А высокообогащенный уран (ВОУ), содержащий около 90 % урана-235, – материал для ядерных боеголовок.

Но вернёмся к природному урану и атомным станциям. Чтобы из урановой руды получить сверхчистый и обогащённый уран, да ещё в виде так называемых тепловыделяющих элементов (твэлов), и нужны первые несколько предприятий ЯТЦ. Их называют предприятиями начала цикла (ПНЦ).

Эти предприятия находятся в левой части рисунка 16.2.

Рис. 16.2 Схема типичных открытого и замкнутого ЯТЦ

В самом начале ЯТЦ – урановый рудник. В России единственное крупное месторождение находится в Читинской области (Приаргунское горно-химическое объединение, город Краснокаменск).

На гидрометаллургическом заводе (аналог горно-обогатительных комбинатов в металлургии) из урановой руды выделяют концентрат – техническую (то есть химически не очень чистую) закись-окись урана. Причём основная часть активности (около 85 %), представленная продуктами распада радиоактивных рядов, остаётся в пустой породе, так называемых хвостах.

Полученный урановый концентрат направляют на аффинажный завод, где его очищают от примесей. Но добыть урановую руду и получить сверхчистый урановый концентрат – даже не полдела. Нужно превратить его в низкообогащённый уран.

Поэтому концентрат сначала направляют на сублиматный завод, где получают газообразный гексафторид урана (UF6). Это необходимо, поскольку все промышленные методы обогащения урана лёгким изотопом основаны на использовании газообразных химических соединений, а именно – гексафторида урана.

Далее следует самая дорогостоящая операция начала цикла – обогащение урана изотопом уран-235, которое производится на изотопно-разделительных заводах. Частичное разделение изотопов урана основано на разнице молекулярных масс гексафторида урана-235 и чуть-чуть более тяжёлого урана-238. Разница составляет всего 0,85 %.

В настоящее время используют две промышленные технологии разделения изотопов урана. Исторически первый – газодиффузионный метод, до сих пор основной в США и во Франции. Эта технология требует огромных затрат энергии.

Более прогрессивный – метод центрифугирования. В сравнении с газовой диффузией удельное потребление энергии при разделении изотопов урана снижается в 20–25 раз. Мировым лидером в использовании центрифужной технологии обогащения урана является Россия.

Во времена гонки вооружений на изотопно-разделительных заводах получали главным образом оружейный уран. Газодиффузионные заводы, как чёрные дыры, поглощали весомую долю, до 10 % вырабатываемой в США и СССР электроэнергии. Так, Иркутская и Братская ГЭС были построены прежде всего для нужд Ангарского электролизного химического комбината. Кстати, под личинами «химических» и «электрохимических» скрывались изотопно-разделительные заводы: Ангарский электролизный химический комбинат, Уральский электрохимический комбинат (Свердловск-44), Электрохимический завод (Красноярск-45), Сибирский химический комбинат (Томск-7).

Зато теперь российские центрифужные технологии позволяют обеспечить топливом огромное число АЭС в России, США, Европе, Китае. Смотрите: самая мощная американская ядерная энергетика даёт в два раза больше мегаватт, чем российские АЭС. Тем не менее, каждая пятая американская атомная станция работает на российском обогащённом уране [5].

Следующая операция ЯТЦ – изготовление тепловыделяющих элементов. Последние представляют собой трубки из циркониевого сплава длиной несколько метров и диаметром около 1 см. Сердечники твэлов выполнены из таблеток диоксида низкообогащенного урана (UО2). Поскольку количество твэлов для загрузки ядерного реактора огромное, десятки тысяч, они объединяются в кассеты. Иначе кассеты называют тепловыделяющими сборками (ТВС), каждая из которых содержит сотни твэлов.

Сейчас мы коротко коснёмся атомных станций, а после рассмотрим остальные ПТЦ (правую часть рисунка 16.2).

В ядерных реакторах, внутри раскаленных твэлов, идёт уже знакомая нам реакция деления. По сути это растянутый во времени и регулируемый ядерный взрыв. В ходе этой самоподдерживающейся цепной реакции, во-первых, излучаются сверхмощные потоки уже знакомого гамма-излучения и нового для нас нейтронного излучения. И, во-вторых, образуются искусственные высокоактивные нуклиды, главным образом продукты деления урана (устаревшее название – осколочные изотопы).

Потоки гамма-излучения и нейтронов потенциально опасны только вблизи работающего ядерного реактора, и от них имеется мощная защита.

А что это такое – продукты деления? Под действием нейтронов ядра урана-235 разваливаются, в буквальном смысле делятся на два или три осколка. Образуются новые химические элементы из середины периодической системы Менделеева. Все они являются мощными бета-излучателями, и бета-распад часто сопровождается гамма-излучением. Это те самые высокоактивные изотопы стронция, цезия, йода и многие-многие другие. В процессе работы ядерного реактора продукты деления постоянно накапливаются в облучённом топливе.

Активность облучённого ядерного топлива не идёт в сравнение с активностью свежего урана. Ведь большинство продуктов деления имеют период полураспада от долей секунд до нескольких лет или десятков лет. В любом случае эти цифры в миллионы, миллиарды и триллионы раз меньше периода полураспада урана-238 (4,5 миллиарда лет) и урана-235 (704 миллиона лет). Примерно во столько же раз выше удельная активность продуктов деления. Поэтому активность облучённого топлива – это настоящая, свирепая радиация.

Облучённый материал в руки не возьмёшь. К нему и подходить-то близко нельзя. Увидеть облучённые твэлы без вреда для здоровья можно лишь через толстенный слой специального свинцового стекла либо – многометровый слой воды (а лучше – на экране монитора).

Ну вот, нагнал жути. Можно выдохнуть. Вся эта высокоактивная гадость большую часть времени находится в ядерном реакторе, внутри твэлов, где облучённое топливо изолировано от окружающей среды. При нормальной работе реактора в биосферу поступают мизерные количества искусственных радионуклидов. Обычно выбросы в атмосферу не превышают 8-12 % допустимой нормы [3, 6]. Попросту говоря, через трубу АЭС почти ничего не выходит. А небольшие выбросы хорошо рассеиваются в атмосфере, ведь высота труб АЭС около 150 метров.

Но главные проблемы с радиацией впереди.

Ядерные делящиеся материалы (уран-235 и плутоний, который образуется из урана-238 в результате ядерных реакций) постепенно выгорают – и цепная реакция затухает.

Наступает момент, когда сборки с облучённым топливом (нет, теперь уже – с отработавшим ядерным топливом – ОЯТ) необходимо удалить из реактора. И загрузить вместо них свежие. Операция нечастая – примерно раз в четыре года. Но именно ОЯТ – головная боль ядерной энергетики. В том числе из-за проблем с радиацией.

Ведь содержимое отработавших твэлов можно сравнить с уже взорвавшейся атомной бомбой. Хуже того, ОЯТ содержит больше долгоживущих искусственных радионуклидов, чем продукты взрыва атомной бомбы. Поэтому активность ОЯТ спадает медленнее, чем на следе ядерного взрыва. Сам уран с почти выгоревшим (от 2–5% до 0,8 %) изотопом уран-235 – наиболее безобидная составляющая ОЯТ. Да, по массе в ОЯТ больше всего именно урана, ведь в реакторе его десятки тонн. Но по активности в первое время главное значение имеют короткоживущие изотопы; правда, эта колоссальная активность быстро снижается.

Для уменьшения активности после выгрузки из реактора отработавшие сборки помещают в пристанционное хранилище. Это огромный и глубокий бассейн с чистейшей водой. Здесь ОЯТ выдерживают не менее полугода, а чаще – несколько лет. И затем направляют в централизованное хранилище.