После долгих исследований Беккерель сделал вывод о том, что между фосфоресценцией и проникающим излучением не существует никакой связи, а Х-лучи являются следствием наличия в минерале урана. Так была открыта радиоактивность. Вскоре Беккерель сделал еще одно открытие, касавшееся интенсивности излучения: оно тем выше, чем больше атомов урана в веществе. Но из этого правила возникло одно исключение — урановая смоляная руда, излучение от которой превышало излучение от чистого урана (его удалось получить французскому химику Анри Муассану в это же время). На основе этого исключения Пьером и Марией Кюри были открыты продукты распада урана — полоний и радий.
Дальнейшее изучение урана шло все более быстрыми темпами. В 1899 г. английский физик Эрнест Резерфорд делает вывод о неоднородности излучения урановых фракций. Им были открыты альфа- и бета-лучи. А в мае 1900 г. французский физик Поль Вийар говорит об еще одном излучении — гамма-лучах.
В том же году английский ученый Уильям Крукс обнаруживает, что существуют разновидности урана, и получает первый изотоп — «уран-Х», а затем и другие — «уран-I» и «уран-II».
В начале XX в. ученые ищут практическое применение накопленным знаниям об уране. В 1907 г. Резерфорд исследует возможность определения возраста геологических пород, базируясь на теории радиоактивности урана и тория. В 1913 г. Фредерик Содди, английский радиохимик, обобщил данные об открытых ранее разновидностях урана и ввел понятие «изотоп».
В 1932 г. англичанин Джеймс Чедвик сделал открытие, которое потрясло научное сообщество и дало новый толчок к изучению свойств урана. Он обнаружил новую элементарную частицу, которая была названа нейтроном. В 1934 г. американский физик Энрико Ферми начинает опыты по бомбардировке различных химический элементов нейтронами, что привело к появлению в уране новых радиоактивных веществ.
За этими опытами последовали жаркие научные диспуты: были ли открыты новые трансурановые элементы или бомбардировка нейтронами привела к расщеплению ядра урана на изотопы известных уже элементов? Споры не прекращались в течение четырех лет, пока в 1938 г. немецкие ученые Отто Ганн и Фриц Штрассман не установили, что продуктами бомбардировки урана нейтронами являются элементы со свойствами бария и лантана.
Объяснение этому феномену было дано учеными Лизе Майтнер и Отто Фришем в номере английского журнала Nature от 16 января 1939 г., где описывалось деление ядра и приводился расчет выделяемой при этом энергии.
Это событие стало первой ступенью в изучении цепных реакций, происходящих с использованием урана.
Гипотеза о расщеплении ядер урана была подтверждена в лабораториях многих стран. Было доказано, что ядерная реакция может поддерживаться сама собой, поскольку расщепление урана происходит с высвобождением дополнительных нейтронов.
Одновременно с этим информация о проводимых опытах становится засекреченной и ученые разных стран перестают обмениваться своими наработками.
Неоценимый вклад в изучение цепных реакций внесли советские ученые. В 1939–1940 гг. Ю. Б. Харитон, Я. Б. Зельдович, К. А. Петржак и Г. Н. Флеров обнаружили, что процесс деления ядер урана может стать непрерывным, если обогатить элементарный уран его изотопом 235U. Практический смысл этого открытия был подтвержден физиками Чикагского университета, которые под руководством Э. Ферми сконструировали первый ядерный реактор СР-1.
Исследование и создание ядерных реакторов в СССР проводились под руководством академика И. В. Курчатова. 25 декабря 1946 г. был пущен первый советский реактор Ф-1. Он послужил основой для создания более мощных установок. 27 июня 1954 г. в городе Обнинске Калужской области была пущена первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт.
В настоящее время изучение урана направлено на более эффективное мирное применение внутриатомной энергии, на оптимизацию методов извлечения урана и другие вопросы, носящие прикладной характер. Но кто знает, какие еще тайны хранит в себе этот элемент, перевернувший в XX в. законы физики и заставивший человека по-новому взглянуть на законы природы.
Природный уран в мировом ядерном топливном цикле (ЯТЦ). Военное и гражданское применение урана
Основным потребителем природного урана является атомная энергетика, обеспечивающая в настоящее время около 14% мировых потребностей в электроэнергии. По состоянию на ноябрь 2012 г., по данным МАГАТЭ, в мире эксплуатировалось 437 энергетических реакторов в 30 странах общей установленной мощностью около 372 ГВт. На стадии строительства на тот период находилось 64 реактора.
В атомной энергетике добыча природного урана и производство уранового концентрата (U3O8) является первым этапом современного ядерного топливного цикла (см. рис. 1).
Топливный цикл атомной энергетики условно можно разделить на три стадии.
Начальная стадия ЯТЦ (Front-End) охватывает операции от добычи урановой руды до поставки изготовленных тепловыделяющих сборок на площадку АЭС.
Добыча урановой руды осуществляется преимущественно открытым, подземным способами или методом подземного выщелачивания (более подробно см. разделы 1.3 и 1.4). Добытое минеральное сырье подвергают обогащению на гидрометаллургических заводах (ГМЗ). После переработки урановой руды на ГМЗ получается урановый концентрат в форме закиси-окиси природного урана (U3O8), который в дальнейшем поступает на конверсию и изотопное обогащение.
Концентрат природного урана переводится на конверсионном заводе в гексафторид урана (UF6), который является наиболее подходящей формой для дальнейшего изотопного обогащения. UF6 сублимируется (переходит из твердого состояния в газообразное, минуя жидкую фазу) при температуре 53 °C.
Обогащение урана — производственный процесс, в ходе которого в уране повышается концентрация делящегося изотопа 235U. Природный уран содержит два вида изотопов — 238U, концентрация которого в природном уране составляет свыше 99%, и 235U с концентрацией около 0,711%. Большинство современных энергетических реакторов работает на урановом топливе, в котором концентрация изотопа 235U составляет от 3 до 5%.
В процессе обогащения концентрация 235U доводится до уровня, требующегося для определенного типа реакторов. Обогащение урана осуществляется путем разделения изотопов 235U и 238U.
Единицей измерения работы по обогащению урана является ЕРР — единица работы разделения. Она имеет физическую размерность массы, поэтому иногда употребляют обозначения кгЕРР или тЕРР.
В настоящее время в мире эксплуатируются в промышленном масштабе две технологии разделения изотопов урана: газодиффузионная и газоцентрифужная. Центрифужный метод — разделение изотопов урана с помощью газовых центрифуг — является наиболее распространенной технологией, обеспечивающей значительные технические и экономические преимущества по сравнению с энергозатратной газовой диффузией. Согласно прогнозам Всемирной ядерной ассоциации (ВЯА), центрифужная технология в будущем займет доминирующее положение (см. табл. 1). В дальнейшем возможно опережающее развитие перспективной лазерной технологии изотопного обогащения урана, реализуемой в США консорциумом General Electric — Hitachi Global Laser Enrichment LLC.
25 сентября 2012 г. Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) выдала компании General Electric — Hitachi Global Laser Enrichment LLC (GLE) лицензию на строительство и эксплуатацию завода по изотопному обогащению урана в Уилмингтоне, штат Северная Каролина, на основе лазерной технологии. Лицензия дает разрешение на обогащение урана до 8% по изотопу 235U. Полученный низкообогащенный уран будет использоваться при изготовлении ядерного топлива для АЭС. GLE планирует создание нового промышленного производства на площадке действующего завода по фабрикации топлива компании Global Nuclear Fuel — America.
На заводе будет применена технология, разработанная австралийской Silex Systems Ltd., исключительные права на которую принадлежат GLE. Начало производства планируется на 2014 г. с выходом на проектную мощность к 2020 г. Отработка технико-экономических параметров промышленного производства на базе лазерной технологии обогащения началась на площадке в Уилмингтоне в июле 2009 г.
23 ноября 2012 г. Silex Systems Ltd. сообщила о том, что GLE обсуждает с Министерством энергетики США возможность строительства второго завода по обогащению урана на основе лазерной технологии. Предприятие предполагается разместить на площадке газодиффузионного завода в Падуке, штат Кентукки.
Обогащенный по изотопу 235U гексафторид урана (UF6) поступает на завод по производству ядерного топлива для изготовления порошка диоксида урана (UO2), из которого, в свою очередь, изготавливаются топливные таблетки для начинки тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющие элементы (твэлы) формируют тепловыделяющую сборку (ТВС), или кассету.
Тепловыделяющие сборки являются составной частью активной зоны ядерного реактора и предназначены для генерирования тепловой энергии. Конструкция ТВС отличается для различных типов реакторов, но в общем виде ТВС состоит из несущей структуры (каркаса), с одной стороны которой расположена головка, с другой — хвостовик, и включает в себя тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в пучки. Твэлы располагаются в пучках с равномерным шагом, который обеспечивают дистанционирующие решетки. Твэл представляет собой герметичную тонкостенную трубу из циркониевого сплава с приваренными на концах заглушками, снаряженную цилиндрическими спеченными топливными таблетками из обогащенного диоксида урана.
Вторая стадия ЯТЦ — использование ядерного топлива в реакторе для выработки электроэнергии, включая временное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС.
ТВС доставляются на электростанции в специальных контейнерах, предотвращающих возникновение цепной реакции. Далее они размещаются в активной зоне ядерного реактора. С помощью источника нейтронов реактор запускается. Твэлы вырабатывают энергию, избыточные нейтроны поглощаются специальными графитовыми стержнями.
Одна треть или четверть твэлов ежегодно выгружается из реактора, на их место ставятся новые твэлы. ОЯТ перегружается в приреакторное хранилище — наполненный водой бассейн, где оно хранится в течение нескольких лет до снижения радиоактивности до определенного уровня. Вода охлаждает отработавшее топливо и служит надежной защитой от радиации. После нескольких лет охлаждения в приреакторном бассейне сборки транспортируются либо в специальное хранилище для длительного хранения, либо на перерабатывающий завод для переработки и регенерации.
Заключительная стадия ЯТЦ (Back-End) предполагает несколько операций: от отправки отработавшего топлива на захоронение (открытый ЯТЦ) или на завод по переработке ОЯТ (замкнутый ЯТЦ) до захоронения высокоактивных остеклованных отходов переработки.
Переработка ОЯТ и регенерация урана осуществляются на радиохимических заводах, где облученные и охлажденные твэлы освобождаются от оболочки и израсходованные топливные таблетки помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте, после чего получившийся раствор вводится в противоточную экстрактивную систему.
Обычно в первом цикле выделения около 99% продуктов распада деления удаляются. В дальнейшем идет обработка оставшегося вещества — очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами второй стадии обычно являются UO2 и РuО2, которые могут быть повторно использованы.
Оставшиеся после регенерации урана и плутония небольшие по объему высокоактивные отходы (менее 3% от массы урана в свежем ядерном топливе) подлежат кондиционированию — специальной обработке (цементирование, остекловывание, трансмутация) и захоронению в специализированных могильниках.
Кондиционированные высокоактивные отходы и отработавшее топливо, не подлежащее дальнейшей переработке, перевозятся в централизованное хранилище и захораниваются. Такие хранилища (могильники) являются специализированными высокотехнологичными предприятиями, на них принимаются все необходимые меры для максимально безопасного хранения в течение длительного времени (сотни и тысячи лет).
Сегодня в большинстве стран используется открытый ядерный топливный цикл (ОЯТЦ). В замкнутом цикле (ЗЯТЦ) годный для повторного использования уран, выделяемый в процессе переработки ОЯТ, составляет более 95% от его первоначальной массы.
Стоит отметить, что, несмотря на большое количество технологических переделов и наукоемкость производств, доля топливных затрат составляет обычно около 20% в общей структуре затрат атомной станции. Для сравнения: доля топливных затрат для угольной генерации, по данным ВЯА, составляет около 80%, для генерации на природном газе — около 90%.
Распределение расходов в пересчете на 1 кг типового ядерного топлива представлено в таблице 2. Как видно из таблицы, основные статьи затрат при производстве ТВС — природный уран и обогащение урана, на каждую из которых приходится от 40 до 50% всех затрат.
В процессе обогащения урана образуется значительное количество обедненного урана (так называемые хвосты изотопного обогащения). При этом выбранное содержание 235U в хвостах (содержание в хвостах) определяет количество исходного природного урана и единиц работы разделения, необходимых для производства обогащенного уранового продукта (ОУП). Например, в таблице 3 представлены объемы природного урана и ЕРР, необходимые для производства одной ты ОУП при различных уровнях содержания в хвостах.
Как видно из таблицы, выбор уровня содержания урана в хвостах оказывает значительное влияние на спрос на рынках природного урана и услуг по обогащению. Определяющим фактором такого выбора является стоимость природного урана и ЕРР для той или иной энергокомпании-заказчика. Так, рост цены на уран может привести к выбору меньшего содержания урана в хвостах и, соответственно, большему спросу на ЕРР (в случае сохранения уровня цен на ЕРР). Более того, эксплуатирующая компания завода по обогащению урана за счет выбора содержания в хвостах может оптимизировать свою операционную деятельность, исходя из наличия свободных разделительных мощностей, цен на природный уран, технических возможностей и других факторов.
Таким образом, для любых ценовых уровней на природный уран и услуги по обогащению можно вычислить оптимальное содержание в хвостах, которое позволит минимизировать стоимость производства ОУП. При этом оптимальное содержание в хвостах может значительно различаться для конкретной энергокомпании вследствие разного набора краткосрочных и долгосрочных контрактов на поставку урана и ЕРР. С точки зрения влияния на среднее содержание в хвостах для энергокомпании помимо региона поставки и производителя существенными условиями контрактов на поставку ЕРР является установление коридора выбора содержания урана в хвостах.
В период 1980–1990 гг. цены на природный уран находились на низком уровне и оптимальное содержание в хвостах превышало 0,30%. С 2003 г., когда цены на уран стали расти, содержание в хвостах начало снижение к коридору 0,20–0,25%, а в период пика цен летом 2007 г. оно составило около 0,13%. Оптимальные уровни содержания в хвостах последних лет, рассчитанные Ux Consulting (UxC) на основе спотовых цен, представлены в графике 1.
Как уже отмечалось, выбор определенного уровня содержания в хвостах большинством игроков рынка может оказывать значительное влияние на спрос на уран. Так, по данным «Красной книги-2011» мировые потребности в природном уране в 2008, 2009 и 2010 гг. составили, соответственно, 59 065, 63 520 и 6 3875 тU, в то время как в период 2008–2011 гг. установленная мощность АЭС в мире увеличилась менее чем на 1%.
Помимо производства электроэнергии на АЭС уран относительно интенсивно применяется в оборонной промышленности и производстве топлива для ядерных силовых установок военно-морского и ледокольного флотов, а также в исследовательских реакторах. Многие указанные сферы подразумевают использование высокообогащенного урана (ВОУ) с уровнем обогащения по 235U от 20 до свыше 90%, накопленные запасы которого в силу исторических причин весьма значительны (см. разд. 2.1).
Например, исследовательские реакторы представляют собой широкий спектр реакторов коммерческого и некоммерческого назначения, основное использование которых не подразумевает производство электроэнергии. Среди направлений использования исследовательских реакторов можно выделить исследования и обучение, испытание материалов, производство радиоактивных изотопов для нужд медицины и промышленности. По данным ВЯА, в настоящее время в мире действует около 240 исследовательских реакторов в 52 странах. Однако их влияние на урановый рынок невелико: по данным МАГАТЭ, на топливо для исследовательских реакторов приходится менее 1% уранового рынка.
Существуют и другие сферы применения природного, обогащенного или обедненного урана. Очевидно, что доля использования урана в этих областях по отношению к атомной энергетике крайне мала. Тем не менее возрастающее применение ядерных технологий и материалов на современном этапе развития подчеркивает важность развития уранового рынка. Ядерные технологии используются:
- в медицине и здравоохранении (радиотерапия, визуализация, стерилизация хирургического инструментария и др.);
- в агропромышленном комплексе (культиваторы, обработка продуктов питания, борьба с вредными насекомыми);
- в промышленности (контроль параметров при производстве, промышленная визуализация, использование обедненного урана в качестве магнитострикционных материалов);
- в космосе (например, карбид 235U в качестве топлива для ядерных реактивных двигателей).
