В каждой тонне этого природного урана, добытого из руды, всего 0,7 процента урана-235, способного делиться в обычном реакторе, извлечь получается примерно 0,5 процента. Остальные 99,3 процента — инертный в обычных условиях уран-238. Тем не менее, мы вынуждены вертеть его в центрифугах, повышая процент содержания урана-235 примерно до 3,3, чтобы можно было запустить цепную реакцию. Лишний уран-238 из центрифуг мы вынуждены выбрасывать в отвалы.
Загрузив топливо в 'медленный' реактор, мы 'сжигаем' только уран-235 и, частично, образующийся в процессе реакции плутоний. При этом уран-235 выгорает тоже не полностью. В каждой загруженной в реактор 1 тонне топлива содержится 967 кг урана-238 и 33 килограммов — урана-235. В отработанном ядерном топливе — 943 кило урана-238. В реакциях он почти не участвует, лишь малая часть его превращается в плутоний, остальной уран-238 просто присутствует в реакторе, набирается радиоактивности и затем отправляется в хранилище.
От 33 килограммов урана-235 в тонне отработанного топлива остаётся 8 кг. Ещё 4,6 кг — бесполезный для нас уран-236. Изотопы урана и плутония с чётными номерами в цепных реакциях не участвуют. Плутония получается немного — 8,9 килограммов на тонну отработанного топлива. В его составе по 33,3% плутония-239, 240 и 241. 239-й и 241-й — пригодятся, в них цепная реакция возможна. 240-й — бесполезен, но именно его содержание позволяет поставлять реакторы на экспорт, не опасаясь, что какие-нибудь бородатые деятели используют наработанный в них плутоний, чтобы сделать бомбу.
(состав по http://geoenergetics.ru/2016/08/09/yadernyj-toplivnyj-cikl-anatomiya-oyat/)
Остаток — примерно 35 килограммов с каждой тонны — это трансурановые элементы, среди них есть и полезные, и очень вредные. Полезные — например, нептуний-237, из которого можно сделать плутоний-238, для использования в РИТЭГах на автоматических межпланетных станциях, планетоходах и автоматических метеостанциях на Крайнем Севере. Ещё один полезнейший изотоп — америций-241, примерно по килограмму на каждую тонну отработанного топлива. Из него можно сделать америций-243, а он уже годится для малогабаритных космических реакторов, его критическая масса — 3,78 килограмма.
Но из оставшегося примерно 3,5 килограмма на тонну — редкостная гадость. Часть этих элементов активно поглощает нейтроны, замедляя реакцию. Другая часть — ухудшают прочность топливной таблетки, делая её хрупкой, а часть — это вообще газы, от которых топливные таблетки распухают, и ТВС может заклинить в канале. При этом все продукты деления радиоактивны до неприличия.
(см. подробнее http://geoenergetics.ru/2016/08/14/yadernyj-toplivnyj-cikl-otrabotannoe-yadernoe-toplivo/)
То есть, чтобы использовать примерно 50 килограммов полезного вещества, мы вынуждены многократно перелопачивать 950 кг урана-238 с примесями всякой гадости. Сами понимаете, насколько это дорого. Когда мы говорим о переработке отработанного топлива — имеется в виду, как сделать максимально безопасными вот эти самые 3 — 3,5% продуктов деления, как использовать повторно невыгоревшие уран-235 и реакторный плутоний.
Реактор на быстрых нейтронах использует в качестве источника излучения дорогое, высокообогащённое топливо — уран-238 с 15-20-процентным содержанием урана-235. Но его нужно относительно немного. Оно облучает обеднённый уран-238, позволяя частично превратить его в топливный плутоний-239, сжечь его, при сжигании превратить в плутоний следующую порцию урана-238, и, таким образом, вовлекает эту огромную инертную массу обеднённого урана, оставшегося после обогащения, в полезный топливный цикл. В полностью отработанном топливе из 'быстрого' реактора на окончательное захоронение уходит всего 30-40 килограммов отходов с тонны загруженного топлива. Остальное можно перерабатывать многократно, и вновь загружать в реактор. (см https://geektimes.com/post/268408/). При этом реактор на быстрых нейтронах имеет собственное энергопотребление намного ниже, чем реакторы-ускорители, что упрощает его запуск. Энергетический выход от реактора на быстрых нейтронах во много раз больше, чем от 'медленного' реактора.
— Это почему? — тут же спросил Первый секретарь.
— Потому что у реактора ВВЭР температура теплоносителя на входе в реактор 270 градусов, а на выходе — всего 293 градуса. В реакторе БН теплоноситель первого контура — натрий, на входе имеет температуру 370 градусов, а на выходе — 550. Что называется, 'почувствуйте разницу'.
Ещё один большой плюс — реактор на быстрых нейтронах может работать на отработанном ядерном топливе обычных тепловых реакторов, хотя оно тоже должно пройти предварительную переработку и подготовку. Из него нужно удалить те самые малые проценты продуктов деления, которые поглощают нейтроны и отравляют топливо.
Соответственно, топливо для быстрого реактора изначально имеет высокую радиоактивность, ведь оно уже побывало в реакторе. Всю его технологическую цепочку приходится полностью автоматизировать, без какого-либо участия людей. Оборудование работает в герметичных камерах, при использовании оно становится радиоактивным. При выходе из строя ремонт исключается — только замена и захоронение поломанного оборудования.
— Дорогое удовольствие, — заметил Первый секретарь.
— В любом случае это в итоге оказывается дешевле, чем тысячи раз крутить в центрифугах всё новые и новые тонны урана, а потом хранить десятилетиями в подземных хранилищах эти же тонны, прошедшие реактор, — пояснил Славский. — В таких отраслях считать приходится совокупную стоимость всех процессов, а стоимость самого топлива в этой цепочке, сама по себе немалая, составляет лишь небольшую часть.
— Понятно. А помнится, вы, товарищи, толковали мне про новый реактор со свинцовым теплоносителем, БРЕСТ. В чём тогда его выгоды, если реактор БН делает то же самое?
— Реактор БРЕСТ умеет выжигать из отработанного топлива намного больший процент той самой гадости, которая и делает топливо таким опасным, — растолковал Доллежаль. — Но по БРЕСТу пока ещё очень много технологических и конструктивных вопросов. Прежде всего, ему требуется другое топливо, не оксидное, как для реакторов БН, а нитридное. Оно отчасти удобнее в реакторе — не распухает, не лопается, не давит на оболочку ТВЭЛа. За счёт лучшей теплопроводности нитридное топливо легче переносит температурные режимы, это даёт возможность повысить ресурс эксплуатации таких сборок, а значит, делает их более выгодными с точки зрения экономики. (http://geoenergetics.ru/2016/12/01/proekt-proryv-pervoe-znakomstvo/).
Но тут есть свои грабли. Нитриды урана и плутония самовоспламеняются на воздухе и в присутствии воды. Соответственно, вся переработка нитридного топлива возможна только автоматически, причём в гермокамерах, заполненных инертными газами. То есть, оно уже поэтому будет дороже. Но его нужно будет меньше. Для гигаваттного реактора понадобится порядка 2,5 тонн урана-238 в год, и приблизительно столько же будет получаться осколков деления, которые придется захоранивать на десятки тысяч лет. (https://geektimes.com/post/268408/). Обычный гигаваттный реактор на медленных нейтронах будет выдавать в пересчёте на год десятки тонн отходов, если только мы не перейдём на смешанный уран-ториевый цикл. (Загрузка ВВЭР-1000 — 66 тонн урана https://ru.wikipedia.org/wiki/Водо-водяной_энергетический_реактор )
Сам по себе реактор со свинцовым теплоносителем тащит за собой множество конструктивных проблем, с которыми мы раньше никогда не сталкивались. Условно говоря, если сделать насос, способный качать горячую радиоактивную воду, оказалось сложно, то каким насосом придётся качать расплавленный свинец? Всё осложняется также подбором материалов — в расплаве свинца большинство привычных нам материалов корродирует или растворяется. Хорошо стоит оксид алюминия, но сам алюминий недостаточно жаропрочен для такого применения.
В общем, мы сейчас проводим эксперименты на малогабаритном опытовом реакторе баковой конструкции, а для создания полномасштабного реактора со свинцовым теплоносителем понадобится лет 10-15.
— Вон оно как... Понятно, — Первый секретарь был озадачен. — А стоит ли тогда связываться с таким сложным сооружением вообще?
— Связываться придётся, — пояснил академик Александров. — Это вызвано особенностями сжигания топлива в реакторах разных типов. Мы в 1956 году приняли решение ставить на АЭС только водо-водяные реакторы (АИ, см. гл. 02-08), и это, в целом, было правильным решением. Они не только безопаснее графитовых, но и имеют большую глубину выгорания топлива, то есть, от них остаётся меньше отходов. Отработанное топливо реакторов ВВЭР намного легче перерабатывать.
(Для реакторов РБМК степень выгорания урана-235 составляет от 0,35 до 0,37, для реакторов типа ВВЭР степень выгорания — от 0,30 до 0,33 http://geoenergetics.ru/2016/12/01/proekt-proryv-pervoe-znakomstvo/)
Но у нас продолжают работать специализированные реакторы для выработки оружейного плутония. Их отработанное топливо мы перерабатывать не умеем, и вынуждены пока его складировать. Для его переработки как раз и потребуются реакторы типа БРЕСТ, они могут выжигать более полно наиболее опасные, высокоактивные продукты деления.
(в реальной истории проблема возникла и с отработанным топливом реакторов РБМК. К примеру, 'мокрое' хранилище Ленинградской АЭС к 2011 г было заполнено на 95%: еще одна выгрузка топлива, и АЭС бы пришлось просто останавливать. http://geoenergetics.ru/2016/08/14/yadernyj-toplivnyj-cikl-otrabotannoe-yadernoe-toplivo/)
— Сложно у вас всё, — Первый секретарь озадаченно почесал лысину. — А я читал где-то, что американцы реакторы строят на тяжёлой воде и природном уране, без обогащения. Почему мы так не можем?
— Почему же, мы тоже можем. Просто, до недавнего времени, тяжёлая вода была дорогим удовольствием. Сейчас разработан более дешёвый метод её получения путём дистилляции из электролита цехов получения электролитического водорода (подробнее упоминалось в гл. 04-09). Сейчас мы строим вместе с индийскими коллегами опытовый канальный тяжеловодный реактор с горизонтальным расположением стержней. У него есть свои достоинства и недостатки.
— Припоминаю, что-то мне ещё покойный Игорь Васильевич про такую штуку рассказывал, — Хрущёв напряг память, вспоминая. — Вроде он говорил, что там тепловыделяющие сборки надо чуть ли не ежедневно менять?
— Да, из-за очень небольшой глубины выгорания. Но при этом их можно менять, не останавливая реактор — это особенность канальных реакторов, — пояснил академик Доллежаль. — Весьма неудобно при промышленной эксплуатации, но зато очень хорошо подходит для проведения всяких научных экспериментов, а также — для реализации уран-ториевого топливного цикла. Почему, собственно, индийские товарищи и заинтересовались.
— А вы такие реакторы планируете строить? — спросил Первый секретарь.
— Если только небольшие опытовые. У этого реактора есть много неустранимых недостатков, — пояснил Александров. — Из-за малой глубины выгорания топлива реактор подобного типа вырабатывает очень много отходов, при этом перерабатывать их ещё сложнее, чем отработанное топливо графитовых реакторов. Если сломается перегрузочная машина или ТВС распухнет и застрянет в канале — говоря по-простому, выколупывать её придётся вручную, работая в скафандрах радиационной защиты возле фонящего работающего реактора. Риск облучения людей очень велик.
— В реакторе канальной конструкции очень много герметизируемых соединений, — прогудел Славский. — Теплоноситель приходится подводить отдельно к каждому каналу. Из-за этого риск протечки радиоактивной воды намного больше, чем в наших реакторах ВВЭР. В общем, подумали мы, и решили ограничиться только экспериментальными моделями. Индийцы ещё думают, сравнивают.
— Понятно, — Никита Сергеевич согласно покивал — доводы были вполне убедительные. — А ещё вы мне про газоохлаждаемый подземный реактор рассказывали, в котором какие-то графитовые шарики катаются, помните? Вы ещё хотели на Байконуре такой строить, для выработки водорода? (АИ, см. гл. 05-06, реактор-аналог МГР-Т)
— С этим проектом всё очень непросто, — признал Александров. — Прежде всего — с подбором материалов, способных работать при высоких температурах, без коррозии. Гелий, как теплоноситель, дороже воды и имеет меньшую теплоёмкость. Соответственно, заменить один мегаваттный реактор типа ВВЭР могут четыре реактора МГР-Т. С топливом для такого реактора тоже много проблем. В графите будет накапливаться радиоактивный углерод-14, утилизировать его в больших количествах мы ещё не умеем. Также в топливе содержатся соединения кремния, перерабатывать их химически тоже очень сложно.
— То есть, больше вопросов, чем ответов?
— Да. В любом случае, такие реакторы будут востребованы для водородной энергетики, для металлургии и космоса. Сейчас мы ведём ряд НИР по этой тематике, был даже сделан маленький экспериментальный реактор, но работа с ним была прекращена из-за постоянных проблем с деталями из тугоплавких конструкционных материалов, — несколько уныло сообщил Александр Ильич Лейпунский.
— А ещё есть варианты газоохлаждаемых реакторов? — поинтересовался Первый секретарь.
— Конечно, британские уран-графитовые реакторы Magnox и AGR, охлаждаются углекислым газом.
(https://ingeneryi.info/atomnaya-energetika/3335-reaktor-magnox-na-estestvennom-urane-s-grafitovym-zamedlitelem.html Устройство реактора Magnox)
Но они имеют тот же самый набор недостатков, что и другие графитовые реакторы — распухание графита, возможность заклинивания ТВС в каналах, возможность возгорания графита, если в результате аварии будет приток наружного воздуха в реактор. При этом, реакторы Magnox работают на природном уране, но менее эффективны, чем водоохлаждаемые, из-за меньшей теплоёмкости газа. Для реакторов AGR топливо уже приходится обогащать до 2,5-3 процентов содержания урана-235. Меньше, чем для наших реакторов, но от дорогостоящей процедуры обогащения так или иначе не уйти, — пояснил Доллежаль.
(https://regnum.ru/news/economy/2406612.html проблемы реакторов Magnox)
— То есть, нам они не пригодятся?
— У них нет достаточных преимуществ, чтобы рисковать применением графита на энергетических реакторах, а конструкции оружейных реакторов-размножителей у нас и свои отработаны, — ответил Александров.
(http://proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=7241 проблемы с графитом на английских реакторах)
— Вот, теперь ясность появилась, — улыбнулся Никита Сергеевич. — Давайте теперь пробежимся по подводному флоту. Анатолий Петрович, что у нас по вводу в строй атомных лодок?
— В конце 1960 года введены в строй три лодки с баллистическими ракетами. В конце 1961 года — ещё две, итого их уже пять. В этом году готовятся к сдаче три ракетные лодки, — доложил Александров.
— Очень неплохо... — одобрил Первый секретарь
— По многоцелевым лодкам — в 1960-м в строй введена одна, в 1961 — ещё две, в 1962 году готовятся к сдаче три лодки. Считая с теми четырьмя, что были введены в строй в 1958-59 годах, на данный момент в строю 7 многоцелевых лодок, к концу года станет 10.
