Запасы ядерного топлива на земле
5. Запасы ядерного топлива на земле
Если говорить о нашей планете в целом, то имеются различные оценки мировых запасов уранового топлива, в зависимости от того, какие ресурсы считаются экономически целесообразными для освоения.
В разведанных месторождениях с содержанием урана в добываемой руде более 0,1% суммарные запасы составляют примерно 5 млн т, что оценивается как половина от всех потенциальных ресурсов Земли.
Из зарубежных стран наиболее крупные шахты по добыче урановой руды расположены в Австралии и Канаде.
В реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной атомной энергетики, может быть эффективно использована весьма незначительная часть имеющихся на Земле запасов природного урана – менее 1%.
Это обусловлено тем, что тепловые нейтроны неспособны вызывать деление ядер изотопа U8, на долю которого в природном уране (Uпр) приходится примерно 139/140.
К тому же делящийся на тепловых нейтронах изотоп U5, содержание которого в Uпр составляет 0,71% (т.е. приблизительно 1/140), никогда не расходуется в активной зоне полностью. Дело в том, что для поддержания цепной реакции деления требуется постоянное наличие в топливе какого-то минимально необходимого количества U5 - в том числе и непосредственно перед остановкой реактора для выгрузки ОЯТ.
Таким образом, в отработавшем ядерном топливе реакторов на тепловых нейтронах остаются неиспользованными почти весь U8, часть U5, а также Pu9, образовавшийся в результате поглощения нейтронов ядрами U8 без деления.
Отметим, что небольшая часть появляющегося в активной зоне изотопа Pu9 успевает разделиться под воздействием тепловых нейтронов или же поглотить эти нейтроны без деления, с последующим образованием изотопа плутония-241 (Pu1) в результате цепочки радиоактивного распада.
Рекомендуемые материалы
Этот новый изотоп Pu1, так же как и ранее упоминавшиеся другие «нечетные» изотопы U3, U5, и Pu9, может делиться на тепловых нейтронах.
Ядерно-топливный цикл (ЯТЦ), в котором не производится извлечение из отработавшего ядерного топлива изотопов, пригодных для изготовления нового топлива, называют незамкнутым или разомкнутым.
Такой ЯТЦ не обеспечивает эффективное использование имеющихся на планете запасов природного урана.
Необходимым условием для наращивания мощностей АЭС и долговременного функционирования широкомасштабной атомной энергетики является переход к замкнутому ядерно-топливному циклу, в котором предусматривается регенерация отработавшего топлива, т.е. замыкание ЯТЦ и по невыгоревшему урану, и по наработанному плутонию.
Для атомной энергетики России при ее нынешних масштабах требуется примерно 3000 т природного урана в год. Не меньше нужно для изготовления ядерного топлива, экспортируемого в другие страны. При сохранении существующих темпов расходования, в условиях незамкнутого ЯТЦ, разведанных и имеющихся складских запасов урана может хватить не более чем на 100 лет. Переход к замкнутому циклу позволит увеличить этот срок ориентировочно на 15%.
Бесплатная лекция: "12 Боярская дума" также доступна.
Следовательно, замыкание ЯТЦ по урану и плутонию в атомной энергетике на тепловых нейтронах само по себе не решает проблему обеспечения топливных потребностей АЭС на длительную перспективу.
Выходом из положения должно стать использование замкнутого цикла в сочетании с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Как было показано ранее, в РБН возможно расширенное воспроизводство ядерного топлива, что позволит кардинально решить топливную проблему для атомной энергетики.
Надо сказать, что в данный момент в нашей стране образовались значительные складские запасы урана, что связано с возникшим в последние годы несоответствием между темпами роста мощностей АЭС и возможностями предприятий по добыче и обогащению природного урана. Запасов скопилось на несколько десятков лет работы всей отечественной атомной энергетики с учетом планов ее развития, даже при незамкнутом ЯТЦ.
Такое положение пока не способствует ускоренному развитию в России технологий, необходимых для полной реализации замкнутого ЯТЦ. Сейчас в нашей стране осуществляется только переработка отработавшего топлива, выгруженного из реакторов ВВЭР-440. Получаемый при этом регенерированный уран используется в канальных водно-графитовых реакторах типа РБМК.
Что касается наработанного в тепловых реакторах плутония, то в России нет пока установок для производства смешанного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива). Однако успешный многолетний опыт зарубежных стран свидетельствует о том, что принципиальных проблем здесь нет.
Дополнительным источником плутония становится ядерное разоружение. Избыточный оружейный плутоний может эффективно использоваться прежде всего в реакторах на быстрых нейтронах, требующих более высокого начального обогащения топлива.
