Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении "большой" атомной энергетики. Принцип работы реакторов на быстрых нейтронах

В предыдущих статьях - мы выяснили, что ни солнечная энергетика не сможет удовлетворить потребности человечества (из-за быстрого выхода из строя аккумуляторов и их стоимости), ни термоядерная (т.к. даже после достижения на экспериментальных реакторах положительного выхода энергии - остается фантастическое количество проблем на пути коммерческого использования). Что же остается?

Уже не первую сотню лет, не смотря на весь прогресс человечества, основной объем электроэнергии получается от банального сжигания угля (который до сих пор является источником энергии для 40.7% генерирующих мощностей в мире), газа (21.2%), нефтепродуктов (5.5%) и гидроэнергетики (еще 16.2%, в сумме все это - 83.5% по ).

Остается - ядерная энергетика, с обычными реакторами на тепловых нейтронах (требующих редкий и дорогой U-235) и с реакторами на быстрых нейтронах (которые могут перерабатывать природный U-238 и торий в «замкнутом топливном цикле»).

Что это за мифический «замкнутый топливный цикл», в чем отличия реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, какие существуют конструкции, когда нам от всего этого ждать счастья и конечно - вопрос безопасности - под катом.

О нейтронах и уране

Как видим, вероятность захвата нейтрона с делением для U-235 - растет с понижением энергии нейтрона, потому в обычных ядерных реакторах нейтроны «замедляют» в графите/воде до такой степени, что их скорость становится того же порядка, как и скорость теплового колебания атомов в кристаллической решетке (отсюда и название - тепловые нейтроны). А вероятность деления U-238 тепловыми нейтронами - в 10млн раз меньше U-235, потому и приходится природный уран тоннами перерабатывать, чтобы наковырять U-235.

Кто-то посмотрев на нижний график может сказать: О, отличная идея! А давайте 10MeV нейтронами дешевый U-238 прожаривать - должна же получится цепная реакция, ведь там как раз график сечения для деления идет вверх! Но тут есть проблема - нейтроны, выделяющиеся в результате реакции имеют энергию всего 2MeV и менее (в среднем ~1.25), и этого не достаточно, чтобы запустить самоподдерживающуюся реакцию на быстрых нейтронах в U-238 (нужна или энергия больше, или чтобы больше нейтронов вылетало с каждого деления). Эх, не повезло человечеству в этой вселенной…

Впрочем, если бы так просто получалась самоподдерживающаяся реакция на быстрых нейтронах в U-238 - были бы и природные ядерные реакторы, как это было с U-235 в Окло , и соответственно U-238 в природе в виде крупных месторождений не встречался бы.

Наконец, если отказаться от «самоподдерживаемости» реакции - делить U-238 напрямую с получением энергии все-же можно. Это например используется в термоядерных бомбах - нейтроны с энергией 14.1MeV от реакции D+T делят U-238 в оболочке бомбы - и таким образом можно практически бесплатно увеличить мощность взрыва. В контролируемых условиях - остается теоретическая возможность совмещения термоядерного реактора и бланкета (оболочки) из U-238 - чтобы энергию термоядерного синтеза увеличить в ~10-50 раз за счет реакции деления.

Но как же делить U-238 и торий в самоподдерживающейся реакции?

Замкнутый топливный цикл

Из отработанного топлива - плутоний можно выделить химическим путем, и сделать MOX-топливо (смесь оксидов плутония и урана) которое можно сжечь как в быстрых реакторах, так и в обычных, тепловых. Процесс химической переработки отработанного топлива - может быть весьма трудным из-за его высокой радиоактивности, и пока решен не полностью и не отработан практически (но работа идет).

Для природного тория - аналогичный процесс, торий захватывает нейтрон, и после спонтанного деления - становится ураном-233, который делится примерно также, как и уран-235 и выделяется из отработанного топлива химическим путем:

Эти реакции конечно идут и в обычных тепловых реакторах - но из-за замедлителя (которые сильно снижают шанс захвата нейтрона) и управляющих стержней (которые поглощают часть нейтронов) количество сгенерированного плутония - меньше, чем сгорает урана-235. Для того, чтобы генерировать больше делящихся веществ, чем их сгорает - нужно как можно меньше нейтронов терять на управляющих стержнях (например используя управляющие стержни из обычного урана), конструкции, теплоносителе (об это ниже) и полностью избавиться от замедлителя нейтронов (графита или воды).

Из-за того, что сечение деления быстрыми нейтронами - меньше, чем тепловыми - приходится повышать концентрацию делящегося вещества (U-235, U-233, Pu-239) в ядре реактора с 2-4 до 20% и выше. А наработка нового топлива - ведется в кассетах с торием/природным ураном, расположенных вокруг этого ядра.

По счастливой случайности, если деление вызвано быстрым нейтроном, а не тепловым - в результате реакции выделяется в ~1.5 раза больше нейтронов, чем в случае деления тепловыми нейтронами - что делает реакцию более реалистичной:

Именно это увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки бОльшего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

О теплоносителе

Газы: Можно охлаждать реактор гелием. Но из-за небольшой теплоемкости - мощные реакторы охладить таким образом сложно.

Жидкие металлы: Натрий, калий - широко используются в быстрых реакторах по всему миру. Из плюсов - низкая температура плавления и работа при около-атмосферном давлении, но эти металлы очень хорошо горят и реагируют с водой. Единственный в мире действующий энергетический реактор БН-600 - работает именно на натриевом теплоносителе.

Свинец, висмут - используются в разрабатываемых сейчас в России реакторов БРЕСТ и СВБР . Из очевидных минусов - если реактор охладился ниже температуры замерзания свинца/висмута - разогревать его очень сложно и долго (о не очевидных - можно почитать по ссылке в вики). В общем, технологических вопросов на пути реализации остается много.

Ртуть - с ртутным теплоносителем был реактор БР-2, но как оказалось, ртуть относительно быстро растворяет конструкционные материалы реактора - так что больше ртутные реакторы не строили.

Экзотика: Отдельная категория - реакторы на расплавленных солях - LFTR - работают на разных вариантах фторидов делящихся материалов (урана, тория, плутония). 2 «лабораторных» реактора были построены в США в Oak Ridge National Laboratory в 60-х годах, и с тех времен других реакторов пока реализовано не было, хотя проектов много.

Действующие реакторы и интересные проекты

Российские БН-600, БН-800 : Как уже упоминалось выше, БН-600 - единственный энергетический реактор на быстрых нейтронах в мире. Работает с 1980-го года, пока на уране-235.

В 2014-м году - планируется к запуску более мощный БН-800 . На нем уже планируется начинать использовать MOX топливо (с плутонием), и начать отрабатывать замкнутый топливный цикл (с переработкой и сжиганием нарабатываемого плутония). Затем может быть и серийный БН-1200 , но решение о его строительстве пока не принято. По опыту строительства и промышленной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах - Россия продвинулась намного дальше всех, и продолжает активное развитие.

Небольшие действующие исследовательские быстрые реакторы - есть еще в Японии (Jōyō), Индии (FBTR) и Китае (China Experimental Fast Reactor).

Японский Monju reactor - самый несчастливый реактор в мире. В 1995-м году его построили, и в том же году - произошла утечка нескольких сотен килограмм натрия, компания пыталась скрыть масштабы происшествия (привет Фукусима), реактор был остановлен на 15 лет. В мае 2010-го реактор наконец запустили на сниженной мощности, однако в августе во время перегрузки топлива в реактор уронили 3.3-тонный кран, который сразу утонул в жидком натрии. Достать кран удалось лишь в июне 2011-го. 29-го мая 2013-го года будет приниматься решение о том, чтобы закрыть реактор навсегда.

Traveling wave reactor : Из известных нереализованных проектов - «реактор на бегущей волне» - traveling wave reactor, компании TerraPower. Этот проект продвигал Билл Гейтс - так что об этом дважды писали на Хабре: , . Идея была в том, что «ядро» реактора состояло из обогащенного урана, а вокруг него - кассеты с U-238/торием, в которых бы нарабатывалось будущее топливо. Затем, робот придвигал бы эти кассеты ближе к центру - и реакция продолжалась бы. Но в реальности - без химической переработки все это заставить работать весьма непросто, и проект так и не взлетел.

О безопасности ядерной энергетики

Дело в том, что любая энергетика опасна. Вспомним аварию на дамбе Баньцяо в Китае, построенную в том числе и в целях генерации электричества - тогда погибли от 26тыс. до 171тыс. человек. Авария на Саяно-Шушенской ГЭС - погибло 75 человек. В одном Китае при добыче угля ежегодно погибают 6000 шахтеров, и это не считая последствий для здоровья от вдыхания выхлопов ТЭЦ.

Количество же аварий на АЭС - не зависит от количества энергоблоков, т.к. каждая авария может произойти только один раз в серии. После каждого инцидента - причины анализируются, и устраняются на всех блоках. Так, после чернобыльской аварии - были доработаны все блоки, а после Фукусимы - у японцев отобрали ядерную энергетику вообще (впрочем, тут есть и конспирологические мотивы - у США и союзников предвидится дефицит урана-235 в ближайшие 5-10 лет).

Проблему с отработанным топливом - напрямую решают реакторы на быстрых нейтронах, т.к. помимо совершенствования технологии переработки отходов, самих отходов образуется меньше: тяжелые (актиниды), долгоживущие продукты реакции также «выжигаются» быстрыми нейтронами.

Заключение

Академик Ф. Митенков, научный руководитель ФГУП "Опытное конструкторское бюро машиностроения" им. И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород).

Академик Федор Михайлович Митенков был удостоен премии "Глобальная энергия" 2004 года за разработку физико-технических основ и создание энергетических реакторов на быстрых нейтронах (см. "Наука и жизнь" №8, 2004 г.). Исследования, проведенные лауреатом, и их практическое воплощение в действующие реакторные установки БН-350, БН-600, строящуюся БН-800 и проектируемую БН-1800, открывают человечеству новое, перспективное направление развития атомной энергетики.

Белоярская АЭС с реактором БН-600.

Академик Ф. М. Митенков на церемонии вручения премии "Глобальная энергия" в июне 2004 года.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Наука и жизнь // Иллюстрации

Принципиальная схема реактора на быстрых нейтронах БН-350.

Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600.

Центральный зал реактора БН-600.

Реактор на быстрых нейтронах БН-800 имеет электрическую мощность 880 МВт, тепловую 1,47 ГВт. При этом его конструкция обеспечивает полную безопасность как при нормальной работе, так и при любой мыслимой аварии.

Наука и жизнь // Иллюстрации

Потребление энергии - важнейший показатель, во многом определяющий уровень экономического развития, национальную безопасность и благосостояние населения любой страны. Рост энергопотребления всегда сопровождал развитие человеческого общества, но особенно стремительным он был на протяжении ХХ века: потребление энергии увеличилось почти в 15 раз, достигнув к его концу абсолютной величины около 9,5 млрд тонн нефтяного эквивалента (т.н.э.). Сжигание угля, нефти, природного газа обеспечивает около 80% мирового энергопотребления. В XXI веке его рост, несомненно, будет продолжаться, особенно в развивающихся странах, для которых экономическое развитие и повышение качества жизни населения неизбежно связаны со значительным увеличением количества потребляемой энергии, в первую очередь ее наиболее универсального вида - электричества. К середине XXI века прогнозируется удвоение мирового энергопотребления и утроение потребления электроэнергии.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями производства энергии, в первую очередь из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

Поэтому в не столь уж отдаленном будущем человечество будет вынуждено перейти на использование альтернативных "безуглеродных" технологий производства энергии, которые позволят в течение длительного времени надежно удовлетворять растущие потребности в энергии без недопустимых экологических последствий. Однако приходится признать, что известные на сегодня возобновляемые источники энергии - ветровой, солнечной, геотермальной, приливной и др. - по своим потенциальным возможностям не могут служить для крупномасштабного энергопроизводства (см. "Наука и жизнь" № 10, 2002 г. - Прим. ред. ). А весьма многообещающая технология управляемого термоядерного синтеза все еще находится на стадии исследований и создания демонстрационного ядерного реактора (см. "Наука и жизнь"№8, 2001 г. ,№9, 2001 г. - Прим. ред. ).

По мнению многих специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном электрической, где ее доля составляет около 18% (в России - около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым источником энергии уже в текущем столетии, необходимы несколько условий. Прежде всего, атомной энергетике нужно отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды, а природным ресурсам для производства ядерного топлива - обеспечивать функционирование "большой" атомной энергетики по меньшей мере в течение нескольких столетий. И, кроме того, по технико-экономические показателям атомная энергетика должна не уступать лучшим источникам энергии на углеводородном топливе.

Посмотрим, насколько современная атомная энергетика отвечает этим требованиям.

О гарантированной безопасности атомной энергетики

Вопросы безопасности атомной энергетики с момента ее зарождения рассматривались и достаточно эффективно решались системно и на научной основе. Однако в период ее становления все-таки возникали аварийные ситуации с недопустимыми выбросами радиоактивности, в том числе две крупномасштабные аварии: на АЭС "Три Майл Айленд" (США) в 1979 году и на Чернобыльской АЭС (СССР) в 1986-м. В связи с этим мировое сообщество ученых и специалистов-атомщиков под эгидой Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) разработало рекомендации, соблюдение которых практически исключает недопустимые воздействия на окружающую среду и население при любых физически возможных авариях на АЭС. Они, в частности, предусматривают: если в проекте с достоверностью не обосновано, что расплавление активной зоны реактора исключается, возможность такой аварии необходимо учитывать и доказывать, что предусмотренные в конструкции реактора физические барьеры гарантированно исключают недопустимые последствия для окружающей среды. Рекомендации МАГАТЭ вошли составной частью в национальные нормативы по безопасности атомной энергетики многих стран мира. Некоторые инженерные решения, обеспечивающие безопасность эксплуатации современных реакторов, описаны ниже на примере реакторов БН-600 и БН-800.

Ресурсная база для производства ядерного топлива

Специалистам-атомщикам известно, что существующая технология атомной энергетики, основанная на так называемых "тепловых" ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может обеспечить развития крупномасштабной атомной энергетики. Это связано с низкой эффективностью использования природного урана в таких реакторах: используется только изотоп U-235, содержание которого в природном уране составляет всего лишь 0,72%. Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превращения U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происходит в результате ядерной реакции:

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано принятое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы-бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпаемым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историческую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам стал академик Украинской академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины в 1972 году был научным руководителем обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей. К их числу относятся: большая энергонапряженность топлива; необходимость обеспечить его интенсивное охлаждение; высокие рабочие температуры теплоносителя, элементов конструкции реактора и оборудования; радиационные повреждения конструкционных материалов, вызванные интенсивным облучением быстрыми нейтронами. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, во Франции, в Великобритании и Германии. Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды - теплоносителя - для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на то, что он активно реагирует с водой и водяным паром. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства (высокая теплопроводность, большая теплоемкость, высокая температура кипения), низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота его очистки в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 году на восточном побережье Каспийского моря (см. "Наука и жизнь" № 11, 1976 г. - Прим. ред. ). Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии. Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная шла на опреснение морской воды. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет дольше проектного времени) в составе Мангышлакского энергетического комбината и завода опреснения морской воды в г. Шевченко (ныне - Актау, Казахстан).

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило практически полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция.

Обеспечение безопасности быстрых реакторов

Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялось вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направления поиска соответствующих проектных решений определялись требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия.

Самозащищенность реактора основана в первую очередь на действии отрицательных обратных связей, стабилизирующих процесс деления ядерного топлива при повышении температуры и мощности реактора, а также на свойствах используемых в реакторе материалов. Для иллюстрации внутренне присущей быстрым реакторам безопасности укажем некоторые их особенности, связанные с использованием в них натриевого теплоносителя. Высокая температура кипения натрия (883oС при нормальных физических условиях) позволяет поддерживать в корпусе реактора давление, близкое к атмосферному. Это упрощает конструкцию реактора и повышает его надежность. Корпус реактора не подвергается в процессе работы большим механическим нагрузкам, поэтому его разрыв еще менее вероятен, чем в существующих реакторах с водой под давлением, где он относится к классу гипотетических. Но даже такая авария в быстром реакторе не представляет опасности с точки зрения надежного охлаждения ядерного топлива, поскольку корпус окружен герметичным страховочным кожухом, а объем возможной утечки натрия в него незначителен. Разгерметизация трубопроводов с натриевым теплоносителем в быстром реакторе интегральной конструкции также не приводит к опасной ситуации. Поскольку теплоемкость натрия достаточно велика, даже при полном прекращении отвода тепла в пароводяной контур температура теплоносителя в реакторе будет повышаться со скоростью примерно 30 градусов в час. При нормальной работе температура теплоносителя на выходе из реактора составляет 540oС. Значительный запас температуры до закипания натрия дает резерв времени, достаточный, чтобы принять меры, ограничивающие последствия подобной маловероятной аварии.

В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Блочный щит управления реактора БН-600.

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе, ими легко управлять. Освоена технология натриевого теплоносителя, которая эффективно нейтрализует его пожароопасность. Утечки и горение натрия персонал уверенно обнаруживает, а их последствия надежно ликвидирует. В последние годы все более широкое применение в проектах быстрых реакторов находят системы и устройства, способные перевести реактор в безопасное состояние без вмешательства персонала и подвода энергии со стороны.

Технико-экономические показатели быстрых реакторов

Особенности натриевой технологии, повышенные меры безопасности, консервативный выбор проектных решений первых реакторов - БН-350 и БН-600 стали причинами более высокой их стоимости по сравнению с реакторами, охлаждаемыми водой. Однако их создавали главным образом для проверки работоспособности, безопасности и надежности быстрых реакторов. Эта задача и была решена их успешной эксплуатацией. При создании следующей реакторной установки - БН-800, предназначенной для массового использования в атомной энергетике, больше внимания уделили технико-экономическим характеристикам, и в результате по удельным капитальным затратам удалось существенно приблизиться к ВВЭР-1000 - основному типу отечественных энергетических реакторов на медленных нейтронах.

К настоящему времени можно считать установленным, что быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют большой потенциал дальнейшего технико-экономического совершенствования. К основным направлениям улучшения их экономических характеристик при одновременном повышении уровня безопасности относятся: повышение единичной мощности реактора и основных компонентов энергоблока, совершенствование конструкции основного оборудования, переход на закритические параметры пара с целью увеличения термодинамического кпд цикла преобразования тепловой энергии, оптимизация системы обращения со свежим и отработавшим топливом, увеличение глубины выгорания ядерного топлива, создание активной зоны с высоким внутренним коэффициентом воспроизводства (КВ) - до 1, увеличение срока службы до 60 лет и более.

Совершенствование отдельных видов оборудования, как показали конструкторские проработки, выполненные в ОКБМ, может оказать весьма существенное влияние на улучшение технико-экономических показателей и реакторной установки, и энергоблока в целом. Например, проработки по совершенствованию системы перегрузки перспективного реактора БН-1800 показали возможность значительного уменьшения металлоемкости этой системы. Замена модульных парогенераторов на корпусные оригинальной конструкции позволяет значительно уменьшить их стоимость, а также площадь, объем и материалоемкость парогенераторного отделения энергоблока.

Как влияет мощность реактора и технологическое совершенствование оборудования на металлоемкость и уровень капитальных затрат, можно видеть из таблицы.

Совершенствование быстрых реакторов, естественно, потребует определенных усилий со стороны промышленных предприятий, научных и проектных организаций. Так, для увеличения глубины выгорания ядерного топлива предстоит разработать и освоить производство конструкционных материалов активной зоны реактора, более стойких к нейтронному облучению. Работы в этом направлении в настоящее время ведутся.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно "сжигать" наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработавшем ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что период полураспада некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формаций, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества.

Нейтроны?

Нейтроны — это частицы, входящие в состав большинства атомных ядер наряду с протонами. В ходе реакции ядерного распада ядро урана делится на две части и вдобавок испускает несколько нейтронов. Они могут попасть в другие атомы и спровоцировать еще одну или несколько реакций деления. Если каждый выпущенный при распаде ядер урана нейтрон будет попадать в соседние атомы, то начнется лавинообразная цепочка реакций с выделением все большей и большей энергии. При отсутствии сдерживающих факторов произойдет ядерный взрыв.

Но в ядерном реакторе часть нейтронов либо выходит наружу, либо поглощается специальными поглотителями. Поэтому число реакций деления все время остается одним и тем же, ровно таким, какое необходимо для получения энергии. Энергия реакции радиоактивного распада дает тепло, которое затем используется для получения крутящего турбины электростанции пара.

Нейтроны, которые поддерживают ядерную реакцию на постоянном уровне, могут иметь разную энергию. В зависимости от энергии их называют либо тепловыми, либо быстрыми (есть еще холодные, но те для АЭС не годятся). Большинство реакторов в мире основаны на использовании тепловых нейтронов, а вот на Белоярской АЭС стоит реактор на быстрых. Почему?

В чем преимущества?

В реакторе на быстрых нейтронах часть энергии нейтронов идет, как и в обычных реакторах, на поддержание реакции деления основного компонента ядерного топлива, урана-235. А еще часть энергии поглощается оболочкой, сделанной из урана-238 или тория-232. Эти элементы для обычных реакторов бесполезны. Когда в их ядра попадают нейтроны, они превращаются в изотопы, пригодные для использования в ядерной энергетике в качестве топлива: плутоний-239 или уран-233.

Обогащенный уран. В отличие от отработанного ядерного топлива уран далеко не столь радиоактивен, чтобы с ним приходилось работать только при помощи роботов. Его даже можно ненадолго брать руками в плотных перчатках. Фото: Департамент энергетики США

Однако реакторы на быстрых нейтронах в мире практически не используются. БН-600 можно считать уникальным. Ни японский «Мондзю», ни французский «Феникс», ни ряд экспериментальных реакторов США и Великобритании сейчас не работают: реакторы на тепловых нейтронах оказались проще в сооружении и эксплуатации. На пути к реакторам, которые смогут сочетать производство энергии с производством ядерного топлива, стоит ряд препятствий. И как минимум часть препятствий конструкторы БН-600, судя по его успешной эксплуатации в течение 35 лет, смогли обойти.

В чем проблема?

В натрии. В любом ядерном реакторе обязательно должно быть несколько узлов и элементов: тепловыделяющие сборки с ядерным топливом, элементы для управления ядерной реакцией и теплоноситель, который забирает выделяющееся в устройстве тепло. Конструкция этих узлов, состав топлива и теплоносителя могут отличаться, но без них реактор невозможен по определению.

В реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нужно использовать материал, который не задерживает нейтроны, иначе они из быстрых станут медленными, тепловыми. На заре атомной энергетики конструкторы попробовали использовать ртуть, но она растворила трубы внутри реактора и начала протекать наружу. Нагретый ядовитый металл, который к тому же стал под действием облучения радиоактивным, причинил так много хлопот, что проект ртутного реактора быстро закрыли.

Кусочки натрия хранят обычно под слоем керосина. Эта жидкость хоть и горюча, с натрием не реагирует и не пускает к нему пары воды из воздуха. Фото: Superplus / Wikipedia

Советские инженеры, разрабатывавшие реакторы на быстрых нейтронах, сначала построили опытный БР-2 (тот самый неудачный, ртутный), а потом экспериментальные же БР-5 и БОР-60 с натрием вместо ртути. Полученные на них данные позволили спроектировать первый промышленный «быстрый» реактор БН-350, который использовался на уникальном атомном химико-энергетическом комбинате — АЭС, совмещенной с опреснителем морской воды. На Белоярской АЭС построили уже второй по счету реактор типа БН — «быстрый, натриевый».

Несмотря на накопленный к моменту запуска БН-600 опыт, первые годы были омрачены серией утечек жидкого натрия. Ни одно из этих происшествий не несло радиационной угрозы для населения и не приводило к серьезному облучению персонала станции, а с начала 1990-х годов утечки натрия вовсе прекратились. Для помещения этого в мировой контекст отметим, что на японском «Мондзю» в 1995 произошла серьезная утечка жидкого натрия, которая привела к пожару и остановке станции на 15 лет. Воплотить идею реактора на быстрых нейтронах в промышленном, а не экспериментальном устройстве удалось только советским конструкторам, опыт которых позволил российским атомщикам разработать и построить реактор следующего поколения — БН-800.

БН-800 уже построен. 27 июня 2014 года реактор заработал на минимальной мощности, а в 2015 году ожидается и энергетический пуск. Поскольку запуск ядерного реактора представляет собой весьма сложный процесс, специалисты разделяют физический пуск (начало самоподдерживающейся цепной реакции) и энергетический пуск, при котором энергоблок начинает выдавать в сеть первые мегаватты электроэнергии.

Белоярская АЭС, пульт управления. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

Вслед за БН-800 предполагается построить и реактор БН-1200, еще большей мощности. Разработчики рассчитывают, что их детище станет серийным реактором и будет применяться не только на Белоярской АЭС, но и на других станциях. Впрочем, пока это планы — для крупномасштабного перехода на реакторы на быстрых нейтронах еще предстоит решить ряд проблем.

Белоярская АЭС, строительная площадка нового энергоблока. Фото с официального сайта: http://www.belnpp.rosenergoatom.ru

В экономике и экологии топлива. Реакторы на быстрых нейтронах работают на смеси обогащенной окиси урана и окиси плутония — это так называемое мокс-топливо. Теоретически оно может быть дешевле обычного в силу того, что использует плутоний или уран-233 из облученного в других реакторах недорогого урана-238 или тория, но пока мокс-топливо проигрывает в цене обычному. Получается своего рода замкнутый круг, который не так просто разорвать: нужно отладить и технологию постройки реакторов, и извлечение плутония с ураном из облученного в реакторе материала, и обеспечить контроль за нераспространением высокоактивных материалов. Некоторые экологи, к примеру представители некоммерческого центра «Беллона» , указывают на большой объем получаемых при переработке облученного материала отходов, ведь наряду с ценными изотопами в реакторе на быстрых нейтронах образуется значительное количество радионуклидов, которые нужно где-то захоранивать.

Иными словами, даже успешная эксплуатация реактора на быстрых нейтронах сама по себе еще не гарантирует революции в атомной энергетике. Она является необходимым, но не достаточным условием для того, чтобы все-таки перейти с ограниченных запасов урана-235 на куда более доступные уран-238 и торий-232. Смогут ли технологи, занятые процессами переработки ядерного топлива и утилизацией ядерных отходов, справиться со своими задачами — тема для отдельного рассказа.

И тех перспектив, которые несет лидерство в этой области.

Ядерные технологии в России всегда занимали особое место: они обеспечивали стратегическую защищённость, поддерживали глобальный паритет на этапах превосходства противников на мировой арене в сфере военных технологий, обеспечивали энергетическую безопасность. В современном мире развитие ядерных и радиационных технологий является одним из двигателей индустриального и общественного развития (крупный технологический проект неизбежно оказывается полюсом влияния на образование, экологию, экономику и культуру).

В настоящее время ядерным технологиям мир обязан порядка 13% всей производимой электроэнергии, с минимальной стоимостью киловатт-часа и самыми низкими показателями экологического загрязнения

При строительстве АЭС, чтобы добиться хоть каких-то цифр относительно воздействия на окружающую среду и выброса CO2, учитываются даже выхлопы дизельных генераторов строителей.

С чисто технологической точки зрения стоит отметить, что завидные показатели ядерной энергетики достигнуты с использованием реакторов, которые работают на «тепловых» или «медленных» нейтронах – нейтронах, прошедших через специальный замедлитель (вода, тяжёлая вода или графит), скинувших избыток энергии и запустивших самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию. Соответственно, от количества доступных для ядерной реакции свободных нейтронов и способности топлива их захватывать зависит скорость протекания реакции и многие инженерно-конструкторские задачи, которые необходимо решить для успешной работы ядерного реактора. По наблюдениям учёных, в технологии так называемых быстрых реакторов (а.к.а. «бридеры» или «реакторы-размножители») – есть избыток нейтронов, формируется нейтронный поток в 2,3 свободных нейтрона против 1 для тепловых реакторов. Этот колоссальный потенциал, помимо непосредственного энергогенерирующего применения, можно использовать для воспроизводства ядерного топлива и для решения других задач: когенерации электричества и тепла, опреснения воды, производства водорода и прочих.

Работающая сегодня ядерная энергетика в качестве топлива использует почти исключительно уран-235, содержание которого – всего 0,7% в ископаемом уране. До операбельного количества процент урана-235 в топливных элементах доводится за счёт специальных обогатительных процедур. Быстрые реакторы могут нарабатывать плутоний, чем вовлекают в генерацию и идущий сегодня на склады/свалки уран-238, содержание которого в добытой руде составляет оставшиеся 99,3%; а плутоний, в свою очередь, отлично подходит в качестве топлива для оперируемых сегодня тепловых реакторов, то есть в быстрых реакторах образуется больше топлива, чем потребляется!

Согласно оценкам МАГАТЭ, разведанных запасов урана-235 хватит приблизительно на 85 лет – это на порядок меньше, чем нефти или газа. У такой ядерной энергетики долговременного будущего, по всей очевидности, нет. Но картина решительно меняется при рассмотрении широкомасштабного внедрения ядерных реакторов на быстрых нейтронах и замыкании топливного цикла.

Эта версия развития открывает к использованию все природные ресурсы урана (235 и 238), а также тория и наработанного оружейного плутония, и тогда разведанных запасов хватит на (по разным оценкам) приблизительно 2500 лет, с учётом неукоснительного роста энергопотребления и дефицита ресурсов по Мальтусу. Неудивительно, что бридеры с самого начала развития ядерной энергетики полагались будущей основой мировой ядерно-генерирующей индустрии. В роли «ограничителя» выступает уровень развития технологий: работа с быстрыми реакторами, подразумевающая замыкание топливного цикла, ещё требует дорогого и сложного комплекса по переработке и рециклу облучённого ядерного топлива. Но, несмотря на более высокие удельные затраты на переработку ОЯТ быстрых реакторов, меньшие требуемые объемы перерабатываемых материалов для получения единицы плутония делают этот процесс экономически чертовски выгодным – по сравнению с сегодняшней переработкой отходов тепловых реакторов.

К слову о накопленных радиоактивных отходах: быстрые реакторы позволяют перерабатывать оружейный плутоний и младшие актиниды (нептуний, америций, кюрий), извлеченные из отработавшего топлива обычных тепловых реакторов (младшие актиниды в настоящее время представляют собой весьма опасную часть радиоактивных отходов). Отработанное топливо медленных реакторов – это новое топливо для будущей ядерной энергетики, и такое будущее уже наступает. И целых два предприятия, способных перерабатывать облучённое ядерное топливо, находятся в России. В мире таких заводов не многим больше, чем два российских.

Мировая гонка за быстрыми реакторами

Первый в мире ядерный реактор был «медленным»: он был построен Энрико Ферми под западными трибунами футбольного поля Чикагского университета из графитовых и урановых блоков, на 28 минут с помощью такой-то матери запущен в 1942-ом году и не имел решительно никакой защиты от радиации и системы охлаждения. По довольно точному описанию самого г-на Ферми, эта разработка выглядела как «сырая куча черных кирпичей и деревянных брёвен», чем фактически и являлась. Но уже тогда он мечтал построить быстрый реактор.

Первые быстрые реакторы, соответственно, и появились в Америке: в Лос-Аламос в 1946-ом заработал стенд «Клементина», в котором в качестве довольно экзотичного теплоносителя выступала ртуть; а в 1951-м в Айдахо был запущен первый энергетический реактор EBR-1 (Experimental Breeder Reactor) мощностью всего 0,2 МВт, который продемонстрировал возможность одновременного производства электроэнергии и ядерного топлива в одном устройстве и дал старт истории атомной энергетики. Позднее, в 1963 году, в Детройте был запущен опытно-промышленный реактор на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» мощностью около 100 МВт, но спустя всего три года там произошла серьезная авария с расплавлением части активной зоны – правда, без последствий для окружающей среды или людей.

Необходимая для советского атомного проекта возможность расширенного производства плутония была доказана на первом исследовательском советском реакторе с номенклатурно-незатейливым названием БР-1, запущенном в Обнинске в 1956-ом году. Получить же необходимые для разработки энергетического быстрого реактора данные удалось только на более старшей версии БР-5, созданной в 1959 году. Позднее, в 1970-ом, был пущен экспериментальный реактор БОР-60 в НИИАР (Димитровград), который до сих обеспечивает город теплом и электричеством. Далее технология была также отработана на первом в мире энергетическом реакторе на быстрых нейтронах БН-350, стартовавшем в 1973-м и занимавшимся энергогенерацией и опреснением воды в степях вплоть до его остановки в 1990-х годах. Впрочем, БН-350 был остановлен не по исчерпанию технического ресурса, а из-за опасений касательно качества обеспечения его эксплуатации после распада СССР.

В 1980-м , по состоянию на сегодня – единственный в мире действующий промышленный реактор на быстрых нейтронах. Сегодня на стадии технического проектирования уже находится реактор нового поколения БН-1200, предназначенный для серийного сооружения, – его ввод в эксплуатацию намечен на 2025. Также к 2020 на территории Сибирского химического комбината в Северске планируется запуск быстрого реактора на 300 МВт со свинцово-висмутовым теплоносителем – эта технология десятилетиями отрабатывалась в реакторах подводных лодок и ледоколов.

В конце 1950-х годов к лидерам ядерной гонки присоединились Англия и Франция со своими проектами. В 1986-м консорциум европейских стран подключил к сети реактор «Суперфеникс», при создании которого заимствовались некоторые решения, воплощенные ранее в советском БН-600, но в 1996 году проект был закрыт без права воскрешения. Дело в том, что стараниями масс-медиа вокруг «Суперфеникса» была раздута массовая истерия: строящийся реактор ассоциировался в первую очередь с наработкой плутония.

Раздутая в медийном поле катавасия вылилась в шестидесятитысячные акции протеста, перерастающие в уличные беспорядки, а через год после физического пуска, здание АЭС было в пять залпов обстреляно через Рону из советского противотанкового гранатомёта РПГ-7.

Существенного урона станции авторы этого праздника жизни, к счастью, нанести не смогли. Но проект вскоре был свернут. Впрочем, в 2010-ом французы вновь возвращаются к строительству реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – проект зовётся «Astrid», планируемая мощность – 600 МВт. И хотя Франция в своей программе быстрых реакторов опирается на собственные разработки, она по-прежнему в основном использует русские обогатительные производства.

Догнать и перегнать всех на свете стремятся китайцы, в том числе потому, что их здесь обошла Индия, которая после многочисленных переносов собирается в этом году провести физический пуск демонстрационного быстрого реактора собственной разработки PFBR-500. После его ввода Индия хочет приступить к строительству серии из шести коммерческих энергоблоков по 500 МВт каждый и на той же территории построить завод по переработке ядерного топлива, вовлекая свой ядерно-топливный торий, которого у них очень много.

Японцы, в свою очередь, вопреки ожидаемой реакции после фукусимской аварии, продолжают возрождение быстрого реактора «Мондзу», работавшего с 1994 по 1995 гг. К слову отметить, не стоит обманываться в отношении фукусимской трагедии: для ядерной энергетики вообще характерна цикличность развития. После каждой аварии (Трёхмильный остров, Чернобыль, Фукусима) интерес к АЭС слегка ослабевает, но потом потребности в электроэнергии снова диктуют свой категорический императив – и вот в эксплуатацию вводятся следующие поколения реакторов, с новыми типами защитных механизмов.

Всего в мире было разработано порядка 30 концепций быстрых реакторов, часть из которых была экспериментально отработана «в железе». Но похвастаться отработанными технологиями и безаварийной эксплуатацией промышленных быстрых реакторов в своём национальном портфолио на сегодня может только одна страна – и это Россия.

Сложная инженерия

Достоинства быстрых реакторов очевидны, равно как очевидна и инженерная сложность их создания. Отсутствие необходимых технологий – вот одна из ключевых причин, почему быстрые реакторы на текущий момент не получили более широкого распространения. Как отмечалось ранее, воду – замедлитель нейтронов – в быстрых реакторах использовать нельзя, поэтому используются металлы в жидком состоянии: от самого распространённого натрия до свинцово-висмутовых сплавов. Использование жидкометаллического теплоносителя в условиях многократно более интенсивного энерговыделения, чем в традиционных реакторах, ставит ещё одну серьёзную задачу – материаловедческую. Все компоненты корпуса реактора и внутриреакторных систем необходимо изготавливать из коррозиестойких спецматериалов, способных выдержать характерные для жидкого натрия в быстром реакторе 550°C.

Проблема подбора правильных материалов создала немало задач для неиссякаемой находчивости отечественных инженеров. Когда в активной зоне работающего реактора искривилась одна топливная сборка, чтобы её достать, французские атомщики изобрели сложный и дорогой способ «видения» сквозь слой жидкого натрия. Когда та же проблема возникла у русских, наши инженеры решили элегантно использовать простую видеокамеру, помещенную в своеобразный водолазный колокол – трубу с поддувом аргона сверху, что позволило операторам быстро и эффективно достать испорченные топливные элементы.

Разумеется, инженерная сложность быстрого реактора сказывается на его стоимости, которая в настоящее время – когда быстрые реакторы находятся скорее в концептуальном поле, – существенно выше, чем у тепловых реакторов. Все процессы по замыканию ядерно-топливного цикла также достаточно дорогие: технологии имеются, они отработаны, отрабатываются и развиваются, но их ещё предстоит вывести на потоковый коммерческий уровень. К счастью, для России это – вопрос ближайших двух-трёх десятилетий.

Мягкая сила быстрых нейтронов

Бесспорное технологическое превосходство России в области замыкания ядерно-топливного цикла, очевидно, должно получить стратегическую реализацию на мировой арене. Россия может принять на себя бремя лидерства по созданию такой мировой инфраструктуры, которая позволила бы обеспечить равный доступ всех заинтересованных государств к атомной энергии, но при этом надежно гарантировала бы соблюдение требований режима нераспространения. В плане реализации этой инициативы предусмотрены следующие направления:

Создание международных центров по обогащению урана (МЦОУ), первый из которых располагается в Ангарске;

Формирование международных центров по переработке и хранению ОЯТ (не всё же облизываться на наши просторы);

Создание международных центров по подготовке квалифицированного персонала для АЭС и проведение совместных научно-исследовательских работ в области защищенных от несанкционированного распространения ядерных технологий.

По состоянию на сегодня наиболее разработанной частью выдвинутой программы стал пункт о создании МЦОУ: подобные центры функционируют как совместные коммерческие предприятия, не пользующиеся государственной поддержкой. В совет директоров подобных предприятий должны входить представители власти, сотрудники компаний ядерно-топливного цикла и эксперты МАГАТЭ, притом последние окажутся консультантами без права голоса, чьей целью будет верификация работы центра и сертификация отдельных его действий. Соответственно, к технологиям обогащения неядерные страны допускаться не будут, а это вопрос довольно серьёзный.

К сожалению, остальные положения инициативы по созданию глобальной инфраструктуры ядерной энергетики не получили содержательного наполнения. В связи с чем возникает естественный вопрос: есть ли гарантии того, что эти версии политической эксплуатации технического потенциала не окажутся забытыми фантазиями на бумаге?

Для выхода из создавшейся ситуации, для привлечения широкого круга развивающихся стран, заинтересованных в мирном использовании ядерной энергетики, для старта программы международных центров ядерно-топливного цикла необходимо наполнить эти предложения прогностико-исследовательским и научно-техническим содержаниями.

Привлечённые к крупным исследовательским проектам в сфере экономики ядерной энергетики небольшие и развивающиеся государства способны увидеть свою конкретную выгоду от участия в реализации упомянутых инициатив и понять, какие изменения необходимы в их национальных программах.

Признанный передовой уровень технологии быстрых реакторов в России - единственной стране, эксплуатирующей промышленный реактор этого типа в сочетании с опытом переработки ядерного топлива, позволит России в долговременной перспективе претендовать на роль одного из лидеров мировой ядерной энергетики.

Успешная реализация российских предложений по созданию глобальной ядерной инфраструктуры является важным фактором для будущего развития мировой энергетики, не говоря уже о российском месте в этом развитии. Воплощение российских предложений может со временем не только обеспечить безопасность глобальной ядерной энергетики и её практически бесконечную топливную самообеспеченность, но и перекроить ландшафт рынка электроэнергетики в целом: угроза дефицита всех видов ископаемого топлива, включая уран, на определённом этапе станет гораздо ближе и реальнее, чем может показаться.

В ответ на растущие цены на углеводороды в мире последние лет этак двадцать наблюдается обострение интереса к альтернативной энергетике. Однако есть ряд оснований полагать, что единственной вменяемой альтернативой традиционной тепловой генерации может быть только ядерная энергетика. О сравнении перспектив ядерной энергетики и возобновляемой генерации написаны очень серьёзные и толстые книги, которые, вкратце, говорят, что в перспективе ближайших десятилетий нам светят быстрые реакторы – и технологическое лидерство России.

Наибольшее распространение сегодня получили водно-водяные и кипящие тепловые реакторы. Состав ОЯТ различных реакторов несколько различается. Он зависит, в частности от выгорания, но не только. В типичном реакторе типа ВВЭР электрической мощностью 1000 МВт при использовании уранового топлива ежегодно образуется 21 т отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) объемом 11 м 3 (1/3 общей загрузки топлива). В 1 т ОЯТ, только что извлеченного из реактора типа ВВЭР, содержится 950- 980 кг урана-235 и 238, 5 - 10 кг плутония, продуктов деления (1.2 - 1.5 кг цезия-137, 770 г технеция-90, 500 г стронция-90, 200 г иода-129, 12 - 15 г самария-151), минорных актинидов (500 г нептуния-237, 120 - 350 г америция-241 и 243, 60 г кюрия-242 и 244), а также в меньшем количестве радиоизотопы селена, циркония, палладия, олова и других элементов. При использовании МОХ-топлива в ОЯТ будет больше америция и кюрия.

Продукты деления

В течении первых десяти лет тепловыделение ОЯТ после выгрузки падает приблизительно на два порядка и определяется в основном продуктами деления. Наибольший вклад в активность отработавшего топлива с трехлетним временем выдержки вносят: 137 Cs + 137m Ba (24%), 144 Ce + 144 Pr (21%), 90 Sr + 90 Y (18%), 106 Ru + 106 Rh (16%), 147 Pm (10%), 134 Cs (7%), относительный вклад 85 Kr, 154 Eu, 155 Eu равен приблизительно 1% от каждого изотопа.

Короткоживущие продукты деления

В течение нескольких лет после выгрузки, в то время как отработавшее топливо хранится в водонаполненных бассейнах, основной риск состоит в том, что потеря охлаждающей воды может привести к нагреву топлива до температуры, достаточно высокой, чтобы воспламенить циркониевый сплав из которого изготавливаются ТВЭЛы, что приведет к выбросу летучих радиоактивных продуктов деления.

Долгоживущие продукты деления

В долгосрочном плане (10 4 -10 6 лет) эти продукты могут представлять опасность из-за своей большей, чем у актинидов мобильности.

Актиниды

К минорным актиноидам относятся долгоживущие и относительно долгоживущие изотопы нептуния (Np-237), америция (Am-241, Am-243) и кюрия (Cm-242, Cm-244, Cm-245).

Нептуний

Нептуний, который преимущественно представлен единственным изотопом Np-237 нарабатывается на изотопе урана U-235 по следующей цепочке:

Схема его распада до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид

Np-237 (T 1/2 = 2.14·10 6 лет; α) → Pa-233 (T 1/2 = 27 суток; β) → U-233 (T 1/2 = 1.59·10 5 лет; α)

Анализируя динамику изменения активностей ядер в цепочке распадов, можно сказать, что Np-237 и Ра-233 будут находиться в вековом равновесии и их активности будут равны, а активность Ра-233 будет очень мала и ее можно не учитывать.

Радиационные характеристики Np-237 и Ра-233

C 0 – удельная активность материала в расчете на 1 кг Np-237 (Ки/кг); Q – энергия распада (МэВ);
E α – энергия α-частиц (МэВ); E β – средняя энергия β-частиц (МэВ);
E γ – общая энергия γ-квантов (кэВ); W – тепловыделение (Вт/кг).

Нептуний, который преимущественно представлен единственным изотопом Np-237, вносит значительным вклад в долгосрочную радиотоксичность из-за его большого периода полураспада. Однако Np-237 не вносят существенного вклада в тепловыделение. Np-237 может быть трансмутирован как в тепловых, так и в быстрых реакторах.

Америций

К долгоживущим изотопам америция, нарабатываемым в значимых количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относятся изотопы Аm-241 и Am-243. Изотоп Аm-242m нарабатывается в существенно меньших количествах, однако его содержание в америции, выделяемом из ОЯТ, может оказывать значительное влияние на характеристики нейтронного излучения материала.
Изотопы америция Am-241, Am-243 и изотопы кюрия Cm-242, Cm-244 и Cm-245 нарабатываются на изотопе урана U-238 по следующим цепочкам:

Am-241
В ОЯТ Am-241 является доминирующим изотопов америция, хотя там есть также Am-242, Am-242m и Am-243.
Схема распада Am-241 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид

Am-241 (T 1/2 = 4.32·10 2 лет; α) → Np-237 (T 1/2 = 2.14·10 6 лет; α)

Так как T 1/2 (Am-241) << T 1/2 (Np-237), то радиационные характеристики процесса определяются исключительно параметрами распада собственно Аm-241

Am-243
Схема распада Am-243 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид

Am-243 (T 1/2 = 7.38·10 3 лет; α) → Np-239 (T 1/2 = 2.35 суток; β) →Pu-239 (T 1/2 = 2.42·10 4 лет; α)

Am-243 и Np-239 находятся в радиационном равновесии и их активности равны.

Am-242m
В реакторах на тепловых нейтронах нарабатывается также долгоживущий изомер Am-242m

Am-242m (T 1/2 = 1.52·10 2 лет; γ) → Am-242 (T 1/2 = 16 часов; 82% β ; 18% ЭЗ*) →
→ Pu-242 (T 1/2 = 3.76·10 5 лет; α) → Cm-242 (T 1/2 = 1.63·10 2 суток; α) → Pu-238 (T 1/2 = 88 лет; α)

В радиоактивность материала, содержащего Am-242m, дают вклад следующие радионуклиды:
Am-242m, Am-242, Cm-242

Радиационные характеристики Аm-241, Am-243, Np-239, Am-242m, Am-242 и Cm-242

Америций является основным вкладчиком гамма-активности и радиотоксичности ОЯТ прилизительно через 500 лет после выгрузки, когда вклад продуктов деления уменьшается на на несколько порядков. Весь америций поддается трансмутации в интенсивном потоке нейтронов помощью реакций захвата и деления.

Кюрий

Cm-242
Схема распада Cm-242 имеет вид:

Сm-242 (Т 1/2 = 163 суток; α) → Pu-238 (Т 1/2 = 87.7 лет; α) → U-234 (Т 1/2 = 2.46·10 5 лет; α)

Активность Сm-242 быстро спадает, при этом активность Pu-238 увеличивается и, довольно быстро, за ≈ 3.4 года, активности Pu-238 и Сm-242 сравниваются при этом активность Cm-242 уменьшается приблизительно в 200 раз по сравнению с первоначальным уровнем.

Радиационные характеристики Сm-242 и Pu-238

Сm-244
Схема распада Сm-244 имеет вид:

Сm-244 (Т 1/2 = 18.1 лет; α) → Pu-240 (Т 1/2 = 6.56·10 3 лет; α).

Радиационные характеристики Сm-244

Сm-245
Схема распада Сm-245 имеет вид:

Сm-245 (Т 1/2 = 8.5·10 3 лет; α) → Pu-241 (Т 1/2 = 14.4 лет; β) → Am-241 (Т 1/2 = 4.33·10 2 лет; α).

При t >> Т 1/2 (Pu-241) активность Pu-241 находится в равновесии с активностью Cm-245.

Радиационные характеристики Cm-245 и Pu-241

Кюрий вносит значительный вклад в гамма-активность, нейтронное излучение и радиотоксичность. Кюрий плохо подходит для трансмутации, поскольку сечения деления и захвата основных изотопов (Cm-242 и Cm-244) довольно малы. Хотя Cm-242 имеет очень короткий период полураспада (163 дней), он постоянно генерируется в облученном топливе в результате распада
Am-242m (период полураспада 141 год).

Тепловыделение и радиотоксичность ОЯТ

Рис. 3. Тепловыделение отработавшего топлива легководного реактора с выгоранием 50 ГВт·дн/ттм

На рис. 3 показана тепловыделение отработавшего топлива легководного реактора с выгоранием 50 ГВт·д/ттм. Выгорание определяется как отношение выработанной тепловой энергии за время кампании реактора к массе загруженного топлива. После хранения в течение примерно 40 лет в отработавшем топливе остается лишь несколько процентов от исходной радиоактивности. Тепловыделение быстро падает в течение первых 200 лет после выгрузки. Причем первые 60 лет основной вклад в тепловыделение вносит распад продуктов деления. Наибольший вклад вносят 137 Cs + 137 Ba и 90 Sr + 90 Y. Несмотря на то, что минорные актиниды в реакторах производятся в относительно небольших количествах, они вносят существенный вклад в тепловыделение, выход нейтронов и радиотоксичность ОЯТ. Через 60 лет в величине тепловыделения превалируют актиниды. После 200 лет тепловыделение почти полностью вызвано актинидами − плутонием и америцием. Медленное снижение тепловыделения обусловлена относительно большими периодами полураспадов 241 Am, 238 Pu, 239 Pu и 240 Pu.
На рис. 4 показано как изменяется со временем мощность дозы внешнего облучения от ОЯТ.

Рис. 4. Зависимость от времени мощности дозы излучения от одной тонны отработавшего ядерного топлива после выгрузки из реактора с выгоранием 38 Гвтּ дн/т на расстоянии 1 метра.

Примерно через год после загрузки топлива, когда ОЯТ выгружается из реактора, мощность дозы от 1 т составляет около 1000 Зв/ч. Это означает, что смертельная доза, около 5 Зв, принимается примерно за 20 секунд. Доза полностью полностью зависит от вклада гамма излучения. Излучение уменьшается со временем, но мощность дозы после 40 лет, когда отработавшее топливо должно быть размещено в глубоком хранилище, по-прежнему высока − 65 Зв/ч. Поэтому при обращении с отработавшим ядерным топливом требуются защитные меры против внешнего облучения, от выгрузки из реактора до окончательного захоронения. Из рис. 4 видно, что доза от нейтронного излучения всегда много меньше, чем от гамма-излучения, но нейтронное излучение снижается медленнее.
В течение первых нескольких десятилетий радиотоксичность в основном определяется такими продуктами деления как 90 Sn и 137 Cs и продуктами их распада. После промежуточного хранения в течение примерно 40 лет в отработавшем топливе остается только несколько процентов от первоначальной радиоактивности. В течение нескольких сотен лет большинство радионуклидов распадается и основной вклад в радиотоксичность вносят долгоживущие актиниды (плутоний и америций). Радиотоксичность ОЯТ снизится до уровня радиотоксичности урановой руды примерно через 100 000 лет.

Рис. 5. Зависимость от времени радиотоксичности ОЯТ при выгорании 60 Гвтּ дн/т.