбой «спокойно и точно» соблюдать все правила эвакуации, если в этом возникнет необходимость.

Выступая 5 апреля с речью, посвященной проблемам энергетики, президент Картер подробно остановился на таких альтернативных методах, как использование солнечной энергии, переработка битуминозных сланцев, газификация угля и т. п., но совершенно не упомянул о ядерной энергии, будь то расщепление атомного ядра или управляемый термоядерный синтез.

 

Многие сенаторы заявляют, что авария может повлечь за собой «мучительную переоценку» отношения к ядерной энергетике, однако, по их словам, страна вынуждена будет и далее производить электроэнергию на АЭС, так как иного выхода для США не существует. Двойственная позиция сенаторов в этом вопросе наглядно свидетельствует о том затруднительном положении, в котором очутилось правительство США после аварии...»

 

Американцы не стали закрывать АЭС и отказываться от ядерной энергетики, а доля ядерной энергетики в энергобалансе продолжала нарастать — с 11% от всей производимой электроэнергии в 1980 году и до 20,1% в 1992 году. Сейчас можно сказать, что на уровне примерно в 20% произошла стабилизация; с 1992 года она изменяется очень незначительно и в 2001 году составила 20,7%.

 

Верно ли то, что на политику США в области ядерной энергетики влияют антиядерные настроения населения и многочисленные «зеленые» движения? Скорее, эти настроения лишь являются оправданием для очень специфической политики, например для отказа от развития технологии реакторов-размножителей.

 

В июне 1996 года окружной суд штата Пенсильвания отклонил 2100 исков, в которых были выдвинуты требования о компенсации ущерба здоровью в связи с утечкой на Три-Майл-Айленд. Суд постановил: «Стороны имели в распоряжении почти два десятилетия для предоставления доказательств в пользу своих претензий... Недостаточность доказательств, заявленных в поддержку истца, очевидна. Суд исследовал все материалы дела на предмет доказательств, которые бы, будучи представленными в наиболее благоприятном для истца свете, позволили на основании существенных фактов передать рассмотрение исковых требований суду. Эта попытка была тщетной».

 

Хотя многочисленные исследования подтвердили отсутствие радиационных последствий аварии на Три-Майл-Айленд, отношение общественности к этой аварии и к самой атомной энергетике, сформированное СМИ, практически не изменилось. Если, согласно опросам общественного мнения, в 1971 году 58% американцев заявляли,