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).

Самое известное военное применение обедненного урана – в сердечниках бронебойных снарядов. При сплавлении с 2 % Mo или 0,75 % Ti и термической обработке (быстрая закалка разогретого до 850 °C металла в воде или масле, дальнейшее выдерживание при 450 °C в течение пяти часов) металлический уран становится тверже и прочнее стали (прочность на разрыв больше 1600 МПа, притом что у чистого урана она равна 450 МПа). В сочетании с большой плотностью это делает закаленную урановую болванку чрезвычайно эффективным средством для пробивания брони, аналогичным по эффективности более дорогому вольфраму. Процесс разрушения брони сопровождается измельчением в пыль урановой болванки и воспламенением ее на воздухе с другой стороны брони. Около 300 т обедненного урана остались на территории Ирака после операции «Буря в пустыне». По оценке ВЯА, потребление обедненного урана вне атомной отрасли составляет около 1000 т в год (данные по состоянию на конец 2010 г.).