Предприятия ЯТЦ

Население обычно опасается выбросов АЭС. Но атомные станции – лишь верхушка айсберга. Для их работы необходим целый комплекс разных заводов, их-то и называют предприятиями ЯТЦ. Сейчас мы лишь коротко познакомимся с ними, а проблемы, касающиеся радиационной безопасности, рассмотрим чуть позже, в главе 18. Более детально проблемы ядерной энергетики изложены в литературных источниках [2–4].

Вопрос: можно ли урановую руду сразу загрузить в ядерный реактор? Можно. Только он работать не будет. Чтобы пошла цепная реакция, уран должен быть особым. Во-первых, сверхчистым, поскольку многие примеси поглощают нейтроны и гасят цепную реакцию. Во-вторых, и это главное, уран должен быть обогащённым.

Что это значит? Топливный, или энергетический, уран должен содержать достаточно высокие концентрации редкого изотопа уран-235. Лишь этот радионуклид способен делиться под действием нейтронов.

Да, мы ещё не знакомы с реакцией деления. Что это такое? Как и радиоактивный распад, деление – это вид ядерных превращений, оно тоже приводит к образованию новых химических элементов. Но в отличие от широко распространённого в природе радиоактивного распада, который происходит самопроизвольно, для деления ядра необходимо два главных условия. Во-первых, не всякие элементы способны делиться, а лишь те, ядра которых содержат огромную скрытую энергию. Если радиоактивных изотопов известно больше трёх сотен, то делящиеся нуклиды можно пересчитать по пальцам. И среди них лишь один природный – уран-235.

И второе условие: проще всего разделить ядро, если в него попасть нейтроном. Для этой цели лучше подходят так называемые медленные (тепловые) нейтроны.

Самое главное: при делении выделяется энергия в тысячи и миллионы раз больше, чем при радиоактивном распаде ядер. Мало того, при делении испускаются новые нейтроны, способные продолжить реакцию деления: она приобретает цепной характер, развиваясь сама по себе.

В природном уране делящегося изотопа уран-235 очень мало, всего 0,72 %. А остальное – балластный уран-238. Этот дармоед лишь зря хватает нейтроны, а делиться не желает.

Знаете, на что это похоже? На попытку разжечь костер, используя сухие и мокрые дрова. Уран-235 – это сухие поленья, способные гореть и поджигать соседние. А уран-238 – мокрые. Если сухих дровишек мало, костёр не разгорится. Вот для чего обогащают уран изотопом-235. Достаточно увеличить концентрацию делящегося изотопа до 2–5%, и мы получим энергетический, низкообогащенный уран (НОУ). Он-то и «горит» в реакторах АЭС.

А высокообогащенный уран (ВОУ), содержащий около 90 % урана-235, – материал для ядерных боеголовок.

Но вернёмся к природному урану и атомным станциям. Чтобы из урановой руды получить сверхчистый и обогащённый уран, да ещё в виде так называемых тепловыделяющих элементов (твэлов), и нужны первые несколько предприятий ЯТЦ. Их называют предприятиями начала цикла (ПНЦ).

Эти предприятия находятся в левой части рисунка 16.2.

Рис. 16.2 Схема типичных открытого и замкнутого ЯТЦ

В самом начале ЯТЦ – урановый рудник. В России единственное крупное месторождение находится в Читинской области (Приаргунское горно-химическое объединение, город Краснокаменск).

На гидрометаллургическом заводе (аналог горно-обогатительных комбинатов в металлургии) из урановой руды выделяют концентрат – техническую (то есть химически не очень чистую) закись-окись урана. Причём основная часть активности (около 85 %), представленная продуктами распада радиоактивных рядов, остаётся в пустой породе, так называемых хвостах.

Полученный урановый концентрат направляют на аффинажный завод, где его очищают от примесей. Но добыть урановую руду и получить сверхчистый урановый концентрат – даже не полдела. Нужно превратить его в низкообогащённый уран.

Поэтому концентрат сначала направляют на сублиматный завод, где получают газообразный гексафторид урана (UF6). Это необходимо, поскольку все промышленные методы обогащения урана лёгким изотопом основаны на использовании газообразных химических соединений, а именно – гексафторида урана.

Далее следует самая дорогостоящая операция начала цикла – обогащение урана изотопом уран-235, которое производится на изотопно-разделительных заводах. Частичное разделение изотопов урана основано на разнице молекулярных масс гексафторида урана-235 и чуть-чуть более тяжёлого урана-238. Разница составляет всего 0,85 %.

В настоящее время используют две промышленные технологии разделения изотопов урана. Исторически первый – газодиффузионный метод, до сих пор основной в США и во Франции. Эта технология требует огромных затрат энергии.

Более прогрессивный – метод центрифугирования. В сравнении с газовой диффузией удельное потребление энергии при разделении изотопов урана снижается в 20–25 раз. Мировым лидером в использовании центрифужной технологии обогащения урана является Россия.

Во времена гонки вооружений на изотопно-разделительных заводах получали главным образом оружейный уран. Газодиффузионные заводы, как чёрные дыры, поглощали весомую долю, до 10 % вырабатываемой в США и СССР электроэнергии. Так, Иркутская и Братская ГЭС были построены прежде всего для нужд Ангарского электролизного химического комбината. Кстати, под личинами «химических» и «электрохимических» скрывались изотопно-разделительные заводы: Ангарский электролизный химический комбинат, Уральский электрохимический комбинат (Свердловск-44), Электрохимический завод (Красноярск-45), Сибирский химический комбинат (Томск-7).

Зато теперь российские центрифужные технологии позволяют обеспечить топливом огромное число АЭС в России, США, Европе, Китае. Смотрите: самая мощная американская ядерная энергетика даёт в два раза больше мегаватт, чем российские АЭС. Тем не менее, каждая пятая американская атомная станция работает на российском обогащённом уране [5].

Следующая операция ЯТЦ – изготовление тепловыделяющих элементов. Последние представляют собой трубки из циркониевого сплава длиной несколько метров и диаметром около 1 см. Сердечники твэлов выполнены из таблеток диоксида низкообогащенного урана (UО2). Поскольку количество твэлов для загрузки ядерного реактора огромное, десятки тысяч, они объединяются в кассеты. Иначе кассеты называют тепловыделяющими сборками (ТВС), каждая из которых содержит сотни твэлов.

Сейчас мы коротко коснёмся атомных станций, а после рассмотрим остальные ПТЦ (правую часть рисунка 16.2).

В ядерных реакторах, внутри раскаленных твэлов, идёт уже знакомая нам реакция деления. По сути это растянутый во времени и регулируемый ядерный взрыв. В ходе этой самоподдерживающейся цепной реакции, во-первых, излучаются сверхмощные потоки уже знакомого гамма-излучения и нового для нас нейтронного излучения. И, во-вторых, образуются искусственные высокоактивные нуклиды, главным образом продукты деления урана (устаревшее название – осколочные изотопы).

Потоки гамма-излучения и нейтронов потенциально опасны только вблизи работающего ядерного реактора, и от них имеется мощная защита.

А что это такое – продукты деления? Под действием нейтронов ядра урана-235 разваливаются, в буквальном смысле делятся на два или три осколка. Образуются новые химические элементы из середины периодической системы Менделеева. Все они являются мощными бета-излучателями, и бета-распад часто сопровождается гамма-излучением. Это те самые высокоактивные изотопы стронция, цезия, йода и многие-многие другие. В процессе работы ядерного реактора продукты деления постоянно накапливаются в облучённом топливе.

Активность облучённого ядерного топлива не идёт в сравнение с активностью свежего урана. Ведь большинство продуктов деления имеют период полураспада от долей секунд до нескольких лет или десятков лет. В любом случае эти цифры в миллионы, миллиарды и триллионы раз меньше периода полураспада урана-238 (4,5 миллиарда лет) и урана-235 (704 миллиона лет). Примерно во столько же раз выше удельная активность продуктов деления. Поэтому активность облучённого топлива – это настоящая, свирепая радиация.

Облучённый материал в руки не возьмёшь. К нему и подходить-то близко нельзя. Увидеть облучённые твэлы без вреда для здоровья можно лишь через толстенный слой специального свинцового стекла либо – многометровый слой воды (а лучше – на экране монитора).

Ну вот, нагнал жути. Можно выдохнуть. Вся эта высокоактивная гадость большую часть времени находится в ядерном реакторе, внутри твэлов, где облучённое топливо изолировано от окружающей среды. При нормальной работе реактора в биосферу поступают мизерные количества искусственных радионуклидов. Обычно выбросы в атмосферу не превышают 8-12 % допустимой нормы [3, 6]. Попросту говоря, через трубу АЭС почти ничего не выходит. А небольшие выбросы хорошо рассеиваются в атмосфере, ведь высота труб АЭС около 150 метров.

Но главные проблемы с радиацией впереди.

Ядерные делящиеся материалы (уран-235 и плутоний, который образуется из урана-238 в результате ядерных реакций) постепенно выгорают – и цепная реакция затухает.

Наступает момент, когда сборки с облучённым топливом (нет, теперь уже – с отработавшим ядерным топливом – ОЯТ) необходимо удалить из реактора. И загрузить вместо них свежие. Операция нечастая – примерно раз в четыре года. Но именно ОЯТ – головная боль ядерной энергетики. В том числе из-за проблем с радиацией.

Ведь содержимое отработавших твэлов можно сравнить с уже взорвавшейся атомной бомбой. Хуже того, ОЯТ содержит больше долгоживущих искусственных радионуклидов, чем продукты взрыва атомной бомбы. Поэтому активность ОЯТ спадает медленнее, чем на следе ядерного взрыва. Сам уран с почти выгоревшим (от 2–5% до 0,8 %) изотопом уран-235 – наиболее безобидная составляющая ОЯТ. Да, по массе в ОЯТ больше всего именно урана, ведь в реакторе его десятки тонн. Но по активности в первое время главное значение имеют короткоживущие изотопы; правда, эта колоссальная активность быстро снижается.

Для уменьшения активности после выгрузки из реактора отработавшие сборки помещают в пристанционное хранилище. Это огромный и глубокий бассейн с чистейшей водой. Здесь ОЯТ выдерживают не менее полугода, а чаще – несколько лет. И затем направляют в централизованное хранилище.

А потом? А дальше у разных стран – разные подходы. Как видно из рис. 16.2, возможны два вида ЯТЦ: открытый и замкнутый.

В отдельных странах (Россия, Франция, Великобритания) предусматривают выделение урана из ОЯТ и его повторное использование в ядерных реакторах – это и есть замкнутый цикл. Но большинство стран хранит ОЯТ (открытый цикл), либо передаёт на переработку в другие страны.

В книжках можно прочитать, что российская ядерная энергетика работает по замкнутому циклу. Это не совсем так. Дело в том, что у нас перерабатывается ОЯТ единственного типа реакторов – ВВЭР-440; а это меньшая часть работающих блоков (подробнее – в следующей главе).

И вновь обратим внимание на правую часть рис. 16.2. В открытом цикле ОЯТ направляют на временное хранение либо на окончательное захоронение – как есть, в виде тепловыделяющих сборок.

А замкнутый цикл предусматривает так называемую радиохимическую переработку отработавшего топлива. В результате такой переработки получают регенерированный уран и жидкие высокоактивные отходы (ВАО). Уран (опять-таки после повышения в нём концентрации делящегося изотопа уран-235) снова используют для изготовления твэлов. А жидкие отходы переводят в твёрдую форму и подвергают окончательному захоронению.

Радиохимическая технология очень сложна: почти все операции проводят дистанционно. Затраты на переработку тонны ОЯТ составляют более миллиона долларов. Даже Соединенные Штаты отказались от радиохимии: американская ядерная энергетика ориентируется на открытый цикл.

Однако захоронение ОЯТ без переработки – дело тоже непростое. Ведь облучённое топливо содержит не только радиоактивный стронций и цезий. Это бы полбеды, они распадутся за 600 лет. Но ОЯТ содержит изотопы трансурановых элементов (в таблице Менделеева расположены после урана) – плутония, америция и других. Трансураны очень опасны, а распадаются медленно (периоды полураспада – сотни, тысячи и десятки тысяч лет). Поэтому ОЯТ необходимо захоронить с гарантированной изоляцией от окружающей среды минимум на 10 000 (десять тысяч!) лет.

Соединённым Штатам удалось найти у себя подходящее сейсмически безопасное место, но реальное захоронение отработавших твэлов пока не производится.

В России, как вы уже знаете, предусмотрено частичное замыкание ЯТЦ, которое предусматривает радиохимическую переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-440. Это организовано на заводе РТ в составе ФГУП «ПО «Маяк», что в городе Озёрске Челябинской области.

В ходе радиохимической переработки в атмосферу выделяются летучие радионуклиды, которые трудно или невозможно уловить системой газоочистки. Такие, как криптон-85, углерод-14 (в виде углекислого газа), тритий (в виде пара) и долгоживущий йод-129. Выбросы радиохимических заводов эффективно рассеиваются через сверхвысокие трубы, но дозы, получаемые населением, несколько возрастают [3]. И даже с учётом выбросов РХЗ средняя доза населения России от работы предприятий ядерной энергетики составляет всего 0,2 мкЗв в год [7]. Это очень мало, около 0,005 % суммарной годовой дозы облучения от всех источников, включая природные.

Понятно, что для жителей городов, где находятся АЭС и предприятия ЯТЦ, дозы будут выше средних. Большинство российских предприятий ЯТЦ располагается в «закрытых» городах, за небольшим исключением (Ангарск, Новосибирск, Электросталь). Почему так? Не секрет, что мирные ядерные технологии – это побочные продукты военных атомных проектов. И многие предприятия ЯТЦ на самом деле – заводы двойного назначения (или были таковыми до развала СССР). Этим городам мы посвятим главу 18.

При оценке техногенного облучения необходимо учитывать и последствия радиационных аварий. В Советском Союзе серьёзные аварии произошли на «Маяке» и на Чернобыльской АЭС.

С деятельностью «Маяка» связана значительная часть аварийных радиационных воздействий на человека и природу [8-10].

Во-первых, это переоблучение работников комбината в первые годы его работы.

Во-вторых, – мёртвая река Теча, куда много лет втайне от населения сбрасывали жидкие РАО. Почти 130 тысяч человек пользовались радиоактивной речной водой.

В-третьих, это несколько озёр, куда сливали жидкие радиоактивные отходы. Самое известное из них – озеро Карачай, в которое сбросили 120 миллионов кюри высокоактивных отходов (ВАО).

В-четвёртых, – взрыв ёмкости с жидкими ВАО в сентябре 1957 года. Огромная активность, два миллиона кюри, поднялась на километровую высоту и разнеслась на расстояние до 350 км. При этом радиоактивное загрязнение накрыло территории в Курганской, Свердловской и Челябинской областях – 23 тысячи км2 с населением около 270 тысяч человек. Эти загрязнённые территории называют Восточно-Уральским радиоактивным следом – ВУРС.

Но в отношении загрязнения Челябинской области надо сделать две оговорки.

Первое. Последствия аварийных ситуаций для населения остались в прошлом. Сегодня предел дозы техногенного облучения для населения (1 мЗв) ни в одном из населённых пунктов не превышается [11, 12]. Люди живут обычной жизнью. Жители Озёрска знают, какой лес «грязный», в каких водоёмах можно или нельзя ловить рыбу. И здоровье населения Озёрска не хуже, а часто – лучше, чем жителей других городов области.

И второе. Все радиационные аварии в этом регионе связаны с технологией наработки оружейного плутония. Атомная энергетика здесь ни при чём. Кстати, в Соединённых Штатах при создании атомной бомбы тоже столкнулись с серьёзными экологическими и радиационными проблемами.

Перейдём к Чернобылю. В результате аварии оказались загрязнены российские территории, где проживает около 1,5 миллиона человек (более 4000 населённых пунктов). Для большей части населённых пунктов средние эффективные дозы, обусловленные чернобыльскими выпадениями, сегодня не превышают нормативный уровень (1 мЗв/год).

Наиболее загрязнённой оказалась Брянская область, где в 293 населенных пунктах (как и в двух населенных пунктах Калужской области) годовая доза облучения населения и сегодня выше одного миллизиверта в год. А у жителей 11 населённых пунктов Брянской области доза превышает 5 мЗв/год [12].

А как насчёт Фукусимы? Техногенная авария на АЭС «Фукусима-1» в Японии (март 2011 года) не привела к радиоактивному загрязнению территории Российской Федерации.

Осталось рассмотреть ещё один источник техногенного облучения.