Рециклинг в атомной отрасли: от «хвостов» до быстрых реакторов

Главный тренд современности — экологически безопасное долгосрочное развитие во всех сферах: от повседневной жизни до тяжелой промышленности. Главная цель — сократить загрязнение планеты и впредь поддерживать баланс, грамотно используя ее ресурсы. В зарубежной литературе этот переход проходит под лозунгом «трех R»: Reduce. Reuse. Recycle — сокращение отходов, многократное использование и переработка. Ошибочно думать, что это касается только обывателей вроде нас с вами. Крупные компании тоже стараются следовать этим принципам, но совсем в другом масштабе.

Стоит кого-нибудь спросить, какие отходы самые опасные, и собеседник, скорее всего, ответит, что радиоактивные. Несомненно, при неправильном обращении и хранении радиоактивные отходы опасны. Но при правильном подходе ядерная энергетика — это чистая энергетика, а «отходы» — подходящий ресурс для производства нового топлива. Именно о такой «переработке» в атомной отрасли, или «рециклинге» и пойдет речь в нашем материале.

Рециклинг — обращение с с регенерированными ядерными материалами, при котором они очищаются и используются повторно, либо возвращаются в производственный цикл. Стеклянные бутылки и банки отмываются, а пластик и бумага измельчаются для производства нового пластика и бумаги. Рециклинг — разновидность переработки.

С помощью специалистов топливной компании «ТВЭЛ» Naked Science разобрался в реализуемых сегодня жизненных циклах ядерного топлива: открытом цикле, французской модели, двухкомпонентной энергетике, закрытом ядерном топливном цикле, утилизации радиоактивных отходов и использовании «урановых хвостов».

Производство топлива

«Жизнь» топлива для атомных электростанций начинается с добычи урана. Уран — самый тяжелый химический элемент из тех, что встречаются на Земле в природе. Конечно, не в чистом виде, а в составе руд и минералов. В результате переработки получают чистый уран, который все же не подходит для производства топлива — он слишком «бедный».

Самый распространенный в природе изотоп урана — уран-238. На него приходится 99,3% всего урана. Для энергетики же ценны оставшиеся 0,7% — уран-235. Именно он является основным делящимся материалом в ядерном топливе для «обычных» тепловых АЭС. Проблема в том, что для работы АЭС содержание «полезного» урана-235 в топливе должно составлять до 5%, а не 0,73%, как в среднем в естественных условиях. Нужное процентное содержание получают на этапе обогащения.

Добытый природный уран отправляют на конверсию: из твердого состояния в газообразное. На выходе получают газообразный гексафторид урана. В газообразном состоянии его отправляют в центрифугу и раскручивают: более легкий уран-235 «прилипает» к оси, а тяжелый уран-238 оказывается на периферии. В результате выделяют немного обогащенного до 5% гексафторида урана, из которого и делают топливо. Все остальное — «хвосты», обедненный гексафторид урана (ОГФУ) с содержанием урана-235 около 0,25%.

Возможности Росатома по обогащению урана держатся в тайне. Граница в 5% — принятая для энергетических реакторов. Для АЭС обычно обогащают до 4,7-4,9%, все зависит от стоимости урана и услуг по обогащению, а также конкретного топливного цикла АЭС. И тут стоит упомянуть, что Россия — лидер в центрифужном обогащении. Так называемые «хвосты», ОГФУ, получаются бедными на уран-235, но и им нашли применение. Но об этом позже, пока вернемся к производству топлива.

На следующем этапе — этапе фабрикации — из газа делают порошок и спекают в урановые таблетки. Таблетки запаиваются в циркониевые трубки с необходимыми заглушками и крепежными элементами — получаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Из ТВЭЛов собираются тепловыделяющие сборки (ТВС). Материалы и конструкция элементов и финальной сборки зависит от типа реактора.

Готовые ТВС отправляются на атомные станции, где работают около пяти лет. С момента, как они покинули реактор, их уже называют отработавшим, или облученным ядерным топливом (ОЯТ). Еще пять лет отработавшее топливо остывает в бассейне выдержки на станции. Его дальнейший путь — главная тема этого материала.

Отработавшее ядерное топливо может отправиться на захоронение, а может продолжить приносить пользу. Это зависит от выбранного топливного цикла.

Открытый ядерный топливный цикл

Самый простой вариант, активно использовавшийся в прошлом, — загрузка отработавшего топлива в контейнеры и отправка на хранение: либо до момента, как придумают, что с ним делать дальше, либо вообще навсегда.

Один из видов «вечного» хранения — геологическое захоронение. Такие хранилища сейчас строятся в Швеции и Финляндии. Пока что отработавшее ядерное топливо копится в контейнерах, а когда строительство закончится, их перенесут в хранилища. Переработать другие страны его не могут — необходимые для этого технологии на сегодняшний день остались только у России и Франции (раньше еще были у Великобритании).

Французская модель

Во Франции отработавшее ядерное топливо отправляют на переработку: элементы и циркониевые оболочки распиливают, таблетки растворяют.

Состав отработавшего ядерного топлива выглядит примерно так: уран (96%), плутоний (1,2%) и радиоактивные отходы. Основные составляющие отходов: «короткоживущая» цезий-стронциевая фракция (2%), минорные актиниды (0,5%) и прочие продукты деления (0,3%). Главное — остается много урана.

Облученный уран называется регенератом. В нем, помимо «бесполезного» урана-238 и «полезного» урана-235 (2%) появляется еще и много других изотопов (232, 234, 236), которые будут мешать реакции.

Для производства топлива уран очищают от четных изотопов и радиоактивных отходов, и дообогащают до необходимых 5%. Плутоний оставляют, поэтому топливо уже называется уран-плутониевым (у французов принято название МОКС-топливо). Такое топливо можно один раз отправить в реактор, правда, загрузив лишь на 30-50% активную зону реактора в добавление к обычному топливу. И всё — дальше только захоронение, потому что соотношение изотопов урана становится совсем неподходящим для переработки, а плутоний начинает слишком сильно фонить.

Главная проблема такой переработки — она не избавляет от объема опасных радиоактивных отходов: «короткоживущей» цезий-стронциевой фракции и минорных актинидов (америций, нептуний, кюрий и другие). Последние представляют наибольшую опасность, потому что период их полураспада — тысячи лет. Однако в России умеют от них избавляться — с помощью реакторов на быстрых нейтронах.

Двухкомпонентная модель и радиоактивные отходы

Реакторы на быстрых нейтронах — наследие огромной работы, проделанной советскими учеными. В экспериментальном масштабе их разработкой занимались многие страны мира: Франция, США, Япония, Великобритания. Но лишь в России удалось выйти на промышленный масштаб. По сей день работает запущенный в 1980 году на Белоярской АЭС реактор БН-600. В 2015 году на той же Белоярской запустили БН-800. И развитие продолжается: в Северске строится экспериментальный реактор БРЕСТ-ОД-300 (на СНУП-топливе) и для Белоярской проектируется мощный БН-1200. В разделе планов на будущее мы вернемся к этой теме.

Главное отличие и первая особенность быстрых реакторов от «обычных» тепловых в том, что в них нет замедлителей, и поэтому энергия нейтронов достигает больших значений. Для запуска реакции им необходим плутоний в составе топлива, поэтому для его производства можно использовать отработанное топливо из «обычных» тепловых реакторов. Последовательная отработка топлива сперва в тепловых, а затем в быстрых реакторах называется двухкомпонентной моделью ядерной энергетики.

Вторая важная особенность быстрых реакторов: способность «выжигать» опасные минорные актиниды — кюрий, нептуний и америций. С кюрием можно ничего не делать, потому что со временем он распадается в плутоний. Но сам плутоний со временем распадается на америций. В общем, они дают много продуктов полураспада, причем периоды полураспада исчисляются тысячами лет.

Захоронить такие отходы возможно, но сложно. Требуется глубинное хранение, например, в закрытой шахте в глубине горы с подходящей породой гранита, которая не будет ничего пропускать. Сверху хранилище бетонируется, но за его состоянием все равно нужен мониторинг. Лучше от актинидов совсем избавиться — с помощью быстрых реакторов.

Быстрые реакторы работают на уран-плутониевом топливе, «выжигают» минорные актиниды и, что еще не упоминалось, в процессе работы нарабатывают себе новый плутоний (на котором могут сами работать). Именно за счет этого можно всю энергетику построить на быстрых реакторах — фактически создать замкнутый цикл.

Замкнутый цикл

В замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ) уран-плутониевое топливо после отработки в реакторе быстрых нейтронов перерабатывается, формируется в новые сборки и отправляется обратно в тот же реактор.

Фабрикацией и переработкой сейчас занимаются удаленные от АЭС предприятия. Чтобы увезти туда отработавшее топливо, ему сперва нужно дать остыть, и на переработке его снова разогреют. Это большие затраты времени и ресурсов, поэтому сейчас Росатом строит в Северске экспериментальную станцию, на которой фабрикация и переработка будут вестись прямо рядом с быстрым реактором (БРЕСТ-ОД-300). Так будет реализован пристанционный ядерный топливный цикл (ПЯТЦ), ответвление замкнутого, хотя некоторые специалисты считают как раз такой формат «истинным» замкнутым циклом.

На одной площадке в Северске будут находиться сам реактор, модуль фабрикации-рефабрикации и модуль переработки. Последние два – буквально через стенку друг от друга. И большинство операций роботизированы, чтобы снизить воздействие на персонал. Ядерные материалы будут нужны лишь для того, чтобы запустить реактор, дальше — лишь минимальная подпитка. И все основные радиоактивные отходы быстрый реактор будет сжигать. Планируется, что модуль фабрикации запустят в ближайшие годы, чтобы произвести топливо к запланированному пуску блока в 2026 году.

Аварийность БРЕСТа минимальна – внутри у него свинцовый теплоноситель, который никуда не денется при аварии. Самое опасное для АЭС — потеря теплоносителя. Именно это произошло на Фукусиме: вода ушла, а топливо расплавилось. В БРЕСТе при отключении свинец просто застынет. Впрочем там и само нитридное топливо (СНУП-топливо) не сможет расплавиться.

Даже в самом аварийном сценарии вся опасность останется в периметре АЭС. Свинец к тому же поглотитель нейтронов, поэтому реактор можно будет просто законсервировать на площадке. Безопасность — одна из главных задач современной ядерной энергетики. Современные новые реакторы максимально защищены от аварий.

Получается, быстрые реакторы есть в России и скоро будут в Китае, где их помогает строить Росатом. Во всем остальном мире реакторы «обычные» тепловые, способные работать лишь на чистом урановом топливе или на однократно переработанном (французская модель). Для вовлечения их в цепочку рециклинга Росатом разработал РЕМИКС-топливо.

Сбалансированный цикл и «короткоживущая» фракция

Опыт обращения с ураном, отработанным ядерным топливом и МОКС-топливом позволил создать специальное топливо, которое можно многократно на полную загрузку использовать в тепловых реакторах, перерабатывая и рефабрикуя на российских заводах.

Предположим, у страны вообще пока нет ни одной АЭС, но она хочет использовать ядерную энергетику. АЭС возводят всего за четыре года. Первые десять лет она будет работать на традиционном урановом топливе, выгружая его в бассейн выдержки на охлаждение.

Постепенно Росатом будет забирать отработанное топливо и на своих предприятиях перерабатывать его в уран-плутониевое РЕМИКС-топливо (уран-плутониевое топливо для тепловых легководных реакторов), возвращая на станцию. С одиннадцатого года и до конца эксплуатации через 50 лет станция сможет работать на таком регенерированном топливе. В отличие от французского МОКС-топлива, которое можно загружать лишь на треть, РЕМИКС-топливом можно загружать 100 процентов активной зоны реактора. После каждого цикла облучения топлива плутоний становится «хуже», но специалисты Росатома нашли способ улучшать состав и перерабатывать топливо до семи раз, сжигая по пути минорные актиниды.

Такой подход позволяет существенно экономить на изготовлении ядерного топлива, ведь примерно 80% стоимости сборки приходится на уран и обогащение, около 15% — фабрикация, 3% — конверсия. Главное преимущество такого подхода — отсутствие опасных ядерных отходов. Все минорные актиниды будут «сжигаться» в России в быстрых реакторах. Останется лишь «короткоживущая» фракция с периодом полураспада около 80 лет, её можно залить в боросиликатное стекло (или в керамику – зависит от технологий будущего) и поместить в приповерхностное хранилище, где спустя несколько сотен лет эти отходы станут абсолютно безопасными. Не так уж много, по сравнению с минорными актинидами, которые требуют тысячелетий. 

Ближе к концу срока эксплуатации станции, отработавшей на РЕМИКС-топливе, достаточно будет построить небольшое здание для контейнеров со «стеклом». Сегодня РЕМИКС-топливо успешно проходит опытно-промышленную эксплуатацию на Балаковской АЭС.

Взаимодействие тепловых станций с российскими быстрыми реакторами — это сбалансированный ядерный топливный цикл (СЯТЦ), на основе которого можно построить глобальную взаимосвязанную атомную систему, предоставляя другим странам услуги по выжиганию минорных актинидов. В перспективе у России останутся только быстрые реакторы. Впрочем, даже без притока урана с плутонием от тепловых реакторов у нас есть все необходимое для их работы — в частности, огромные запасы ОГФУ.

Урановые хвосты и коэффициент воспроизводства

Обедненный гексафторид урана (ОГФУ) остается в огромных количествах после получения обогащенного урана из природного. В основном, он состоит из урана-238 с небольшим количеством «полезного» урана-235.

За почти век работы отечественной атомной промышленности в России накопились огромные запасы ОГФУ — больше миллиона тонн. С целью сокращения этих запасов Росатом постепенно освобождает площадки с захоронениями. Планируется к 2038 году вдвое сократить их количество, а к 2057 году ликвидировать все запасы за счет переработки.

Сперва обедненный гексафторид урана очищают от фтора. Полученную плавиковую кислоту и безводный фтористый водород продают на рынке химической продукции. Обедненный уран тоже используется в промышленности: из него делают контейнеры для перевозки изотопов, экраны для медицинской аппаратуры, а также используют в противовесах и гироскопах в самолетах, судовом балласте и других целях. Но основная масса, конечно, идет на производство нового ядерного топлива.

В значительной части этих запасов процент урана-235 довольно высокий (до 0,4%), потому что в первые десятилетия обогащение проводили менее эффективным диффузным методом. Сегодня эти хвосты можно использовать в производстве топлива для тепловых реакторов. Вторичные хвосты уже точно бесполезны для всего остального мира, а вот для нас — отличное сырье для быстрых реакторов.

Быстрым реакторам «бесполезный» уран-238 не мешает, им главное, чтобы был плутоний. В процессе они могут сами себе наработать еще больше плутония. И это третья особенность быстрых реакторов.

Возможности конкретного реактора на быстрых нейтронах зависят от его изначальной конструкции. Если предусмотрено, реактор сможет работать в разных режимах — с разным коэффициентом воспроизводства.

При равном единице коэффициенте воспроизводства в отработанном топливе будет столько же плутония, сколько и было в изначальной загрузке. В этом случае подходящий состав понадобится лишь для первой загрузки. Дальше быстрый реактор будет его поддерживать.

При коэффициенте воспроизводства меньше единицы быстрый реактор будет «выжигать» лишний плутоний. Такой режим необходим для утилизации накопившихся запасов отработанного топлива от тепловых реакторов. Можно сказать, что это забота о будущих поколениях — им не придется разбираться с фонящими запасами плутония.

Самый интересный вариант — при коэффициенте больше единицы. Процент прибавления плутония небольшой, но эффективный — до 1,2%. Позволяет со временем восполнить недостаток плутония для запуска нового быстрого реактора. Такую возможность обеспечивают быстрые нейтроны — на большой энергии они могут расщепить «бесполезный» уран-238 до плутония.

Основываясь на этой уникальной технологии, Росатом планирует в будущем все российские АЭС строить с реакторами на быстрых нейтронах.

Будущее российской атомной энергетики

На сегодняшний день тепловые реакторы —более продвинутая и отработаннаях технология, чем реакторы на быстрых нейтронах. Огромный опыт позволяет строить новые станции всего за четыре года. Тем не менее без быстрых реакторов тепловые будут значительными темпами использовать запасы урана и производить слишком много опасных отходов. С быстрыми реакторами бывшие отходы становятся почти неисчерпаемым источником топлива — их хватит на десятки тысяч лет.

У России есть преимущество — огромные вложения в изучение и разработку реакторов на быстрых нейтронах, сделанные  в прошлом веке, позволяют и сегодня развивать это направление. Росатом планирует после 2035 года строить только быстрые реакторы. И к 2045 году перевести на атомную энергию четверть стремительно растущего энергобаланса России.

Старые реакторы будут постепенно выводиться из строя и заменяться новыми — быстрыми. На сегодняшний день в России работают 35 реакторов на 11 АЭС. Для замены их на быстрые нужно сперва подтвердить экономическую состоятельность проекта. Быстрый реактор гораздо сложнее теплового и поэтому стоит существенно дороже. Отчасти причина в том, что технология еще не до конца отточена, и потому себестоимость, видимо, будет постепенно снижаться.

Строящийся в Северске реактор со свинцовым теплоносителем и с модулями переработки и рефабрикации — уникальный экспериментальный дорогостоящий проект, который позволит испытать многие новые технологии, но мощность у него будет небольшая. Главный быстрый реактор России — БН-800 на Белоярской АЭС — тоже по мощности не дотягивает до показателей тепловых реакторов (1000-1200 МВт). Зато на нем проверили сложную контурную систему и систему защиты.

Поэтому перед Росатомом стоит сразу несколько задач на ближайшие годы: оптимизировать конструкцию реакторов на быстрых нейтронах, увеличить единичную мощность и добиться оптимальной цены. Первым примером такого «серийного» быстрого реактора станет БН-1200 с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС. Его планируется построить и запустить к 2030 году.

Единственная страна, которая тоже собирается вводить в эксплуатацию быстрые реакторы — это Китай. К 2040 году страна планирует добиться целевой суммарной мощности 100 ГВт, то есть поддерживать в работе примерно сто реакторов. После 2040 года они будут строить лишь реакторы на быстрых нейтронах. В марте 2022 года в Китае работали 54 реактора общей мощностью 55 ГВт, с тех пор уже успели запустить еще два. Известно, что к 2025 году Китай стремится добиться показателя в 70 ГВт. С помощью Росатома они строят свой первый реактор на быстрых нейтронах.

Международное стремление к чистой возобновляемой энергетике с долгосрочным развитием уже сегодня становится реальностью в нашей атомной отрасли. Введение в масштабную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах позволяет перерабатывать накопившиеся урановые хвосты, сокращает количество самых опасных радиоактивных отходов — как нашей страны, так и других стран — и экономно расходует ограниченные запасы урана, обеспечивая «обычные» реакторы подходящим топливом.

Данный материал Naked Science подготовил совместно с просветительским проектом Homo Science. В рамках Десятилетия науки и технологий проект Homo Science продолжает активно развивать онлайн-платформу, на которой размещается библиотека знаний, включающая в себя подкасты, видео- и аудиоматериалы, обучающие курсы и многое другое.

Реклама: Частное учреждение по реализации коммуникационных программ атомной отрасли «Центр коммуникаций», ИНН  9705152344.