Article

2.1. О составе ядерного горючего

Атомная энергетика реализует в своей схеме внутриядерную энергию деления урана. В зависимости от типа реактора АЭС в ее системе может быть реализовано основное количество этой энергии или ее весьма малая часть. На обычной ТЭС, работающей на органическом топливе, химически связанная в нем теплотворная способность может практически полностью выделяться в процессе его горения в топке. В последующих газоходах происходит реализация теплоты продуктов горения, температура которых достигает после котла довольно низких значений — для современных котлов примерно 140 ℃. При такой температуре дальнейшее использование продуктов горения нерентабельно и они выбрасываются в атмосферу, повышая так называемый "парниковый эффект". Таким образом, для ТЭС всегда имеется разомкнутый цикл, точнее — цикла для органического топлива вообще не существует. Выгружаемое из активной зоны отработанное топливо не может выбрасываться, так как оно представляет большую энергетическую ценность. К тому же оно высокорадиоактивно. В этом главное отличие атомной энергетики от ее обычного (традиционного)исполнения.

В процессе использования ядерного горючего, добытого на соответствующем предприятии, происходят значительные изменения в его составе, если речь идет о наиболее распространенных реакторах, активная зона которых охлаждается водным теплоносителем. Эти изменения показаны на рис. 2.1 для реактора типа ВВЭР-1000 (для иных условий данные будут иными).

Известно, что делящимся на тепловых нейтронах изотопом урана является 235U, но его в природном уране всего 0,7%, то есть 7 кг/т природного урана. Реакторы на тепловых нейтронах требуют загрузки в них, а также для дальнейшей подпитки существенно большей концентрации 235U. Так, для ВВЭР-1000 (см. рис. 2.1) требуется обогащение подпитки, равное 4,4%, то есть после требуемого обогащения из одной тонны природного урана получают 100 кг обогащенного, содержащего 4,4 кг

Рис. 2.1. Изменения состава ядерного горючего в открытом (разомкнутом) топливном цикле для ВВЭР-1000
Рис. 2.1. Изменения состава ядерного горючего в открытом (разомкнутом) топливном цикле для ВВЭР-1000

235U, а в отвал уходит 900 кг обедненного урана. Иными словами, ~90% добытого урана уходит в отвал и не может использоваться в реакторах на тепловых нейтронах. Известно, что обедненный уран, так же как и природный уран, может участвовать в процессе деления в реакторах на быстрых нейтронах, по при этом требуется загрузка в их активную зону или сильно обогащенного урана (до 25%), или плутония, причем последнее более предпочтительно. Это означает, что требуется в течение некоторого времени одновременная, совместная работа и "тепловых", и "быстрых" реакторов, чтобы можно было обеспечить быстрые реакторы необходимым количеством плутония, получая его в реакторах на тепловых нейтронах. Иными словами, требуется длительная работа реакторов обоих типов, учитывая, что в мире скопилось более миллиона тонн обедненного урана.

Во введении было сказано, что основным типом реактора на АЭС являются реакторы на тепловых нейтронах и, особенно, при их работе на водном теплоносителе; реакторов на быстрых нейтронах в мире всего пять — по два в СНГ (в Казахстане и России) и во Франции, и один в Великобритании. Эти реакторы работают на жидком натрии; они являются наиболее дорогими и наиболее сложными в эксплуатации.

Из рис. 2.1 следует, что:

из реактора выгружается тоже 100 кг, как и было в него загружено;

вместо ядерного топлива из реактора выгружается 3,97 кг продуктов деления;

по отношению к природному урану из реактора выгружается только 0,397%, а все остальное уходит на хранение, ожидая переработки.

Из сказанного следует, что отсутствует какая-либо аналогия между расходом органического топлива на ТЭС и расходом ядерного горючего на АЭС. Поэтому расчет экономичности делается различно, а именно — для ТЭС важнейшее значение имеет расход топлива и к его величине относят количество электроэнергии. Что же касается АЭС, то полезно полученное количество электроэнергии относят к тепловыделению в активной зоне, но не к расходу ядерного топлива. Напомним, что действительный расход ядерного горючего вообще не может быть определен на АЭС; для этого потребовалось бы выгруженную радиоактивную массу подвергнуть разделению на специальном химическом предприятии.