География атомной энергетики мира

Анализируя Таблицу 2.2.2, можно сделать вывод о безусловном лидерстве Казахстана в этой направлении, за ним идет Канада, затем Австралия. На долю первой тройки приходится 64% мировой добычи, что делает эти страны определяющими темпы развития атомной энергетики. Для большей наглядности вышесказанного рассмотрим динамику добычи урана в 21 веке. Графический обзор этой динамики представлен на рисунке 2.2.2. На нем видно, что за период 2001-2003 года происходило снижение объемов добычи урана в мире. С 2003 наблюдается скачок в добычи руд и за 2 года она достигла первого пика, увеличившись на 6,3 тыс. тонн.

Рис. 2.2.2. Динамика добычи урана в 2001-2009

Но, несмотря на довольно значительные запасы урановых руд, добывается их не так много по сравнению с имеющимся количеством. Месторождений по всему миру немного из-за того что уран, несмотря на широкое распространение в природе содержится в породах в очень небольшом количестве.

В природе уран встречается в виде четырех видов отложений:

* жил уранинита, или урановой смолки (диоксид урана UO₂), богатых ураном, но редко встречающихся. Им сопутствуют отложения радия, так как радий является прямым продуктом изотопного распада урана. Такие залежи встречаются в Заире, Канаде (Большое Медвежье озеро), Чехии и Франции.

* конгломератов ториевой и урановой руды совместно с рудами других важных минералов. Конгломераты обычно содержат достаточные для извлечения количества золота и серебра, а сопутствующими элементами становятся уран и торий. Большие месторождения этих руд находятся в Канаде, ЮАР, России и Австралии.

* осадочных пород и песчаников, богатых минералом карнотитом, который содержит, кроме урана, значительное количество ванадия и других элементов. Такие руды встречаются в западных штатах США.

* Железоурановых сланцев и фосфатных руд. Богатые отложения обнаружены в глинистых сланцах Швеции. Некоторые фосфатные руды Марокко и США содержат значительные количества урана, а фосфатные залежи в Анголе и Центральноафриканской Республике еще более богаты ураном. Большинство лигнитов (бурых углей) и некоторые другие угли обычно содержат примеси урана. Богатые ураном отложения лигнитов обнаружены в Северной и Южной Дакоте (США) и битумных углях Испании и Чехии.

Основными месторождениями стран СНГ являются:

* В России основным урановорудным регионом является Забайкалье.

* В Казахстане крупнейшим рудником является Мойынкум {ПВ}.

* В Узбекистане крупнейший рудник - Навои {ПВ}.

* На Украине в районе города Желтые Воды расположены три шахты: Ингульская, Смолинская, Новоконстантиновская (строится).

За рубежом крупнейшими рудниками являются: Маклин-Лейк, МакАртур-Ривер и Раббит-Лейк в Канаде, Рейнджер и Олимпик-Дам в Австралии, Рёссинг в Намибии, Акута в Нигере.

В настоящее время считают экономически целесообразным перерабатывать руды с содержанием оксида урана 0,05-0,07%. Все шире внедряется комплексная переработка урановых руд.

В 2005 на подземные рудники приходилось 38% массы добытого урана, на карьеры - 30%, способом подземного выщелачивания добывалось 21%, еще 11% - как побочный продукт при разработке других месторождений [7].

Ядерное топливо (ЯТ). Добыча ядерного топлива из урановых руд и его практическое использование.

ЯТ делится на два вида:

* Природное урановое, содержащее делящиеся ядра 235U, а также сырьё 238U, способное при захвате нейтрона образовывать плутоний 239Pu;

* Вторичное топливо, которое не встречается в природе, в том числе 239Pu, получаемый из топлива первого вида, а также изотопы 233U, образующиеся при захвате нейтронов ядрами тория 232Th.

По химическому составу ЯТ может быть:

* Металлическим, включая сплавы;

* оксидным (например, UO₂);

* карбидным (например, PuC1-x)

* нитридным

* смешанным (PuO₂ + UO₂)

По химической принадлежности:

* Урановым (наиболее распространенный вид топлива)

* Ториевым (не применяется из-за сложностей по добыче и переработке)

* Плутониевым (не применяется ввиду сложности управления реактором на этом топливе, а также из-за того что плутоний трудно поддается механической обработке и чрезвычайно ядовит)

Урановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:

* Для бедных месторождений: в современной промышленности в силу отсутствия богатых урановых руд, используется способ подземного выщелачивания руд. Это исключает дорогостоящую добычу руды. Предварительная подготовка идёт непосредственно под землёй. Через трубы под землю над месторождением закачивается серная кислота, иногда с добавлением солей трёхвалентного железа (для окисления урана U(IV) до U(VI)), хотя руды часто содержат железо и пиролюзит, которые облегчают окисление. Через откачные трубы специальными насосами раствор серной кислоты с ураном поднимается на поверхность. Далее он непосредственно поступает на сорбционное, гидрометаллургическое извлечение и одновременное концентрирование урана.

* Для рудных месторождений: используют обогащение руды и радиометрическое обогащение руды.

* Гидрометаллургическая переработка - дробление, выщелачивание, сорбционное или экстракционное извлечение урана с получением очищенной закиси-окиси урана (U₃O₈), диураната натрия (Na₂U₂O₇) или диураната аммония ((NH₄)₂U₂O₇)

* Перевод урана из оксида в тетрафторид UF₄, или из оксидов непосредственно для получения гексафторида UF₆, который используется для обогащения урана по изотопу 235.

* Обогащение методами газовой термодиффузии или центрифугированием

* UF₆, обогащенный по 235 изотопу переводят в двуокись UO₂, из которой изготавливают «таблетки» ТВЭЛов или получают другие соединения урана с этой же целью.

Практическое применение ЯТ. На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств - тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах - PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны. Ну а на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ (тепловыделяющих элементов).

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа (коэффициента использования установленной мощности). Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании. Например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ - внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ. После выгрузки из активной зоны реактора отработанного топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 КВт. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

2.3 Современная география атомной энергетики

Для того, чтобы полноценно изучить современную географию атомной энергетики, необходимо рассмотреть типы реакторных установок.

Типы реакторных установок эксплуатируемых на АЭС мира. В мире разработано большое количество различных моделей реакторов, различающихся по устройству, типу протекающей реакции и используемого охладителя. В списке приведены некоторые наиболее известные типы реакторов, с кратким описанием особенностей и компаний, строящих реакторы этих типов в различных странах:

* BWR - корпусной кипящий реактор, строят американские, японские и немецкие компании. В Японии функционируют также ABWR, усовершенствованные реакторы этого типа.

* PHWR - тяжеловодный ядерный реактор. Реакторы этого типа в основном известны под названием CANDU. Это национальное канадское направление ядерной энергетики, которое успешно выступает на международном рынке, так как канадцы открыто работают в плане технологий. Топливо для этих реакторов, страны, в которых построены PHWR, способны производить самостоятельно, так как оно не требует сложного высокотехнологичного процесса - обогащения. PHWR также строил Siemens, но в настоящее время действует лишь один немецкий реактор (в Аргентине). Кроме Канады и Германии единственной страной, самостоятельно развившей технологию тяжеловодных реакторов, является Индия, которая строила их только у себя в стране.

* LWGR - графитоводный ядерный реактор. Исключительно советское направление в реакторостроении, энергоблоки с реакторами этого типа, РБМК и маломощными ЭГП-6 строились только в СССР, последний был пущен в 1990 году. Довольно большое их количество эксплуатируется по настоящее время в России, работавшие на Украине и в Литве энергоблоки были закрыты. Особенностями этой модели были: возможность перегрузки топлива без остановки реактора, отсутствие дорогостоящего корпуса в отличие от корпусных реакторов (это снимало ограничение на размер и форму активной зоны), а так же крайняя нестабильность, приведшая в итоге к разрушению энергоблока №4 ЧАЭС. В последствие недостатки были устранены, но мировое сообщество с опасением относится к работающим реакторам этого типа. Как уже упоминалось, по этой причине были остановлены энергоблоки в Литве на ИАЭС.

* PWR - водо-водяной ядерный реактор, энергоблоки строят Westinghouse (сейчас ей владеет Toshiba), General Electric, Areva, Kraftwerk Union (часть Siemens, которая сейчас передана в Areva), Babcock & Wilcox, Combustion Engineering (строившая модели System 80, компания стала в 80-е частью ABB, а сейчас входит в Westinghouse), Toshiba, Mitsubishi Heavy Industries, Hitachi. Также в некоторых странах существуют «национальные» модели PWR. В России - ВВЭР (полностью собственная технология, строят подразделения Росатома). В Китае - CNP и CPR которые основаны на западных технологиях с 30-70% китайского оборудования, данные реакторы строит компания CNNC. В Южной Корее - OPR. Технология скопирована с западной, но оборудование в последних блоках полностью своё. Строят совместно компании KEPCO и Doosan Heavy Industries & Construction.

* FBR - реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Реакторы этого типа были разработаны и функционировали в нескольких странах, однако в настоящий момент работает лишь единственный в мире, БН на Белоярской АЭС в России. В США, Франции, Японии и Казахстане реакторы были закрыты, однако в мире имеется большой интерес к этой технологии. Интерес обусловлен тем, что данный тип реакторов позволяет «сжигать» ядерное топливо до уровня практически нерадиоактивных веществ. К тому же в качестве топлива для этих реакторов могут использоваться отработанные топливные кассеты из реакторов других типов.

* GCR - газоохлаждаемый реактор. Национальное направление ядерной энергетики Великобритании, которая активно строила модификации Magnox и AGR, однако большинство из них в настоящий момент закрыто. Также несколько реакторов этого типа англичане построили в Италии и Японии, однако все они уже не работают.

Таблица 2.3.1. Ядерные реакторы по странам