Люди давно научились вторично использовать бумагу, пластик, одежду, автомобильные шины и даже шпалы. На очереди — отходы промышленного производства, например отработавшее ядерное топливо. О том, как использовать его повторно, какие понадобятся реакторы и какие перспективы они открывают, «Энергии+» рассказал директор по науке и инновациям инжинирингового дивизиона «Росатома» Сергей Егоров.
В традиционном ядерном реакторе идет цепная реакция деления изотопа урана 235U, в ходе которой выделяется тепло, преобразуемое затем в электричество. В природной урановой руде доля этого изотопа всего 0,72%. Для работы реактора ее повышают до 3–5%: это делается на обогатительных заводах. После этого обогащенный уран переводят в форму порошка, из которого затем изготавливают специальные топливные таблетки.
Большую часть топливных таблеток составляет тяжелый изотоп урана 238U. От урана-235 он отличается тем, что в его ядре на три нейтрона больше. Уран-238 почти не участвует в реакции деления, реализованной в традиционных реакторах: в них реакция инициируется искусственно замедленными нейтронами. Эти частицы появляются из расколовшихся ядер и обладают довольно высокой энергией (скоростью), после взаимодействия с замедлителем (водой) нейтроны становятся медленными и запускают новые реакции деления.
Так как большая часть уранового топлива не делится медленными нейтронами, за год в реакторе выгорает лишь 7% загруженного урана (около одной тонны). Срок работы топливных таблеток составляет всего 3–5 лет из примерно 50, на которые рассчитан реактор. В отработавшем ядерном топливе концентрация «полезного» урана-235 снижается до 1%, зато содержится много осколков ядер, которые не участвуют в реакции деления. Они высокоактивны и «живут» в таком состоянии тысячи лет.
Чтобы «заставить» уран-238 участвовать в производстве энергии, нужны реакторы на быстрых нейтронах. Быстрые нейтроны — частицы, высокая энергия которых способна вовлечь в работу больше топлива: урана-238, которого в отработавших таблетках около 94%. Сегодня он в огромных количествах складируется на обогатительных заводах и пока мало где используется. Основой нового топлива может служить и плутоний, которого при работе обычного реактора образуется около 1%. Также быстрые нейтроны умеют делить те самые радиоактивные осколки, поэтому их не придется хранить.
Быстрые реакторы (БН) называют еще и реакторами-размножителями: они способны нарабатывать ядерный материал, который можно превратить в новое топливо для АЭС. Так, из быстрых реакторов выгружают больше ядерного материала, чем его было при загрузке.
Для вторичного использования из старого топлива делают смесь обедненного и обогащенного урана, оксидов урана и плутония. «Достать» из отработанного топлива пригодные элементы можно, если растворить отходы в кислоте и подвергнуть ректификации — делению жидких смесей на чистые компоненты с помощью многократного испарения и конденсации.
В России смешанное топливо для быстрых реакторов производят на площадке Горно-химического комбината в Красноярском крае. Это топливо используют на Белоярской атомной станции — с 2022 года на него полностью перешел реактор БН-800, который изначально функционировал на обычном топливе из обогащенного урана. На таком сегодня работает второй, тоже быстрый, реактор станции — БН-600: он дает меньше радиоактивных отходов по сравнению с обычным промышленным реактором, так как в нем одинаково хорошо делятся легкий и тяжелый уран и плутоний. Для новых быстрых реакторов в Северске Томской области строится модуль фабрикации и рефабрикации для производства нового топлива и переработки в него старого топлива.
Несколько экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах работают в Индии, Китае, Южной Корее, США, Франции.
В российских быстрых реакторах в качестве теплоносителя применяют натрий, смесь свинца и висмута или свинец. На сегодня только в России долгосрочно работают большие реакторы с натриевым теплоносителем. Энергоблоки Белоярской АЭС — единственные крупные промышленные реакторы-размножители в мире, оба показали свою надежность и безопасность.
В ближайшие несколько лет БН-800 станет основной тестовой площадкой всей концепции замкнутого топливного цикла, когда из отработанного топлива одного из реакторов получается топливо для другого. Еще более совершенным реактором станет БН-1200М, который проектируется на Белоярской АЭС.
Другой строящийся реактор, который сможет работать на старом топливе и нарабатывать новое, — это энергоблок с реактором типа БРЕСТ-300 и свинцовым теплоносителем. Он входит в опытно-промышленный комплекс в Северске.