ЗЯТЦ, по своей сути, в его урановом варианте, это постоянный, многостадийный и многотрудный процесс превращения урана в плутоний.

И сжигание полученного плутония совместно с ураном, которое снова-таки дает нам дополнительные количества плутония, полученные, опять-таки, из урана.

В рамках механики изотопов я уже разбирал эту магию в главе 12.

В рамках же использования и переработки топлива этот «изотопный хоровод» выглядит и того интереснее.

Во-первых, сегодняшние конструкции реакторов подразумевают периодические погрузки и выгрузки ядерного топлива. В силу того, что плутоний у нас в «дикой природе» не водится, в реактор загружается либо природный, либо обогащенный уран.

На природном уране сегодня в мире работает только один тип промышленных реакторов — канадские реакторы CANDU и их клоны еще в нескольких странах (например, Индии):

Рис. 168. Реактор CANDU на канадской АЭС «Брюс».

Это, по сути дела, единственный на сегодняшний день тяжеловодный реактор — только реакторы CANDU могут работать на природном уране, не нуждаясь в каких-либо сложных процессах по разделению изотопов урана.

Кроме того, реакторы CANDU, в принципе, могут даже «подъедать» при небольшой доработке и доводке даже отработанное ядерное топливо (ОЯТ) за водо-водяными реакторами типа ВВЭР или PWR.

«Э? А как это — жечь заново то, что уже сгорело?» — спросит читатель. И будет безусловно прав — для случая нефти, газа или каменного угля. Эти химические топлива и в самом деле полностью сгорают в процессе получения энергии. А вот в случае ядерного топлива, как говорил товарищ Сталин: «нэ так все было, савсэм нэ так».

Все дело в том, что ни в одном из реакторов топливо не сгорает полностью. В какой-то момент времени содержание делящегося изотопа в активной зоне просто падает ниже неких критических уровней и самоподдерживающаяся цепная реакция просто становится невозможной — даже на полностью выдвинутых из активной зоны поглощающих стержнях, нейтроны от деления какого-нибудь ядра ²³⁵U просто не могут найти следующие ядра для продолжения цепной реакции.

Все дело в том, что, как я уже писал в главе о механике изотопов, часть нейтронов из цепной реакции деления урана неизбежно поглощается конструкциями реактора, часть задерживается замедлителем и теплоносителем, и еще немалая часть нейтронов потихоньку превращает содержащийся в ТВЭЛах ²³⁸U в тот самый ²³⁹Pu.

Какой же величиной характеризуется процент сгорания топлива? Как вы понимаете, взвешивать «сгоревший» ТВЭЛ практически бесполезно — в отличии от вагона качественного угля, который почти полностью переходит в форму углекислого газа (СО₂), оставляя нам только горстку несгораемой золы, ТВЭЛ практически не теряет своей исходной массы.

Вся его исходная масса, за исключением потерь нейтронов и небольшого выделения инертных газов, образующихся, как продукты реакции, остается внутри ТВЭЛа.

Поэтому для измерения процента сгорания исходного топлива атомщики придумали хитрый параметр: мегаватт в сутки на тонну топлива или, сокращенно — МВтсутки/тонна.

Что остается после сгорания ядерного топлива, что скрывается за скромной аббревиатурой ОЯТ?

Различные экологические организации любят расшифровать это сокращение, как «отходы ядерного топлива», в то время как правильная его расшифровка звучит совсем иначе: «отработанное (или облученное) ядерное топливо».

Именно в различии этих двух расшифровок и заключена разность в подходах к ОЯТ: либо это отходы — и тогда им место на свалку, либо это — топливо, которое лишь потеряло часть своих свойств и может быть с затратой каких-либо усилий возвращено в ядерный цикл для того, чтобы продолжать служить людям.

Из чего же состоит ОЯТ? Скажу сразу, что он разный для разных видов реакторов, но, в целом, ОЯТ можно упрощенно представить в виде следующей простой составной схемы: в ОЯТ содержится 0,8–1,0 % ²³⁵U, 0,95–1,20 % плутония всех видов (в основном — изотопов ²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu), 3–4 % продуктов деления урана и плутония и 94–95 % ²³⁸U.

Только недобросовестные политики-популисты и больные на голову экологи могут называть этот продукт отходом.

Рис. 169. Состав ОЯТ.

То, что весьма условно можно назвать «отходом» ядерного цикла заключено в тех самых 3–4 %, относящихся к продуктам деления урана и плутония. Именно эта доля ОЯТ и есть та «ядерная зола», которая уже непригодна для дальнейшей работы ядерного реактора.

Однако, именно эта зола и доставляет максимум неприятностей при работе ТВЭЛа — многие из образовавшихся в результате деления атомов урана и плутония элементов вредны для дальнейшего протекания цепной реакции, являясь активными поглотителями нейтронов, часть из них токсичны или же влияют на прочность урановой таблетки, часть являются газами или же альфа-источниками, а часть и лучат во все стороны целебным гамма-излучением.

В общем, от всего этого адского коктейля после кампании ТВЭЛа в реакторе желательно бы избавится и, конечно же, обогатить отработанное ядерное топливо свежими делящимися изотопами, которые снова позволят запустить его в бой.

Сторонниками переработки ОЯТ в мире являются Россия, Великобритания, Франция, Япония и Индия. Несмотря на потенциальную опасность, ОЯТ является ценным продуктом, содержащим различные элементы, которые можно использовать повторно, в том числе и для производства энергии.

Ведь даже исключив «ядерную золу», которую все же нельзя заново засунуть в обычный ядерный реактор, мы все равно получаем на выходе из переработки ОЯТ более 96 % от его веса в виде полноценного полуфабриката ядерного топлива.

Радиохимическая переработка ОЯТ обеспечивает полное использование энергетического потенциала урана, плутониевые загрузки будущих реакторов на быстрых нейтронах или же изготовление МОХ-топлива (МОХ (или МОКС) топливо, сокращенно от слов «смешанные оксиды» (mixed oxides)) для обычных реакторов, а также минимизирует количество и объем образующихся отходов. Ресурсы вторичного сырья в ядерной энергетике, по сути дела, даже в случае частично замкнутого цикла безумно велики.

Так, реактор с графитовым замедлителем, по сути дела выгружает из себя по завершению кампании около 70–80 % от загруженного в него урана в виде смеси урана и плутония, а легководный, обычный и массовый ВВЭР обеспечивает воспроизведение, как минимум от 50 до 60 % от начального топлива.

Кроме того, надо учитывать, что накопление ОЯТ пошло отнюдь не вчера. Так, например, запасов ОЯТ, уже накопленных в Канаде, достаточно для обеспечения работы всех канадских АЭС в течение 1000 лет.

Более того, самое скромное содержание изотопа ²³⁵U, характерное для ОЯТ легководных реакторов (около 1 %) превышает его содержание в природном уране (0,72 %). Поэтому, даже если не вовлекать в ЗЯТЦ наработанный плутоний, переработанный ОЯТ гораздо лучшее сырье для центрифуг, нежели природный уран.

История с переработкой ОЯТ началось мартовским утром 1959 года возле бельгийского городка Мол, которое и запечатлено на этом старом архивном фото:

Рис. 170. Стройка экспериментального реактора BR-3, 1959 год.

Это фото стройки бельгийского экспериментального реактора BR-3, который был частью теперь уже многими забытой бельгийской ядерной программы.