Как производят ядерное топливо (9 фото). Ядерное топливо: виды и переработка Другие виды реакций

Европейские и американские ученые совместно разработали новый тип термоядерного топлива, на порядок превосходящего все существующие аналоги по энергетической эффективности. Исследования проводились на базе ультрасовременных токамаков Alcator C-Mod и JET.

Исследователи из Массачусетского технологического института (MIT) совместно с коллегами из США и Брюсселя разработали новый тип термоядерного топлива. С его помощью можно получить в десять раз больше энергии, чем из всех существующих образцов. Новое топливо содержит три вида ионов - частиц, заряд которых изменяется в зависимости от потери или приобретения электрона. Для изучения топлива используется токамак - тороидальная камера для магнитного удержания плазмы, создающая условия для управляемого термоядерного синтеза. Эксперименты с новинкой проводятся на базе токамака Alcator C-Mod, принадлежащего MIT, который обеспечивает наивысшее напряжение магнитного поля и давление плазмы во время испытаний.

Секрет нового топлива

Alcator C-Mod последний раз был запущен еще в сентябре 2016 года, но данные, полученные в результате проведенных экспериментов, были расшифрованы лишь недавно. Именно благодаря им ученым и удалось разработать новый, уникальный тип термоядерного топлива, значительно увеличивающего энергию ионов в плазме. Результаты были настолько обнадеживающими, что исследователи, работающие на Объединенном европейском торе (JET, еще один современный токамак) в Оксфордшире, США, провели собственный эксперимент и достигли такого же увеличения выработки энергии. Исследование, в котором подробно изложены результаты работы, было недавно опубликовано в Nature Physics.

Ключом к повышению эффективности ядерного топлива было добавление незначительного количества гелия-3 - стабильного изотопа гелия, который вместо двух нейтронов обладает лишь одним. Ядерное топливо, используемое в Alcator C-Mod, ранее содержало только два типа ионов, ионы дейтерия и водорода. Дейтерий, стабильный изотоп водорода с одним нейтроном ядре (у обычного водорода нейтронов нет совсем), занимает порядка 95% от общего состава топлива.

Исследователи из Центра плазмы и синтеза MIT (PSFC) использовали радиочастотный нагрев для того, чтобы воспламенить топливо, удерживаемое в форме суспензии промышленными магнитами. Этот метод основан на использовании антенн вне токамака, которые воздействуют на топливо с помощью радиоволн определенных частот. Они калибруются так, чтобы поражать лишь материал, количество которого в суспензии меньше всех прочих (в данном случае это водород). Водород обладает лишь малой долей от общей плотности топлива, а потому фокусировка радиочастотного нагрева на его ионах позволяет достичь экстремально высоких температур. Возбужденные ионы водорода затем взаимодействуют с ионами дейтерия, и полученные в результате из взаимодействия частицы бомбардируют наружную оболочку реактора, выделяя огромное количество тепла и электроэнергии.

А что же гелий-3? В новом топливе его меньше 1%, но именно его ионы играют решающую роль. Сфокусировав радиочастотный нагрев на столь незначительном количестве вещества, исследователи подняли энергию эонов до уровня мегаэлектроноволь (МэВ). Электроновольт - это количество энергии, полученное\потерянное в результате перехода электрона от одной точки электрического потенциала на уровень в 1 вольт выше. До сих пор мегаэлектронвольты в экспериментах с термоядерным топливом были лишь пределом мечтаний ученых - это на порядок больше, чем энергия всех образцов, полученных до сих пор.

Токамак: исследование термоядерных реакций

Alcatre C-Mod и JET представляют собой экспериментальные камеры термоядерного синтеза с возможностью достижения тех же плазменных давлений и температур, которые потребуются в полномасштабном реакторе синтеза. Стоит отметить, впрочем, что они меньше по размерам и не дают того, что исследователи называют «активированным синтезом» - синтеза, энергия которого напрямую преобразуется в энергию, которую можно использовать для других нужд. Тонкая настройка состава топлива, частоты радиоволн, магнитных полей и других переменных в этих экспериментах позволяют исследователям тщательно выбрать наиболее эффективный процесс синтеза, который потом можно будет воспроизвести в промышленном масштабе.

Как уже было сказано, американским ученым, работающим на JET, удалось не просто достичь тех же результатов, но и сравнить их с работой западных коллег, в результате чего научное сообщество получило уникальные данные измерений различных свойств невероятно сложных реакций, происходящих в перегретой плазме. В MIT исследователи использовали метод получения изображений реакции с помощью фазово-контрастной микроскопии, благодаря которому фазы электромагнитных волн трансформируются в контраст интенсивности. В свою очередь, ученые JET обладали возможностью более точно измерять энергию полученных частиц, и в результате картина того, что происходит во время реакций синтеза, получилась наиболее

Ядерный синтез: революция в энергетике

Что это значит для нас с вами? Как минимум значительный прорыв в технологической сфере. Ядерный синтез, поставленный на нужды промышленности, может произвести революцию в производстве энергии. Его энергетический потенциал невероятно высок, а топливо состоит из самых распространенных элементов в Солнечной системе - водорода и гелия. К тому же, после сгорания термоядерного топлива не образуется опасных для экологии и человека отходов.

Как отмечает Nature, результаты этих экспериментов также помогут астрономам лучше понять роль гелия-3 в солнечной активности - ведь солнечные вспышки, несущие угрозу для земной энергетики и околоземных спутников, есть ни что иное, как результат протекания термоядерной реакции с колоссальным тепловым и электромагнитным излучением.

Жизненный цикл ядерного топлива на основе урана или плутония начинается на добывающих предприятиях, химических комбинатах, в газовых центрифугах, и не заканчивается в момент выгрузки тепловыделяющей сборки из реактора, поскольку каждой ТВС предстоит пройти долгий путь утилизации, а затем и переработки.

Добыча сырья для ядерного топлива

Уран - самый тяжёлый металл на земле. Около 99,4% земного урана приходится на уран-238, и всего 0,6% - на уран-235. В докладе Международного агентства по атомной энергии под названием «Красная книга» содержатся данные о росте объёмов добычи и спроса на уран, несмотря на аварию на АЭС «Фукусима-1», которая заставила многих задуматься о перспективах ядерной энергетики. Только за последние несколько лет разведанные запасы урана выросли на 7%, что связано с открытием новых месторождений. Самыми крупными производителями остаются Казахстан, Канада и Австралия, они добывают до 63% мирового урана. Кроме этого запасы металла имеются в Австралии, Бразилии, Китае, Малави, России, Нигере, США, Украине, КНР и других странах. Ранее Пронедра писали, что за 2016 год в РФ было добыто 7,9 тысячи тонн урана.

В наши дни уран добывают тремя разными способами. Не теряет своей актуальности открытый метод. Он используется в тех случаях, когда залежи находятся близко к поверхности земли. При открытом способе бульдозеры создают карьер, затем руда с примесями грузится в самосвалы для транспортировки на перерабатывающие комплексы.

Часто рудное тело залегает на большой глубине, в таком случае используется подземный способ добычи. Вырывается шахта глубиной до двух километров, породу, путём сверления, добывают в горизонтальных штреках, перевозят наверх в грузовых лифтах.

Смесь, которая таким образом вывозится наверх, имеет множество составляющих. Породу необходимо измельчить, разбавить водой и удалить лишнее. Далее в смесь добавляют серную кислоту для проведения процесса выщелачивания. В ходе этой реакции химики получают осадок солей урана жёлтого цвета. Наконец, уран с примесями очищается на аффинажном производстве. Только после этого получается закись-окись урана, которой и торгуют на бирже.

Есть гораздо более безопасный, экологически чистый и экономически выгодный способ, который называют скважинным подземным выщелачиванием (СПВ).

При этом методе разработки месторождений территория остаётся безопасной для персонала, а радиационный фон соответствует фону в крупных городах. Чтобы добыть уран с помощью выщелачивания, необходимо пробурить 6 скважин по углам шестиугольника. Через эти скважины в залежи урана закачивают серную кислоту, она смешивается с его солями. Этот раствор добывают, а именно выкачивают через скважину в центре шестиугольника. Чтобы добиться нужной концентрации солей урана, смесь по нескольку раз пропускают через сорбционные колонны.

Производство ядерного топлива

Производство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана.

В это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие.

Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские - с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 - с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов.

Например, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана. Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана.

Затраты на производственные процессы в %

Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием.

Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС.

Особенности транспортировки ТВЭЛов

Природный уран характеризуются низким уровнем радиоактивности, однако перед производством ТВС металл проходит процедуру обогащения. Содержание урана-235 в природной руде не превышает 0,7%, а радиоактивность составляет 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана.

В урановых таблетках, которые помещаются в ТВС, находится уран с концентрацией урана-235 5%. Готовые ТВС с ядерным топливом перевозятся в специальных металлических контейнерах высокой прочности. Для транспортировки используется железнодорожный, автомобильный, морской и даже воздушный транспорт. В каждом контейнере размещают по две сборки. Перевозка не облучённого (свежего) топлива не представляет радиационной опасности, поскольку излучение не выходит за пределы циркониевых трубок, в которые помещаются прессованные таблетки из урана.

Для партии топлива разрабатывается специальный маршрут, груз перевозится в сопровождении охранного персонала производителя или заказчика (чаще), что связано прежде всего с дороговизной оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зафиксировано ни одной транспортной аварии с участием ТВС, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к жертвам.

Топливо в активной зоне реактора

Единица ядерного топлива - ТВЭЛ - способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично.

Полностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего.

ТВС после атомной станции

Уран, который отработал в ядерном реакторе, называется облучённым или выгоревшим. А такие ТВС - отработавшим ядерным топливом. ОЯТ позиционируется отдельно от радиоактивных отходов, поскольку имеет как минимум 2 полезных компонента - это невыгоревший уран (глубина выгорания металла никогда не достигает 100%) и трансурановые радионуклиды.

В последнее время физики стали использовать в промышленности и медицине радиоактивные изотопы, накапливающиеся в ОЯТ. После того как топливо отработает свою кампанию (время нахождения сборки в активной зоне реактора в условиях работы на номинальной мощности), его отправляют в бассейн выдержки, затем в хранилище непосредственно в реакторном отделении, а после этого - на переработку или захоронение. Бассейн выдержки предназначен для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения, поскольку ТВС после извлечения из реактора остаётся опасной.

В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляют на повторную переработку. Другие страны, среди них и Россия, работают над замкнутым топливным циклом. Он позволяет существенно сократить расходы на производство ядерного топлива, поскольку повторно используется часть ОЯТ.

Топливные стержни растворяются в кислоте, после чего исследователи выделяют из отходов плутоний и неиспользованный уран. Около 3% сырья эксплуатировать повторно невозможно, это высокоактивные отходы, которые проходят процедуры битумирования или остекловывания.

Из отработавшего ядерного топлива можно получить 1% плутония. Этот металл не требуется обогащать, Россия использует его в процессе производства инновационного MOX-топлива. Замкнутый топливный цикл позволяет сделать одну ТВС дешевле приблизительно на 3%, однако такая технология требует больших инвестиций на строительство промышленных узлов, поэтому пока не получила широкого распространения в мире. Тем не менее, топливная компания «Росатома» не прекращает исследования в этом направлении. Недавно Пронедра писали, что в Российской Федерации работают над топливом, способным в активной зоне реактора утилизировать изотопы америция, кюрия и нептуния, которые входят в те самые 3% высокорадиоактивных отходов.

Производители ядерного топлива: рейтинг

  1. Французская компания Areva до недавнего времени обеспечивала 31% мирового рынка тепловыделяющих сборок. Фирма занимается производством ядерного топлива и сборкой комплектующих для АЭС. В 2017 году Areva пережила качественное обновление, в компанию пришли новые инвесторы, а колоссальный убыток 2015 года удалось сократить в 3 раза.
  2. Westinghouse - американское подразделение японской компании Toshiba. Активно развивает рынок в восточной Европе, поставляет тепловыделяющие сборки на украинские АЭС. Вместе с Toshiba обеспечивает 26% мирового рынка производства ядерного топлива.
  3. Топливная компания ТВЭЛ госкорпорации «Росатом» (Россия) расположилась на третьем месте. ТВЭЛ обеспечивает 17% мирового рынка, имеет десятилетний портфель контрактов на 30 млрд долларов и поставляет топливо на более чем 70 реакторов. ТВЭЛ разрабатывает ТВС для реакторов ВВЭР, а также выходит на рынок ядерных установок западного дизайна.
  4. Japan Nuclear Fuel Limited , по последним данным, обеспечивает 16% мирового рынка, поставляет ТВС на большую часть ядерных реакторов в самой Японии.
  5. Mitsubishi Heavy Industries - японский гигант, который производит турбины, танкеры, кондиционеры, а с недавних пор и ядерное топливо для реакторов западного образца. Mitsubishi Heavy Industries (подразделение головной компании) занимается строительством ядерных реакторов APWR, исследовательской деятельностью вместе с Areva. Именно эта компания выбрана японским правительством для разработки новых реакторов.

Новосибирский завод химконцентратов в 2011 году произвел и реализовал 70% мирового потребления изотопа лития-7 (1300 кг), поставив новый рекорд в истории завода. Однако основным продуктом производства НЗХК является ядерное топливо.

Это словосочетание действует на сознание новосибирцев впечатляюще и пугающе, заставляя воображать о предприятии все, что угодно: начиная от трехногих рабочих и отдельного подземного города и заканчивая радиоактивным ветром.

Так что же на самом деле скрывается за заборами самого таинственного завода Новосибирска, производящего ядерное топливо в черте города?

ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом».

Мы пришли в цех, где изготавливают тепловыделяющие сборки - ТВС, которые загружаются в ядерные энергетические реакторы. Это и есть ядерное топливо для АЭС. Для входа на производство нужно надеть халат, шапочку, бахилы из ткани, на лицо - «Лепесток».

В цехе сосредоточены все работы, связанные с урансодержащими материалами. Этот технологический комплекс является одним из основных для НЗХК (ТВС для АЭС занимают приблизительно 50 % в структуре реализованной продукции ОАО «НЗХК»).

Операторская, откуда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки.

Рабочие проводят регламентные работы: через определенные промежутки времени даже самое новое оборудование останавливают и проверяют. В самом цехе всегда достаточно много воздуха - постоянно работает вытяжная вентиляция.

В таких биконусах хранится порошок диоксида урана. В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться.

Установка, которая производит прессование топливных таблеток. Как из песка дети делают куличики, надавливая на формочку, так и здесь: урановая таблетка прессуется под давлением.

Молибденовая лодочка с таблетками, которые ждут отправления в печь на отжиг. До отжига у таблеток зеленоватый оттенок и другой размер.

Контакт порошка, таблетки и окружающей среды сведен к минимуму: все работы ведутся в боксах. Для того чтобы что-то поправлять внутри, в боксы встроены специальные перчатки.

Факелы сверху - это догорающий водород. Таблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов.

Черные шкафы - это водородные высокотемпературные печи, в которых молибденовая лодочка проходит различные температурные зоны. Открывается заслонка, и в печь, откуда вырываются языки пламени, заходит молибденовая лодочка.

Готовые таблетки шлифуются, поскольку они должны быть строго определенного размера. И на выходе контролеры проверяют каждую таблетку, чтобы не было ни сколов, ни трещин, никаких дефектов.

Одна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 640 кг дров, 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа, 350 кг нефти.

Таблетки диоксида урана после отжига в водородной печи.

Здесь циркониевые трубки заполняют таблетками диоксида урана. На выходе имеем готовые твэлы (около 4 м в длину) - тепловыделяющие элементы. Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо.

Таких автоматов с газировкой на улицах города уже не встретить, пожалуй, только на НЗХК. Хотя в советские времена они были очень распространены.

В этом автомате стакан можно помыть, а затем наполнить газированной, негазированной или охлажденной водой.

По оценке департамента природных ресурсов и охраны окружающей среды, высказанной в 2010 году, НЗХК не оказывает значимого влияния на загрязнение окружающей среды.

Пара таких породистых куриц постоянно проживает и откладывает яйца в добротном деревянном вольере, который находится на территории цеха.

Рабочие сваривают каркас для тепловыделяющей сборки. Каркасы бывают разные, в зависимости от модификации ТВС.

На заводе работают 2277 человек, средний возраст персонала - 44,3 года, 58 % - мужчины. Средняя заработная плата превышает 38 000 руб.

Большие трубки - это каналы для системы управления защиты реактора. В этот каркас затем установят 312 твэлов.

По соседству с НЗХК расположилась ТЭЦ-4. Со ссылкой на экологов представители завода сообщили: в год одна ТЭЦ выбрасывает радиоактивных веществ в 7,5 раз больше, чем НЗХК.

Слесарь-сборщик Виктор Пустозеров, ветеран завода и атомной энергетики, имеет 2 ордена Трудовой Славы

Головка и хвостовик для ТВС. Их устанавливают в самом конце, когда в каркасе уже стоят все 312 твэлов.

Финальный контроль: готовые ТВС проверяют специальными щупами, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Контролеры чаще всего женщины, это очень кропотливая работа.

В таких контейнерах ТВС отправляются потребителю - по 2 кассеты в каждом. Внутри у них свое уютное войлочное ложе.

Топливо для атомных станций, произведенное в ОАО «НЗХК», используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. Стоимость ТВС является коммерческой тайной.

Работа на НЗХК ничуть не опаснее работы на любом промышленном предприятии. За состоянием здоровья работников ведется постоянный контроль. За последние годы не выявлено ни одного случая профзаболеваний среди работников.

Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.

Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.

Ядерные силы и реакции.

Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10 –13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10 –24 см 2). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.

Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта – Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.

Термоядерные топлива.

Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.

Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t .

Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.

Принцип действия термоядерного реактора.

Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.

Временне и температурные условия.

Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).

В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3) выражается следующим образом:

где f (T ) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P 2 > P 1 примет вид

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10 16 с/см 3 , а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч10 14 с/см 3 . Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.

В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.

Магнитное удержание плазмы.

Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер/см 3 , а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К

В этом случае при P = 100 Вт/см 3 , n » 3Ч10 15 ядер/см 3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.

Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.

Плазма.

При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.

Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.

На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.

Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.

Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.

Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.

Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.

Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.

Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

Открытые магнитные конфигурации.

Инерциальное удержание.

Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.

УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ

Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.

Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј –B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.

Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.

Токамак.

Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.

Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.

Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».

Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК .

Пинч с обращенным полем (ПОП).

Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q

Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.

Стелларатор.

В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.

Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.

Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.

Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.

При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.

Реакторная технология.

Перспективы термоядерных исследований.

Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).

Современный автомобиль может ехать и на бензине с октановым числом 72 – но это будет печальная и медленная езда. Атомная электростанция способна работать и на топливе, разработанном 50 лет назад – но это будет работа в невыгодном режиме, реактор не сможет реализовать новые возможности, заложенные в него кнструкторами. С момента создания самой первой АЭС атомщики постоянно ведут кропотливую работу по улучшению качества ядерного топлива, увеличивая преимущества атомной энергетики.

Все мы видели и уже привыкли к тому, как выглядят атомные электростанции – гигантские сооружения, которые можно и нужно считать одним из символов современного этапа развития человеческой цивилизации. Громадные турбины, вращающийся ротор которых создает огромной силы электрический ток, могучие насосы, под большим давлением прогоняющие воду сквозь активную зону реактора, прочные корпуса реакторов, дополнительные герметичные оболочки, способные выдерживать землетрясения, падение на них самолетов. Трубопроводы первого и второго контуров, гигантские башни градирен, в которых остывает вода второго контура – тут все большое, порой колоссальное. Но сердце любого атомного реактора – совсем крошечное, ведь управляемая ядерная реакция деления происходит внутри совсем небольших топливных таблеток, содержащих обогащенный по изотопу-235 уран. Именно здесь, в небольших таблетках, происходит самое главное – выделение огромного количества тепла, для полезного использования которого и создается все, что мы видим на АЭС. Вот это все, большое и красивое, сложное, требующее огромных усилий при производстве и эксплуатации оборудование – всего лишь «обслуга» топливных таблеток.

Атомная энергетика без формул

Рассказывать о том, что же такое ядерное топливо АЭС достаточно сложно – в обычных случаях для описания требуются многоэтажные математические формулы, атомная физика и прочая квантовая механика. Попробуем обойтись без всего этого, чтобы понять каким образом наши атомщики укротили уран, сделав его надежным источником столь необходимой нам электрической энергии. Нам кажется, что логики и простого житейского здравого смысла для этого будет вполне достаточно, а отправной точкой станет школьное описание цепной реакции деления. Помните?

«Нейтрон налетает на ядро урана, выбивает из него сразу два нейтрона, те налетают теперь уже на пару ядер, выбивают сразу четыре…»

Цепная ядерная реакция

Говоря языком математическим, при коэффициенте размножения нейтронов, равным двум, управляемая цепная реакция невозможна. Количество свободных нейтронов и актов распада ядер урана нарастает настолько лавинообразно, что результат может быть только один – атомный взрыв. Для того, чтобы реакция шла плавно, чтобы ее можно было контролировать и регулировать, требуется добиться коэффициента размножения 1,02 – сто свободных «начальных» нейтронов должны вызывать появления 102 свободных нейтронов «второго поколения», все остальные должны быть устранены, поглощены, нейтрализованы – называйте этот процесс как угодно, но это обязательно должно произойти. Это пороговое значение было вычислено теоретически, за что отдельное огромное «спасибо» нашим ученым. Они выяснили, что природного содержания изотопа-235 недостаточно для того, чтобы коэффициент размножения превысил единицу. Другими словами, если нам требуется, чтобы реакция деления не прекратилась, нам нужно научиться повышать содержание этого изотопа до 3-4%, то есть в 5-6 раз выше того, что обеспечивает нам матушка-природа. Теоретики высчитали, а вот инженеры-практики сделали всю остальную работу, придумав способы использования в активной зоне реакторов материалов, поглощающих лишние нейтроны, изобрели «нейтрализаторы нейтронов».

Химия – это жизнь

Как происходит обогащение урана по содержанию изотопа-235, Аналитический онлайн-журнал Геоэнергетика.ru уже рассказывал – сначала уран нужно превратить в газ, во фторид урана, потом при помощи газовых центрифуг «отсеять» тяжелые атомы, за счет чего станет больше число атомов легких (ядро основного изотопа урана содержит 238 протонов и нейтронов, такой атом весит на три атомных единицы больше, чем атом урана-235). Замечательно – фторид стал богаче ураном-235, все в порядке. А дальше – что и как? Путь ядерного топлива в реакторы АЭС начинается в заботливых руках химиков, выполняющих чрезвычайно важную работу – они превращают газ в твердое вещество, причем в такое, какое им «заказали» атомщики. Атомная энергетика тем и удивительна, что она не ограничивается только атомной физикой, здесь используются сразу десятки научных дисциплин, в Росатоме всегда есть место для химиков, материаловедов, металлургов и для многих-многих других специалистов.

А «заказывают» физики химикам диоксид урана – порошок из молекул, в составе которых один атом урана и два атома кислорода. Почему именно его? Да уж больно хороши многие свойства этих молекул. Температура плавления у диоксида урана – 2’840 градусов, заставить его расплавиться очень сложно, в истории атомной энергетики аварий, сопровождавшихся расплавом ядерного топлива, было всего три. Диоксид урана мало подвержен так называемому газовому распуханию – явлению интересному, но для атомной энергетики вредному. То, что происходит в активной зоне реактора – это ведь воплощение мечты средневековых алхимиков, там происходят превращения одних химических элементов в другие, совершенно от них отличные. Свободный нейтрон, который шмякает об ядро урана-235, не только выбивает из него дополнительные свободные нейтроны – он вызывает деление самого ядра на разные части. Как именно произойдет деление, какие новые ядра при этом образуются – дело случая, но статистика показывает, что в числе прочих осколков деления есть и газы. Они накапливаются внутри топливной таблетки и ведут себя так, как и положено газам – пытаются занять как можно больший объем, пытаются в буквальном смысле слова разорвать топливную таблетку в клочья. Согласитесь, ничего полезного в этом нет – топливная таблетка нам нужна целенькая и здоровенькая, чтобы она могла находиться в активной зоне как можно дольше, дабы передать нам всю энергию, которая содержится в ядрах атомов урана. Так что только хардкор, только диоксид урана – он позволяет использовать более высокие температуры, что повышает КПД атомной электростанции, он позволяет увеличить глубину выгорания топлива.

«Глубина выгорания ядерного топлива» термин вполне научно-технический, но для понимания того, что это такое, высшего физического образования не требуется. Глубина выгорания топлива – это доля ядер урана, которые испытали ядерное превращение при воздействии нейтронов. Выражается в процентах, чем процентов больше – тем большее число ядер урана мы смогли использовать в нужных нам целях, получив от них тепло, используемое для выработки электроэнергии. Глубина выгорания топлива, таким образом – один из основных экономических параметров АЭС. Если мы поместили в активную зону 100 килограмм урана-235, а по окончании топливной кампании извлекли из нее 99 кг его же – грош цена такой конструкции активной зоны, реактора и АЭС. А вот если обнаружится, что в извлеченной из активной зоне топливной таблетке урана-235 вообще не осталось – значит, конструкторы молодцы и настала пора срочно вручить каждому из них по Нобелевской премии, лучше – по две.

На самом деле глубина выгорания в 100% недостижима в принципе, но это не значит, что за нее не борются – сражения за каждый процент идут нешуточные. Чем больше глубина выгорания – тем меньше себестоимость полученной в результате электроэнергии, а конкуренцию с энергетикой, базирующейся на сжигании углеводородов, никто не отменял. Мало того – чем дольше по времени «горит» таблетка, тем реже реактору требуется перезарядка топлива. Конструкция ВВЭР (водно-водяного энергетического реактора) такова, что смена топлива происходит при полной остановке и расхолаживании реактора – так безопаснее. Чем меньше таких остановок – тем выше коэффициент использования установленной мощности, КИУМ – второй важнейший экономический показатель АЭС. В техническом паспорте вашего пылесоса написана его мощность – допустим, 1’200 Вт*час. Но 1’200 ватт вы получите, если пылесос будет работать именно час, в режиме полчаса работы – полчаса «что-то поясницу прихватило» вы получите всего 600 ватт, или, другими словами, КИУМ пылесоса составит всего 50%. Как и в случае с глубиной выгорания топлива заветная цель – 100%, и снова каждый процент на счету, ведь экономика атомного реактора должна быть выгоднее экономики тепловой электростанции и даже экономики ГЭС.

Казалось бы – как можно показать более выгодные экономические результаты, чем ГЭС, которой топлива вообще не требуется, где используется только энергия падающей воды? Да очень просто – вода не падает на гидроагрегаты 24 часа в сутки 365 дней в году, для этого нужен совершенно определенный объем воды в водохранилище. Пока этот объем не наберется – ГЭС будет «отдыхать», и АЭС, которая про такие паузы ничего не знает, успеет догнать и перегнать своего соперника. Вот и краткий итог – КПД, глубина выгорания, КИУМ любой атомной электростанции критически зависит от топливной таблетки, от ее материала. Химик, превращающий газ фторида урана в порошок диоксида урана, помни – от твоего мастерства зависит будущее атомной энергетики!

Топливные таблетки – шаг за шагом

Объяснить простыми словами можно очень многое, но сделать такое упражнение для того, чтобы описать работу химиков невозможно от слова «вообще», поэтому приготовьтесь. Газ фторида урана для начала пропускают через водный раствор и получают уранилфторид, который смешивают с аммиаком и кислотным остатком угольной кислоты. В итоге получается уранилкарбонат аммония, который выпадает в осадок – считайте, что полдела уже и сделано, у нас появилось хоть что-то твердое, а не газообразное. Суспензию пропускают через фильтр, промывают и отправляют в печь с кипящим слоем, где из-за высокой температуры все ненужные примеси распадаются, в сухом остатке получается порошок триоксида урана (на 1 атом урана в этой молекуле приходится три атома кислорода). Все, теперь он почти наш!

Участок изготовления порошка диоксида урана методом высокотемпературного пирогидролиза

Снова высокая температура – 500 градусов, но уже с прогонкой водорода, который забирает на себя лишний атом кислорода, и химики спокойно уходят на обеденный перерыв, позволяя физикам забрать вожделенный ими диоксид урана. Впрочем, радуются они рано – их тут же шлепают по протянутым загребущим рукам … металлурги, поскольку топливные таблетки производят методом порошковой металлургии. Порошок, получившийся в результате трудов химиков, дробят, просеивают и получают мелкодисперсный порошок – мельчат до состояния практически пыли. После добавления связующих и смазочных материалов таблетки прессуют, еще раз отправляют на отжиг, чтобы устранить ненужные примеси. После этого температура повышается до 1’750 градусов, таблетки становятся более плотными, более тяжелыми – теперь их уже можно обрабатывать механическими методами. В дело вступает круглошлифовальный станок, чтобы получить необходимые размеры – вот и все.

Участок изготовления урановых таблеток

Нет, ну не совсем «все», потому как сразу после этого в цех являются контролеры, чтобы проверить геометрические размеры, качество поверхности, содержание влаги, соотношение атомов кислорода и урана. Обратите внимание, что проверять соотношение атомов урана-235 и урана-238 не требуется – какие бы манипуляции не выполняли химики, их действия не влияют на состав атомных ядер. Итог всей этой работы – топливные таблетки весом всего в 4,5 грамма, но в этих крохотульках содержится столько же энергии, как и в 400 кг каменного угля, в 360 кубометрах природного газа или в 350 кг нефти.

Производственно-технический контроль таблеток ядерного керамического топлива

Номенклатура таблеток, производимых на российских атомных предприятиях, входящих в состав Топливной компании ТВЭЛ – более 40 разновидностей, разных размеров, разной степени обогащения по урану-235. Но неизменным остается одно – в качестве топлива атомная энергетика продолжает использовать именно диоксид урана, который сам по себе является одним из барьеров на пути распространения радиоактивности. При рабочих температурах этот материал удерживает внутри себя 98% продуктов распада, снижая нагрузку по герметизации до минимума. Чтобы топливо выполняло свои «барьерные» функции, важно, чтобы взаимодействие топлива с теплоносителем было минимальным – иначе радиоактивные продукты распада получают шанс вырваться во внешнюю среду со всеми вытекающими неприятными последствиями.

Твэл – это не просто «длинная трубочка»

Ладно, таблетки изготовили, что дальше? Идея атомного реактора проста – теплоноситель должен «снять» все тепло, выделяемое в результате ядерных реакций. Снять не разово, этот съем должен происходить на протяжении всей топливной сессии – времени нахождения топлива в активной зоне реактора. В реакторах ВВЭР эту работу выполняет вода, проходящая по активной зоне под высоким давлением. Накидать в активную зону топливные таблетки, как пельмени в кипящую воду? Не вариант, гораздо разумнее обеспечить неподвижное положение топливных таблеток, вдоль которых проходит поток воды под напором, забирая образовавшуюся при ядерных реакциях тепловую энергию. Следовательно, нужен некий «фиксатор», который призван обеспечить неподвижное расположение топлива – им и стала полая тонкостенная трубка, внутри которой и содержатся топливные таблетки – твэл, тепловыделяющий элемент.

Тепловыделяющие элементы (твэл), Фото: wikimedia.org

Почему именно тонкостенный? Чтобы тепло, образующееся в топливных таблетках, могло быть почти беспрепятственно «снято» водой, то есть первое требование к материалу стенок твэлов – как можно более высокая теплопроводность. Взял – отдал, взял – отдал. Второе требование тоже совершенно очевидно – внешняя сторона стенок твэла постоянно находится в воде, потому ее материал не должен бояться коррозии. Третье условие тоже очевидно – материал должен выдерживать постоянную высокую радиоактивность, при этом не причиняя вреда основным, ядерным процессам. Он должен поглощать как можно меньшее количество нейтронов, чтобы не прервать ядерную реакцию, чтобы не заставить производить уран с более высокой степенью обогащения по изотопу-235. Диаметр трубки, как и диаметр топливных таблеток должен быть как можно меньше – иначе тепло, которое образуется в центральных сегментах, не дойдет до теплоносителя. Вот такой набор требований, которому должна соответствовать такая «простенькая» вещь, как тоненькая стеночка твэла.

На этапе становления атомной энергетики таким материалом стала нержавеющая сталь, но продолжалось это недолго – выяснилось, что сталь забирает слишком много свободных нейтронов, нужно что-то менее прожорливое. К этому времени атомщики основательно поработали и нашли металл, обладающий минимальным сечением захвата нейтронов – цирконий. В данном случае слово «сечение» заменяет слово «вероятность». Вероятность того, что пролетающий нейтрон будет захвачен в свои тенета ядром атома циркония минимальна, при этом у циркония отличный коэффициент теплопередачи, он не взаимодействует с водой, он плавится только при температуре свыше 1’855 градусов, у него очень низкий коэффициент теплового расширения – вместо того, чтобы «распухать» при нагревании, он просто «сбрасывает» тепло во внешнюю среду. Согласитесь – просто идеальный материал для атомной энергетики, если суметь добиться получения его в идеальной химической чистоте, поскольку любая примесь норовит активно «подъедать» свободные нейтроны.

Цех производства твэл и ТВС

Как только металлурги объявили, что они научились справляться этой задачей, атомная энергетика перешла на цирконий. Единственное предприятие на территории России и одно из трех в мире, имеющее полный цикл производств циркония и его сплавов – Чепецкий механический завод (город Глазов, Удмуртия), входящий в состав топливной компании ТВЭЛ. С 1986 года ЧМЗ перешел на изготовление корпусов твэлов из сплава Э-110 – к цирконию добавляют один процент ниобия, и эта малая прибавка значительно увеличивает коррозионную стойкость материала. Еще лучше механические свойства у применяемого в настоящее время сплава Э-365, в котором, помимо циркония и ниобия, присутствуют железо и олово. Каждый шаг в производстве твэлов чрезвычайно важен, присутствие этих элементов позволяет лучше справляться со сваркой, с другими методами соединения разных материалов. Производимые в России твэлы соответствуют всем требованиям МАГАТЭ, показывают прекрасные эксплуатационные свойства, позволяют поднимать экономические показатели атомной энергетики.

То, что может показаться «простенькой механической деталью» таковой, конечно, не является.

Твэл в разрезе, Рис.: heuristic.su

Вот краткое описание твэла с содержимым внутри. Длина – 3,8 метра, внешний диаметр – 9,1 мм. Внутри – таблетки диоксида урана с наружным диаметром 7,57 мм и высотой 20 мм, в центре каждой таблетки имеется отверстие диаметром 1,2 мм. Таблетка не касается стенок твэла, зазор и отверстие внутри таблеток предназначены для того, чтобы твэл мог удерживать внутри себя радиоактивные газы, образующиеся в процессе ядерного распада. Таблетки зафиксированы внутри твэла втулками, общая длина столбика таблеток – 3,53 метра, во время топливной сессии длина увеличивается на 30 мм. Да, все измеряется в миллиметрах и даже в их долях – ведь атомная энергетика имеет дело с мельчайшими частицами вещества.

Вот таблетка диаметром меньше 8 мм – казалось бы, что в ней может быть интересного? Но во время ядерных реакций температура в центральной части таблетки достигает 1’500-1’600 градусов, а на внешней поверхности – всего 470. Перепад в тысячу градусов на расстоянии в 3-4 миллиметра, металл, становящийся газом – такие вот чудеса внутри крошечной таблетки.

От твэла – к ТВС

Таблетки сделали, в твэле их разместили – все? Разумеется, нет – трубка вместе с топливом весит всего 2,1 кг, такой массы урана на долгую работу не хватит. Следующий этап формирования ядерного топлива – формирование ТВС, тепловыделяющих сборок. Для самого распространенного пока в России реактора ВВЭР-1000 в одну ТВС собирают 312 твэлов, между ними оставляют зазоры для входа стержней системы управления и защиты, заполненных таким эффективным поглотителем нейтронов, как бор. В нижней части ТВС расположен так называемый хвостовик – место, к которому крепятся твэлы.

Изготовление каркаса – сварка каналов и дистанционирующих решёток

В верхней части твэлы крепятся к головке через блок пружин – он предохраняет твэлы от всплытия во время работы реактора. Да, уран – тяжелый элемент, цирконий тоже легким назвать не получится, но стоит помнить о том, что номинальный расход воды через ТВС составляет 500 кубометров в час, вода движется вдоль твэлов со скоростью 200 км/час в направлении снизу вверх – такой поток заставит всплыть что угодно. Твэлы разделены между собой при помощи дистанцирующих решеток, которые удерживают эти трубочки на штатных местах, обеспечивая максимально эффективный теплосъем. Дистанцирующих решеток на ТВС разных конструкций – от 12 до 15 штук, только такое их количество позволяет воде выполнить работу по снятию полезного тепла.

Каналы и дистанционирующие решётки, контроль качества

И, тем не менее, даже это не спасало полностью от проблемы искривления твэлов и ТВС. Наши сборки не выдерживали механических осевых нагрузок – почти четыре метра длины при толщине оболочки в 0,65 мм, мощный поток воды, высокие температуры делали свое дело. В 1993 году стало окончательно ясно – с этой проблемой что-то нужно делать, находить способы избавиться от нее. Минатом сделал соответствующий запрос в МАГАТЭ – как обстоят дела с этой проблемой в западных странах. МАГТЭ провела соответствующий опрос у эксплуатирующих организаций, и никакой сенсации не обнаружило – эта проблема имеется и у западных атомщиков, они тоже ищут способы с ней справиться.

Вот теперь извините, но нам в очередной раз придется коснуться главного мифа либеральной экномики – об эффективности частного собственника по сравнению с неповоротливым, инерционным государственным сектором экономики. Частных собственников АЭС на Западе, и особенно в США – немалое количество, но проблему они решить не смогли. Минатом поступил в соответствии с традициями Минсредмаша – поручил решение проблемы сразу двум конструкторским бюро, чтобы в результате борьбы двух хороших проектов победа досталась лучшему. Участниками капиталистического соревнования стало подольское ОКБ (опытно-конструкторское бюро) «Гидропресс» и нижегородское ОКБМ (ОКБ Машиностроения) им. Африкантова. Оба КБ в настоящее время входят в машиностроительный холдинг «Атомэнергомаш», но накала конкурентной борьбы это нисколько не снижает.

Конкуренция – двигатель прогресса

Нижегородцы разработали конструкцию ТВС, получившую аббревиатуру ТВСА, по мере разработки появлялись друг за другом модификации ТВСА-12, ТВСА-PLUS, ТВСА-T. Основная ее характерная особенность – к дистанцирующим решеткам для повышения жесткости конструкции стали приваривать уголки, а вот «Гидропресс» эту концепцию не принял – лишнее количество циркония, из которого выполнены уголки, в активной зоне, по мнению специалистов, может негативно сказаться на нейтронных характеристиках активной зоны реактора. В созданной на «Гидропрессе» модификация с аббревиатурой УТВС (Усовершенствованная ТВС) не используется жесткая сварка дистанцирующих решеток и направляющих каналов, УТВС стали использовать на АЭС с повышенными требованиями по сейсмоустойчивости – на китайской «Тяньвань», на иранской «Бушер», на индийской «Куданкулам». Впрочем, заявить, что эта разработка была сделана только сотрудниками ОКБ «Гидропресс» – неверно, в этой работе приняли участие Курчатовский институт, обнинский Физико-Энергетический Институт, Новосибирский завод химконцентратов, НИИ им. Бочвара. Но важен результат – опытная проверка на Ростовской АЭС показала отличные результаты, зарубежные заказчики были чрезвычайно довольны повышением надежности УТВС.

Сборка пучка

Наблюдение за подробностями борьбы двух конструкторских бюро – завораживающее зрелище, но тут столько технических подробностей, что тут понадобятся усилия профессиональных переводчиков. Решетки широкие и узкие, разреженные решетки, турбулизаторы и дефлекторы, решетки с косыми каналами, интенсификаторы теплообмена, скорость загрузки кассет в активную зону, сочетание с работой перегрузочных машин, терминология из гидродинамики и термомеханики – это действительно совсем уж отдельный язык… Для атомной энергетики важен результат, которого достигли оба конструкторских бюро, научный и творческий спор которых продолжается и сейчас. Улучшения и модификации позволяют использовать топливо с более высоким обогащением по содержанию урана-235 – этот показатель для ВВЭР-1000 увеличился с 3,77% до 4,95%. Казалось бы, разница совершенно несущественна, но в результате глубина выгорания топлива увеличилась с 40 МВт в сутки с килограмма урана до 58 МВт с килограмма, почти на 50%. А вот это результат уже весьма существенный, он позволяет на равных сражаться с углеводородной энергетикой по себестоимости производимой электроэнергии, делает перспективы развития энергетики атомной все более обнадеживающими. Одно из достижений – увеличение мощности действующих реакторов ВВЭР на 4-7% без изменения их конструкции базируется именно на оптимизации ядерного топлива и ТВС стало еще одним конкурентным преимуществом на международном рынке.

Готовая ТВС

Разумеется, УТВС не стали неким «финалом» усовершенствования топливных сборок. Основной выигрыш УТВС по сравнению с топливом предыдущего поколения был обеспечен переходом от нержавеющей стали к цирконию, к сплаву Э-110. Разработчики смогли увеличить жесткость конструкции без применения уголков – они усилили дистанционные решетки и стали использовать точечную сварку для увеличения устойчивости к формоизменению во время эксплуатации. Им удалось увеличить длину топливного столба – теперь в активной зоне реактора размещается больше урана, стали продолжительнее топливные сессии, перегрузки топлива можно осуществлять реже, что означает рост КИУМа.

Новое топливо для Ирана

С начала 2014 года начался переговорный процесс между ТВЭЛ и иранским заказчиком в лице Организации по атомной энергетике Ирана (AEOI) и Компании по производству и развитию атомной энергии Ирана (NPPD) по переходу АЭС «Бушер» на новые топливные кассеты – ТВС-2М. Для обеспечения переговорного процесса ТВЭЛ разработал «Технико-экономическое обоснование внедрения ТВС-2М на АЭС «Бушер», в котором заказичку предоставлялся полный объем информации для анализа и принятия решения о таком переходе. Самый лучший способ убедить потенциального заказчика – не навязчивый маркетинг, в атомной энергетике такой подход почти никогда не приносит результата. Российская топливная компания просто свела в единое целое анализ результатов внедрения ТВС-2М на российских ВВЭР-1000 и на АЭС «Тяньвань» в Китае – реакторах такого же типа, как и работающий в составе энергетического блока на АЭС «Бушер». В Китае на ТВС-2М в 18-месячном топливном цикле работают первые два блока Тяньваньской АЭС. И иранские атомщики смогли убедиться в том, что увеличилась глубина выгорания топлива, длительность топливных кампаний, вырос КИУМ.

Проанализировав полученные результаты, проверив их на месте, иранские заказчики сделали ответный ход – разработали перечень работ российских предприятий, который необходим для обеспечения лицензирования нового топлива в атомных надзорных органах. Дальнейшая работа была уже совместной – наши и иранские специалисты вместе составили список необходимых модернизаций оборудования энергоблока на АЭС «Бушер», которые необходимо было выполнить для того, чтобы реактор мог принять в активную зону ТВС-2М. Собственно говоря, работа наших ВВЭР-1000 на новом топливе показала такие результаты, что полный переход на ТВС-2М стал просто неизбежным – выгорание топлива увеличилось на 20%, а топливная составляющая себестоимости производства электроэнергии уменьшилась почти на 9%.

Итог переговоров с иранским заказчиком вполне закономерен. В апреле этого года ТВЭЛ подписал с AEOI и NPPD дополнительное соглашение к действующему контракту на топливообеспечение АЭС «Бушер» – с 2020 года ТВЭЛ начнет поставки в Иран ТВС-2М. Никакой спешки, никакой суеты – просто и наш, и поддерживаемый нами иранский атомные проекты продолжают последовательно развиваться, обеспечивая потребителей электроэнергией в необходимых им объемах. Что думают по этому поводу заказчики в Индии и в Китае, мы наверняка узнаем в ближайшее время. Рост экономических показателей энергоблоков за счет использования нового топлива без существенного изменения комплекта оборудования настолько показателен, что есть уверенность в том, что размышления не будут долгими. Нам остается только следить за дальнейшим развитием событий и еще раз поздравить ТВЭЛ , ОКБ «Гидропресс» и весь коллектив разработчиков с тем, что их новое топливо получило теперь уже международное признание.

Конечно, сегодняшний рассказ о разработках ядерного топлива далеко не полон – в этой части изменения происходят постоянно. Разработано топливо для ВВЭР-1200, идут опытно-конструкторские разработки топлива для других типов реакторов, ТВЭЛ продолжает производить топливо для реакторов западного дизайна совместно с французскими партнерами, ТВЭЛ самостоятельно разработал топливо «ТВС-Квадрат», которое проходит испытания на шведской АЭС «Рингхальс» и лицензируется для американского рынка. Предприятия ТВЭЛа производят топливо для БН-800, выпущена опытная партия РЕМИКС-топлива, для перспективного реактора со свинцовым теплоносителем заканчивается разработка нитридного топлива – Росатом и не думает, что может позволить себе почивать на лаврах.

Ядерное топливо – «сердце» атомной энергетики, следить за тем, как создаются новые его виды, какие они дают результаты при их использовании полезно уже тем, что позволяет сравнивать себестоимость генерации электроэнергии на АЭС и на тепловых электростанциях. Кроме того, в этот раз мы не коснулись того, какими результатами могут похвастаться разработчики новых видов топлива в ОКБМ им. Африкантова – а их идеи тоже весьма активно используются Росатомом . Одним словом – вряд ли сегодняшний рассказ об атомном топливе останется единственным.

Фото: zaochnik.ru, kak-eto-sdelano.livejournal.com

Вконтакте