ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В настоящее время ядерная индустрия - хорошо развитая промышленность, охватывающая как военные, так и гражданские сферы. Универсальность ядерных технологий подчеркивает, например, структура ГК «Росатом»: ядерный энергетический комплекс, ядерный оружейный комплекс, ядерная и радиационная безопасность, прикладная и фундаментальная наука, атомный и ледокольный флот.

В создании ядерной промышленности существенную роль сыграла радиохимия. Радиохимические методики широко использовались (и используются) при создании функциональных (ядерное топливо, замедлители нейтронов, поглотители нейтронов; экстрагенты, ионно-обменные смолы, мембраны) и конструкционных (для ТВЭЛов и ТВС, корпусов реактора, систем радиационной защиты и безопасности) материалов. Именно радиохимическими способами производится переработка ОЯТ, выделение радионуклидов из облучённых на ускорителях мишеней, разделение радиоактивных веществ и изотопов, их концентрирование и очистка. Радиохимики активно решают задачи обезвреживания и захоронения РАО.

В настоящее время основное направление развития ядерной промышленности - ядерная энергетика. Для её успешной конкуренции с традиционными источниками электричества необходимо:

  • — добиться полного использования энергетического потенциала добываемого сырья;
  • — исключить аварии, требующие эвакуации и отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования большие территории;
  • — осуществить радиационно-эквивалентное обращение ядерных материалов в топливном цикле с сохранением природного радиационного баланса;
  • — обеспечить технологическое усиление режима нераспространения технологий ядерного оружия.

Развитию атомной энергетики способствует улучшение конструкции ядерных энергетических установок. Совершенствование современных реакторов идёт по направлениям:

  • — продление срока службы до 6о лет;
  • — упрощенное техническое обслуживание;
  • — меньшая сложность и более сжатые сроки строительства АЭС;
  • — у^чёт аспектов безопасности и надёжности при проектировании; —современные технологии блоков управления;
  • — проектирование систем безопасности с учётом оценки рисков;
  • — применение пассивных систем (гравитация, естественная циркуляция); —дополнительное оборудование для смягчения последствий аварий.

Для успешного развития ЯТЦ должен соответствовать условиям:

  • — атомный реактор должен удовлетворять критериям «естественной безопасности», когда в принципе невозможна тяжёлая авария;
  • — плутоний не должен выделяться в чистом виде ни на одной стадии ЯТЦ;
  • — должен реализоваться замкнутый вариант ЯТЦ с целью прекращения накопления ОЯТ;
  • — должны быть обеспечены достаточные топливные ресурсы.

Полагают, что замыкание топливного цикла при использовании реакторов на быстрых нейтронах позволит реализовать принцип радиационной эквивалентности при обращении с РАО (суммарная радиоактивность таких отходов уже через ~200 лет становится равной радиоактивности, извлеченной из земли при добыче урана). При выполнении этих условий ядерная энергетика способна решить проблемы эиергодефицита и может обеспечить устойчивое развитие.

Атомная энергия не относится к категории возобновляемого ресурса, но при сжигании 235U, содержащегося в естественном уране, имеется возможность воспроизводить новое ядерное топливо из 238U или 232Th, объёмы которых в сотни раз превышают ресурс 23зи, сжигаемого в нынешних реакторах. Воспроизводство нового топлива не только во много раз повышает эффективность использования уже добытого сырья, но и делает экономически выгодными более дорогие ресурсы.

В настоящее время в рамках концепции устойчивого развития в России рассматриваются перспективы объединения замкнутого ЯТЦ с реакторами на быстрых нейтронах. Такие системы способны удовлетворить требованиям «естественной безопасности» (в ядерной, экологической и политической областях), и ресурсной обеспеченности.

В замкнутом ЯТЦ предполагается переработка ОЯТ тепловых реакторов и передача плутония, минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления в топливный цикл быстрых реакторов. Быстрые реакторы обеспечивают сжигание основной массы актинидов и трансмутацию долгоживущих продуктов деления. Далее осуществляется промежуточное хранение ВАО перед окончательным захоронением в течение ~200 лет для снижения их биологической опасности в ~юо раз. Предусмотрено совместное извлечение из недр с природным ураном сопутствующих Ra и Th для последующей трансмутации в топливе быстрых реакторов, что существенно расширит топливную базу атомной энергетики. Важно, что из топливного цикла исключаются процессы разделения изотопов урана, из реактора-бридера удаляется бланкет, используемый для наработки плутония, не происходит выделения плутония и/или 233U, 235U из облученного топлива. Отпадает необходимость в долговременных хранилищах ОЯТ; хранилищ выделенного плутония; в дальней перевозке ядерных материалов.

Возможны разные сценарии реализации замкнутого ЯТЦ: l) из ОЯТ извлекают делящиеся радионуклиды, которые очищают от продуктов деления и минорных актинидов; 2) в смеси с делящимися элементами оставляют минорные актиниды и некоторые продукты деления. При этом можно использовать такие технологии, как гидрометаллургическая ПУРЭКС, пироэлектрохимическая в расплавленных солях, газофторидная и плазменная сепарация. Переработку ОЯТ, регенерацию и рефабрикацию топлива для нескольких АЭС можно проводить в едином центре, а для одной конкретной АЭС - непосредственно на её площадке (пристанционный цикл). На площадке АЭС предполагается размещение реактора на тепловых нейтронах, работающего на традиционном урановом оксидном топливе, пристанционного радиохимического завода, реализующего ЯТЦ по переработке ОЯТ и производящего U-Pu нитридное топливо, и реактора на быстрых нейтронах, сжигающего это топливо и минорные актиниды.

Постоянное пребывание Ри в смеси с другими элементами уменьшает опасность распространения оружейных материалов. Кроме того, ввиду размещения перерабатывающего завода и топливного производства на одной площадке, не требуется вывоз Ри за пределы охраняемой зоны. При включении производства МОКС-топлива в состав единого с переработкой ОЯТ комплекса устраняется необходимость в промежуточных операциях: больше не требуется кондиционирование Ри и его декондиционирования; промежуточное хранение порошкового Ри может быть реализовано в одном небольшом хранилище. Уменьшаются затраты на эксплуатацию за счёт отказа от упаковки и распаковки отходов; значительно упрощается процесс транспортировки Ри; сокращаются операции с Ри благодаря уменьшению срока хранения, упрощается его рециклирование из-за повышенной растворимости и высокого качества продукции. Объём ОЯТ, подлежащего хранению, сокращается в ~8 раз. Сокращается объём подлежащих хранению ВАО. Благодаря выделению Ри существенно уменьшается долгосрочная радиотоксичность и тепловыделение отходов, по сравнению с прямым захоронением непереработанного ОЯТ. Увеличивается вместимость хранилищ ввиду того, что определяющим фактором плотности размещения ОЯТ является тепловыделение, которое теперь сильно уменьшено. Сокращаются мировые запасы Ри: его масса в составе МОКС-топлива уменьшается в процессе производства энергии, не происходит дополнительного накопления Ри при облучении U-оксидного топлива. Когда рынок и технологии атомной энергетики будут готовы к внедрению реакторов четвертого поколения на быстрых нейтронах, для первых загрузок их активных зон потребуется Ри. Готовое к переработке МОКС-топливо, по сравнению с U-оксидным, существенно сокращает объём перерабатываемого материала, необходимого для получения плутония.

Помимо гетерогенных быстрых реакторов определённый интерес представляет разработка гомогенного быстрого реактора, предназначенного для сжигания плутония и минорных актинидов. Гомогенные реакторы с циркулирующим металлическим топливом позволяют эффективнее гетерогенных реакторов нарабатывать топливо, сжигать минорные актиниды, осуществлять бесхимический топливный цикл в режимах высокой наработки или выгорания. В таких реакторах из топлива выделяются газовые и летучие продукты деления.

С целью снижения долгоживущей активности ОЯТ предусматривается трансмутация опасных долгоживущих осколков деления в электро- ядерных системах (ADS), в которых возможно пережигание выделенных минорных актинидов с выработкой при этом электроэнергии. Однако классические гибридные системы не эффективны. Это связано с тем, что все традиционные реакторы и ADS-системы (ускоритель с энергией 1 ГэВ плюс нейтронопроизводящая мишень и подкритическая активная зона) работают в области энергий реакторных нейтронов, ограниченной спектром деления (средняя энергия нейтронов 2 МэВ). Под действием нейтронов деления минорнык актиниды горят плохо, т.к. имеют малую вероятность деления из-за их высокого порогам деления (l МэВ). Трансмутация долгоживущих элементов затруднена из-за многостадийных реакций, приводящих к появлению новых долгоживущих радионуклидов.

Начат переход к использованию в /Ш5-системах нейтронов более высоких энергий. Новая схема электроядерного метода основана на ядер- ных релятивистских технологиях (ЯРТ). Она включает формирование внутри глубокоподкритичной активной зоны из обеднённого U или Th жесткого нейтронного спектра, создаваемого, например, модульным компактным ускорителем протонов (энергия ю ГэВ) и реакциями скалывания. Такой спектр «сжигает» для производства энергии естественный U и Th, и одновременно утилизирует долгоживущие компоненты ОЯТ АЭС.

ЯРТ-реактор непрерывно воспроизводит легкоделящиеся элементы топливной композиции в течение многих десятков лет, не потребляя при этом 235U. Для блоков ядерных релятивистских электростанций ОЯТ - высокоэффективное топливо. При этом эффективная утилизация отработанных ТВС может происходить без их сложной радиохимической переработки и выделения наиболее опасных долгоживущих изотопов. Так, при загрузке в активную зону ЯРТ-реактора 200 тонн капсул, изготовленных из тонкомолотых материалов ТВС, реактор сможет вырабатывать -2500 МВт электричества в течение 6о лет. Жизненный цикл ЯРТ-реактора после этого завершится режимом глубокой переработки продолжительностью два года. В результате в активной зоне останутся в основном короткоживущие изотопы. Один выводимый из эксплуатации после 6о лет работы блок ВВЭР-юоо может обеспечить топливом (ОЯТ) восемь блоков релятивист- ких электростанций на 6о лет работы каждый.

Атомная энергия эффективно используется для производства электроэнергии, тепла и пресной воды. Создаются производства химических веществ на базе АЭС. Производство водорода с помощью высокотемпературных ядерных реакторов расширяет применение ядерной энергии в сферы, где наблюдается дефицит органического топлива. Водород как энергоноситель и химический агент — ключ к промышленным технологиям, транспорту, коммунальному сектору.

Можно надеяться, что проводящаяся в настоящее время разработка и внедрение новых технологий в атомной энергетике позволит преодолеть её недостатки.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >