Чтение онлайн

Именно в различии этих двух расшифровок и заключена разность в подходах к ОЯТ: либо это отходы — и тогда им место на свалку, либо это — топливо, которое лишь потеряло часть своих свойств и может быть с затратой каких-либо усилий возвращено в ядерный цикл для того, чтобы продолжать служить людям.

Из чего же состоит ОЯТ? Скажу сразу, что он разный для разных видов реакторов, но, в целом, ОЯТ можно упрощенно представить в виде следующей простой составной схемы: в ОЯТ содержится 0,8–1,0 % 235U, 0,95–1,20 % плутония всех видов (в основном — изотопов 239Pu и 240Pu), 3–4 % продуктов деления урана и плутония и 94–95 % 238U.

Только недобросовестные политики-популисты и больные на голову экологи могут называть этот продукт отходом.

Рис. 169. Состав ОЯТ.

То, что весьма условно можно назвать «отходом» ядерного цикла заключено в тех самых 3–4 %, относящихся к продуктам деления урана и плутония. Именно эта доля ОЯТ и есть та «ядерная зола», которая уже непригодна для дальнейшей работы ядерного реактора.

Однако, именно эта зола и доставляет максимум неприятностей при работе ТВЭЛа — многие из образовавшихся в результате деления атомов урана и плутония элементов вредны для дальнейшего протекания цепной реакции, являясь активными поглотителями нейтронов, часть из них токсичны или же влияют на прочность урановой таблетки, часть являются газами или же альфа-источниками, а часть и лучат во все стороны целебным гамма-излучением.

В общем, от всего этого адского коктейля после кампании ТВЭЛа в реакторе желательно бы избавится и, конечно же, обогатить отработанное ядерное топливо свежими делящимися изотопами, которые снова позволят запустить его в бой.

Сторонниками переработки ОЯТ в мире являются Россия, Великобритания, Франция, Япония и Индия. Несмотря на потенциальную опасность, ОЯТ является ценным продуктом, содержащим различные элементы, которые можно использовать повторно, в том числе и для производства энергии.

Ведь даже исключив «ядерную золу», которую все же нельзя заново засунуть в обычный ядерный реактор, мы все равно получаем на выходе из переработки ОЯТ более 96 % от его веса в виде полноценного полуфабриката ядерного топлива.

Радиохимическая переработка ОЯТ обеспечивает полное использование энергетического потенциала урана, плутониевые загрузки будущих реакторов на быстрых нейтронах или же изготовление МОХ-топлива (МОХ (или МОКС) топливо, сокращенно от слов «смешанные оксиды» (mixed oxides)) для обычных реакторов, а также минимизирует количество и объем образующихся отходов. Ресурсы вторичного сырья в ядерной энергетике, по сути дела, даже в случае частично замкнутого цикла безумно велики.

Так, реактор с графитовым замедлителем, по сути дела выгружает из себя по завершению кампании около 70–80 % от загруженного в него урана в виде смеси урана и плутония, а легководный, обычный и массовый ВВЭР обеспечивает воспроизведение, как минимум от 50 до 60 % от начального топлива.

Кроме того, надо учитывать, что накопление ОЯТ пошло отнюдь не вчера. Так, например, запасов ОЯТ, уже накопленных в Канаде, достаточно для обеспечения работы всех канадских АЭС в течение 1000 лет.

Более того, самое скромное содержание изотопа 235U, характерное для ОЯТ легководных реакторов (около 1 %) превышает его содержание в природном уране (0,72 %). Поэтому, даже если не вовлекать в ЗЯТЦ наработанный плутоний, переработанный ОЯТ гораздо лучшее сырье для центрифуг, нежели природный уран.

История с переработкой ОЯТ началось мартовским утром 1959 года возле бельгийского городка Мол, которое и запечатлено на этом старом архивном фото:

Рис. 170. Стройка экспериментального реактора BR-3, 1959 год.

Это фото стройки бельгийского экспериментального реактора BR-3, который был частью теперь уже многими забытой бельгийской ядерной программы.

Реактор BR-3 был по-своему уникален для истории атомной отрасли.

Кроме участия в нашем рассказе о ЗЯТЦ, он стал, в 1962 году, первым легководным реактором под давлением (PWR), который был запущен в строй за пределами США.

Надо сказать, что первый советский легководный реактор под давлением, «прадедушка» нынешнего ВВЭР-1200, был запущен в СССР только в 1964 году. Это был ВВЭР-210, первый реактор будущей Нововоронежской АЭС.

Ну а сегодня вшестеро более мощный ВВЭР-1200 начинает историю уже другой, российской станции — Нововоронежской АЭС-2.

Впервые в мире MOX-кассета была загружена в энергетический легководный реактор именно в Бельгии. Это произошло в 1963 году — на том же реакторе BR-3.

Именно Бельгия, как это ни странно, весь XX век была впереди всех в мире в вопросе переработки реакторного плутония в МОХ-топливо.

И вот тут нам надо в своем рассказе развеять еще один досужий миф: о том, что плутоний, полученный в результате работы ЗЯТЦ можно, якобы, как-то использовать для производства «ядреной бомбы».

Все дело в том, что обыватель часто путает оружейный и реакторный плутоний.

И дело тут, как и всегда, в изотопах. А их у плутония, как и у урана, сразу несколько. Главные и самые долгоживущие среди них — три: 238Pu, 239Pu и 240Pu.

Разберем детально их физические свойства, попутно рассказав, как их получают.

Самый легкий и одновременно самый зрелищный «вживую» — это, несомненно, изотоп 238Pu. Период полураспада этого монстра всего 86 лет, в силу чего брать его в руки категорически не советуют. Да и сделать это затруднительно — в силу его темно-вишневой наружной поверхности с температурой около 1000 °C.

Рис. 171. Топливная таблетка из диоксида плутония.

Чистый металлический плутоний просто не выдержит разогрева до таких высоких температур — в отличии от весьма тугоплавкого урана, плутоний плавится уже при температуре в 639 °C. Поэтому на фотографии вы видите топливную таблетку, изготовленную из тугоплавкого химического соединения — диоксида плутония.

При этом надо понимать, что 238Pu разогревается до таких высоких температур отнюдь не за счет цепной реакции деления — источником его нагрева служит банальный, но очень интенсивный альфа-распад 238Pu, который и обеспечивает удельное тепловыделение в 560 Ватт на килограмм изотопа.