Единственным источником энергии с доказанной промышленной эффективностью, способным надёжно заменить углеводородное топливо, является управляемая цепная реакция деления атомного ядра, применяемая сегодня в атомной энергетике.
Вообще, на атомную энергетику сегодня возлагается грандиозная задача - избавить человечество от падения потребления энергии на душу населения, которое ведёт только к войнам и распадам целых государств, сопровождаемым самыми плачевными последствиями.
Более детально я писал об этом в статье:
Поэтому в глобальном плане энергия атома больше ценна для нас не как мощный источник энергии, а как спаситель нашей цивилизации...
Однако в традиционном своём виде атомная энергетика подвержена энергетической деградации в виде ограниченности урановой ресурсной базы.
По современным оценкам энергетически выгодных разведанных запасов урановой руды, при текущем её потреблении, хватит на 50-60 лет.
Количество доступного атомного топлива напрямую влияет на глобальную эффективность атомной энергетики.
При современном уровне технологий переработка тонны добытой из уранового месторождения породы даёт нам около килограмма урановой руды, состоящей в основном из изотопа уран-238.
Уран-238 не поддерживает цепную реакцию деления. Даже в случае его деления испускаемые нейтроны будут поглощены соседнем ядром изотопа урана-238 ( уран-238 делится только в 1 из 10 миллионов случаев). В результате реакция затухает сама собой, и такой процесс не может быть использован в классических атомных станциях.
В природной урановой руде содержится нужный для атомной энергетики изотоп, способный поддерживать цепную реакцию деления – уран-235. Однако его количество в природе очень скромное – менее 0,72%. Таким образом, в тонне руды, богатой ураном, содержится около 7 граммов нужного изотопа урана-235, вокруг которого и выстроена вся современная атомная энергетика.
Технологический процесс, начиная от добычи руды, переработки, обогащения урана, заканчивая установкой топливных сборок в ядерный реактор и с последующей переработкой отработанного ядерного топлива, с лихвой покрывается той энергией, которая выделяется из используемого ядерного топлива.
Из ядерной реакции современного ядерного топлива на единицу массы мы получаем в 90 тысяч раз больше полезной энергии, чем при сжигании угля, то есть 1 условный килограмм ядерного топлива выделит количество энергии, аналогичное энергии от сжигания 90 тонн угля или 60 тонн нефти.
Все технологические операции по изготовлению и использованию ядерного топлива очень энергозатратны, что не позволяет ядерному реактору быть в тысячи раз эффективнее, чем угольная электростанция.
Так, энергетическая рентабельность АЭС оценивается в 75-110 единиц EROI, в то время как EROI угольной (либо газовой) ТЭЦ оценивается в 30 единиц.
Современный ядерный реактор с энергетической точки зрения в 3,6 раза выгоднее, чем газовая электростанция, учитывая все технологические, логистические, строительные, утилизационные и эксплуатационные циклы, присутствующие в ядерной и газовой энергетике.
Однако эффективность ядерной энергетики прямо зависит от количества доступного ядерного топлива, которое, в свою очередь, зависит от количества доступных урановых месторождений. После их исчерпания нам останется только извлекать растворённый в воде уран, фактически процеживая весь мировой океан.
Альтернативные источники получения урана настолько энергозатратные, что о какой-либо эффективности работы атомной электростанции говорить не приходится. Энергетическая рентабельность может быть даже на уровне альтернативной энергетики, что само по себе уже не сможет никак заменить выбывающие по причине истощения месторождений углеводороды.
Человечеству нужен источник энергии, который будет способен не только перекрывать наши базовые потребности в пище и тепле, но и обеспечивать технологический прогресс, а также развитие науки и техники.
Без подобного источника энергии человечество не сможет направлять излишки энергии в научную сферу. И доказательством тому служит всё происходящее сегодня в энергетической сфере.
По подсчётам американских учёных и экономистов, для поддержания высокого уровня жизни в развитых странах и для дальнейшего технологического развития требуется не менее 200 Гигаджоулей на душу населения в год. Источник, способный давать такое количество полезной энергии, должен обладать энергетической рентабельностью EROI не менее 30 единиц.
Сегодня на одного человека в среднем приходится менее 80 ГДж в год, что говорит о том, что большинству людям на планете недоступны современные сферы здравоохранения, не говоря уже о культуре и науке.
Решение проблемы уменьшающейся ресурсной базы в области атомной энергетики было известно ещё на заре становления ядерной промышленности. Нужно использовать изотоп урана-238, включив его в топливный цикл. Сделать это можно путём трансмутации урана-238 в плутоний-239, что успешно отработано для военных целей при созданию атомного оружия.
В ходе работы АЭС ядро урана-238 захватывает нейтроны и трансмутирует в новые химические элементы. Наиболее вероятным исходом всего этого является образование изотопа плутония-239, который (аналогично урану-235) способен поддерживать цепную ядерную реакцию деления и подходит в качестве топлива для ядерных реакторов.
Наиболее эффективно уран-238 захватывает быстрые нейтроны, которые образуются при делении ядер урана-235 и плутония-239.
Сложность состоит в том, что процесс деления ядер урана-235 и плутония-239 с помощью быстрых нейтронов менее эффективен, чем с помощью медленных (с нюансами, разумеется). В свою очередь, ядро урана-238 захватывает быстрые нейтроны намного эффективнее, чем медленные.
Быстрыми нейтронами называются нейтроны, которые получили свою кинетическую энергию движения в момент деления ядра, их скорость искусственно не ограничивается. Медленные нейтроны - это нейтроны, средняя скорость которых искусственно замедлена в ядерных реакторах.
Для поддержания более эффективного деления ядерного топлива нейтроны в современных атомных реакторах замедляют, повышая тем самым плотность нейтронного потока, что очень важно при процессе выгорания урана-235, при котором создаётся нейтронный дефицит, и каждый следующий акт деления ядер урана-235 идёт менее продуктивно, чем предыдущий. Это является одной из главных причин недогорания ядерного топлива, наряду с падением плотности нейтронного излучения в связи с поглощением нейтронов ураном-238.
Для работы ядерного реактора требуется увеличить содержание изотопов урана-235 в урановой руде, то есть провести обогащение урана, в ходе которого концентрация урана-235 увеличивается до необходимых значений, конструктивно заложенных в данный тип реактора. Например, для работы реактора типа РБМК требуется обогатить уран до 2.8%; для реакторов типа ВВЭР, в зависимости от модификаций, требуется уран, обогащённый 1,6-5,0%
Другими словами, в тонне ядерного топлива содержится 50 кг нужного урана-235, и 950 кг урана-238, который является по сути отвальным продуктом, не подходящим для ядерных реакций деления.
Чем больше прореагирует урана-235 в топливной сборке, тем более энергетически и экономически выгодным будет процесс получения ядерной энергии.
Для максимального выгорания топлива (максимального деления урана-235) разрабатываются как сами ядерные реакторы с особой конструкцией активной зоны, так и специальные топливные сборки. И это очень сложная научно-инженерная задача.
Ядерную реакцию человечество научилось поддерживать уже давно, но задача максимального выгорания топлива до сих пор не решена.
После использования ядерного топлива в нём остаётся ещё около 1% непрореагировавшего урана-235, а это больше, чем в природной урановой руде. Помимо этого, примерно такое же количество энергетического плутония образуется в ходе трансмутации урана-238.
Физические процессы в современных ядерных топливных сборках таковы, что полезные свободные нейтроны, которые должны были прореагировать с ядрами урана-235, захватываются ядрами урана-238, в результате чего образуется некое количество плутония-239.
Вообще же, в ходе ядерных реакций образуется около 300 различных изотопов, в том числе изотопов плутония, таких как изотопы плутония-238/239/240/241/242, образующие в общей массе около 1% энергетического плутония.
Таким образом в отработанном ядерном топливе находится около 2% полезного ядерного материала, который можно извлечь, переработав ОЯТ (отработавшее ядерное топливо), и применить в новых топливных сборках для дальнейшей работы реактора.
Технология переработки ОЯТ ещё сложнее, чем технология обогащения урана, так как ОЯТ обладает высокой радиоактивностью, облучая всё, с чем соприкасается и наводя вторичную радиоактивность в оборудовании для переработки. Процессы переработки ОЯТ максимально автоматизированы и автономны.
В ходе переработки ОЯТ извлекается энергетический плутоний и уран-235.
Приблизительное изотопное соотношение извлекаемого энергетического плутония следующее:
- Pu-239 - 52 %
- Pu-240 - 24 %
- Pu-241 - 15 %
- Pu-242 - 6 %
- Pu-238 - 2 %
Все виды представленных изотопов плутония подходят для создания ядерного оружия, так как обладают критической массой – массой, после которой начинается неконтролируемая ядерная реакция деления.
Критическая масса для изотопов плутония:
- Pu-238 – 87 кг
- Pu-239 - 10 кг
- Pu-240 – 40 кг
- Pu-241 – 12 кг
- Pu-242 – 100 кг
Однако сделать ядерное оружие из отработанного ядерного топлива не получится. Для этих целей нужен изотоп плутония-239, но современные технологии обогащения урана неспособны отделять изотопы химических элементов, отличающихся по массе всего на один нуклон (нейтрон или протон). Например, вместе с плутонием-239 будут одинаково эффективно отбираться изотопы Pu-238/240/241/242. То есть при доведении обогащения до конкретных концентраций эта смесь изотопов может сдетонировать прямо на месте производства, если изотопов плутония-240 и -242 будет больше, чем запланировано.
Изотопы плутония-240/242 обладают более высоким нейтронным излучением, которое более эффективно воздействует на плутоний-239. При этом сами изотопы плутония-240 и -242 имеют вероятность деления свободными нейтронами в три раза меньше, чем плутоний-239.
Для применения плутония в ядерном оружии нужно точно рассчитать количество всех изотопов. Например, если содержание плутония-240 будет больше 7% в общем количестве плутония-239, то бомба не взорвётся. Учитывая, что отделить плутоний-239 от плутоний-240 технически невозможно, создание ядерного оружия из отработанного ядерного топлива атомных электростанций становится невероятно сложной задачей.
Оружейный плутоний производится на специально сконструированных для этого реакторах. При этом сама технология производства является сверхсекретной.
Однако вся эта смесь изотопов плутония подходит для работы в ядерном реакторе из-за достаточного количества изотопа плутония-239.
Так, из извлечённого из ОЯТ энергетического плутония и урана-235 изготавливают МОКС-топливо, представляющее собой смесь оксидов изотопов урана и плутония.
Такой вид топлива немного отличается по своих физическим и энергетическим характеристикам, что требует определённой модернизации активной зоны ядерного реактора, после которой возможно применение МОКС-топлива при его доле до 30% от общего количества загруженного в реактор ядерного топлива.
То есть загружается 70% топливных сборок с ураном-235 и ураном-238 и 30% топливных сборок с МОКС-топливом.
В настоящее время производство МОКС-топлива стоит дороже, чем производство уранового топлива, однако процесс переработки ОЯТ предполагает максимальное снижение конечной радиоактивности, что отчасти компенсирует затраты на изготовление МОКС-топлива.
В США ОЯТ хранят без переработки, так как они прировняли ОЯТ к ядерным отходам ещё в середине 1970-х, не сумев освоить технологии безопасной переработки ОЯТ и изготовления МОКС-топлива.
Технологию переработки ОЯТ и создания МОКС-топлива первыми освоили французские физики-ядерщики, которые долгое время являлись абсолютными лидерами в этом вопросе.
Свои заводы по переработке были в США (например, перерабатывающий завод в Уэст-Вэлли), но закрылись в 1972 году из-за неспособности довести технологию до безопасного уровня.
- Завод в Великобритании по переработке ОЯТ проработал с 1952 по 2022 годы.
- Заводы в Германии, Японии, Бельгии и Италии тоже были закрыты по разным причинам.
- Однако переработка ОЯТ не означает способность изготовления МОКС-топлива.
Переработка коммерческого ядерного топлива для получения МОКС-топлива осуществляется преимущественно во Франции. Свой завод по производству МОКС-топлива с 1993 года строят в Японии (с постоянным переносом сроков сдачи объекта). Ожидается, что японский завод по производству МОКС-топлива будет введён в эксплуатацию в 2024 году.
В Индии в 2005 году было протестировано первое произведённое в стране на АЭС «Тарапур» МОКС-топливо.
Китай планирует развивать технологии переработки и изготовления МОКС-топлива совместно с проектом развития реакторов на быстрых нейтронах в сотрудничестве с Россией.
Великобритания остановила производство МОКС-топлива в 2018 году на единственным в стране заводе "THORP" - после выполнения подписанных ранее контрактов.
Производство МОКС-топлива в США так и не освоили, несмотря на заключённое межправительственное соглашение с Россией об утилизации оружейного плутония в виде изготовления из него МОКС-топлива, пригодного для работы в ядерных реакторах.
Выделив 200 миллионов долларов на строительство реактора БН-800 на быстрых нейтронах в России, свой аналогичный реактор, способный утилизировать оружейный плутоний времён холодной войны, в США так и не построили.
В мае 2018 года министерство энергетики США подытожило, что для завершения строительства станции вместе с предприятием по переработке ОЯТ потребуется ещё 48 миллиардов долларов сверх уже потраченных 7,6 миллиарда долларов.
Наилучшим применением для МОКС-топлива являются реакторы без замедлителей нейтронов – ядерные реакторы на быстрых нейтронах. Более того, быстрые нейтроны более продуктивно поглощаются ядрами урана-238, образуя в итоге энергетического плутония больше, чем выгорает делящихся изотопов МОКС-топлива .
Можно привести следующую аналогию: в печку кладём три берёзовых полена вместе с арматурой, а после выгорания достаём четыре лиловых полена, которые образовались из арматуры.
Таким образом, в топливный ядерный цикл может быть вовлечён не нужный до этого уран-238, которого в месторождениях в 140 раз больше, чем урана-235.
В мире накоплено уже свыше 1,5 миллиона тонн обеднённого урана, ушедшего в отвал производства при обогащении урана-235.
После обогащения на каскаде российских газовых центрифуг содержание изотопа урана-238 падает до 0,1%, а после европейских центрифуг содержание изотопа урана-238 составляет 0,3%. Поэтому обеднённым ураном считается уран, содержание делящихся изотопов в котором менее 0,3% (в природном уране - 0,72%).
Про историю изобретения газовых центрифуг я писал тут:
По началу казалось что технология уже близка к практическому освоению, но как только мощности стали расти, реакторы на быстрых нейтронах начали преподносить различные сюрпризы, справиться с которыми иногда не было никакой возможности.
Например, на французских АЭС с быстрыми нейтронами (ядерный реактор «Феникс») вообще зафиксированы случаи скачков реактивности, которых по известным законам физики быть не могло. Несмотря на многолетние расследования, полное объяснение этому феномену так и не нашли.
В конечном итоге безопасную промышленную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах смогли освоить только в СССР и России. Несмотря на многочисленные попытки других развитых стран (в том числе и США), сделать то же самое им не удалось. Именно СССР и Франция внесли огромный научный вклад в технологию промышленного освоения реакторов на быстрых нейтронах и в практическую реализацию замкнутого топливного ядерного цикла. После распада СССР уже в России продолжили дальнейшие разработки в этом направлении, проектируя и строя новые "быстрые" реакторы (эксплуатируемый БН-600, построенный БН-800, а также строящиеся БРЕСТ-300 и проектирующиеся СВБР-100 и БН-1200). Французы же окончательно закрыли аналогичные проекты в 2010 году.
На сегодняшний момент Россия - это единственная страна, которая смогла безопасно освоить промышленную эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Однако МОКС-топливо мы не производили, а наши реакторы БН-350/600/800 работали на урановом топливе с обогащением урана-235 до 20%.
Французы в своё время в этом направлении продвинулись дальше, и использовали МОКС-топливо в своих реакторах на быстрых нейтронах. Более того, на реакторе "Феникс" удалось повторно использовать МОКС-топливо после переработки ранее отработанного МОКС-топлива, тем самым реактор практически подтвердил возможность работы в замкнутом ядерном топливном цикле.
"Росатом" параллельно со строительством нового реактора БН-800 на быстрых нейтронах начал работы над созданием МОКС-топлива, выполняя взятые на себя обязательства по утилизации оружейного плутония, подписанные с США в 2001 году.
Реактор БН-800 изначально проектировался как раз под использование МОКС-топлива, и его запуск должен был происходить именно на нём. Но в 2010 году окончательно стало ясно, что освоение производства МОКС-топлива не поспевает в срок, и полностью обеспечить им активную зону не получится. Проектную зону реактора пришлось срочно менять на смешанную, чтобы соблюсти соглашение по времени с США. Реактор был запущен только с 16% МОКС-топлива в активной зоне, изготовленного как раз из оружейного плутония.
После приостановки соглашения об утилизации плутония подразделения "Росатома" начали использовать энергетический плутоний, извлечённый из облученного топлива тепловых реакторов. Оружейный плутоний более не используется.
В России не только осваивали технологию производства МОКС-топлива, но и совершенствовали его с учётом знаний, накопленных за время эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах (БН-350, БН-600 и БН-800) и исследовательских (БР-1,БР-2,БР-5,БР-10 и БОР-60)
Однако требуется не только освоить серийное производство МОКС-топлива, но и добиться максимального его выгорания, одновременно понизив конечную радиоактивность ОЯТ для более эффективной его последующей переработки.
В январе 2021 года состоялась очередная перезагрузка топлива БН-800, в результате чего доля МОКС-топлива выросла до 30%. Таким образом, мы догнали по этому показателю французские АЭС, работающие на МОКС-топливе.
В январе 2022 года доля МОКС-топлива в активной зоне реактора возросла до 2/3 от общего количества топлива. В конце июля 2022 года во время планового ремонта активную зону дозагрузили МОКС-топливом, после чего его доля составила 100%.
22 сентября 2022 года реактор БН-800 вышел на 100% уровень мощности.
Именно использование уран-плутониевого топлива в реакторах на быстрых нейтронах является ключевым этапом замыкания ядерного топливного цикла, а также включения в топливный цикл урана-238.
Освоение технологии производства МОКС-топлива и его полной загрузки в активную зону ядерного реактора на быстрых нейтронах – важнейший шаг к приближению к технологии замкнутого ядерного топливного цикла.
Сам реактор БН-800 на сегодня не предназначен для дополнительного воспроизводства топлива путём превращения урана-238 в энергетический плутоний. Реактор предназначен для утилизации оружейного плутония, поэтому вместо сборок с обеднённым ураном в активной зоне присутствуют металлические стержни, которые переотражают поток нейтронов, возвращая их в активную зону для более качественного выгорания МОКС-топлива.
Важнейший шаг не только в ядерной промышленности России, но и всего мира, преодолён - промышленный реактор на быстрых нейтронах полностью запущен, и работает на переработанном ранее ОЯТ от классических АЭС. Это уже в разы увеличивает топливную базу АЭС. "Росатом" является единственной компанией в мире, располагающей всеми технологиями и компетенциями для замыкания топливного ядерного цикла, который обеспечит растущие энергетические потребности человечества в энергии на 200-300 лет. Более того, одно и то же ОЯТ можно перерабатывать десятки раз, циклично применяя его как в классических АЭС, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Чем не вечный двигатель?
В следующей статье поговорим о проблемах и реализации в России замкнутого ядерного цикла.
=================================================
Статьи выходят благодаря поддержке подписчиков-спонсоров. Для спонсоров всегда открыто приватное обсуждение, ссылки на источники и исследования используемые в основе моих статей. Спасибо друзья за поддержку канала!
Стать спонсором можно тут, статья для спонсоров:
«Поддержать донатом, за полезные статьи»
