Мир на пике – Мир в пике

Анпилогов Алексей Евгеньевич

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.

Реактор BR-3 был по-своему уникален для истории атомной отрасли.

Кроме участия в нашем рассказе о ЗЯТЦ, он стал, в 1962 году, первым легководным реактором под давлением (PWR), который был запущен в строй за пределами США.

Надо сказать, что первый советский легководный реактор под давлением, «прадедушка» нынешнего ВВЭР-1200, был запущен в СССР только в 1964 году. Это был ВВЭР-210, первый реактор будущей Нововоронежской АЭС.

Ну а сегодня вшестеро более мощный ВВЭР-1200 начинает историю уже другой, российской станции — Нововоронежской АЭС-2.

Впервые в мире MOX-кассета была загружена в энергетический легководный реактор именно в Бельгии. Это произошло в 1963 году — на том же реакторе BR-3.

Именно Бельгия, как это ни странно, весь XX век была впереди всех в мире в вопросе переработки реакторного плутония в МОХ-топливо.

И вот тут нам надо

в своем рассказе развеять еще один досужий миф: о том, что плутоний, полученный в результате работы ЗЯТЦ можно, якобы, как-то использовать для производства «ядреной бомбы».

Все дело в том, что обыватель часто путает оружейный и реакторный плутоний.

И дело тут, как и всегда, в изотопах. А их у плутония, как и у урана, сразу несколько. Главные и самые долгоживущие среди них — три: ²³⁸Pu, ²³⁹Pu и ²⁴⁰Pu.

Разберем детально их физические свойства, попутно рассказав, как их получают.

Самый легкий и одновременно самый зрелищный «вживую» — это, несомненно, изотоп ²³⁸Pu. Период полураспада этого монстра всего 86 лет, в силу чего брать его в руки категорически не советуют. Да и сделать это затруднительно — в силу его темно-вишневой наружной поверхности с температурой около 1000 °C.

Рис. 171. Топливная таблетка из диоксида плутония.

Чистый металлический плутоний просто не выдержит разогрева до таких высоких температур — в отличии от весьма тугоплавкого урана, плутоний плавится уже при температуре в 639 °C. Поэтому на фотографии вы видите топливную таблетку, изготовленную из тугоплавкого химического соединения — диоксида плутония.

При этом надо понимать, что ²³⁸Pu разогревается до таких высоких температур отнюдь не за счет цепной реакции деления — источником его нагрева служит банальный, но очень интенсивный альфа-распад ²³⁸Pu, который и обеспечивает удельное тепловыделение в 560 Ватт на килограмм изотопа.

Как говорится: «Вот за это, Сеня, мы тебя и любим!».

Именно ²³⁸Pu прижился как идеальный радиоизотопный термический источник для различных вариаций РИТЭГов — радиоизотопных термоэлектрических генераторов.

«238-й» служил на арктических маяках вдоль трассы СМП, много раз летал в космос, побывав на Марсе, Луне, слетав к кольцам Сатурна и к Титану, выйдя за пределы Солнечной системы вместе с «Вояджерами» и находясь сейчас на подлете к Плутону с зондом «Новые горизонты».

Везде, где человечеству нужен был компактный и мощный источник тепла и электроэнергии — безумно горящий своей живительной альфой «238-й» спешил на помощь.

Проблема с ²³⁸Pu состоит в ином: это очень сложный и капризный в получении изотоп. Не утомляя вас изречениями Конфуция о «множественных захватах нейтронов ядром изотопа ²³⁵U» скажу лишь, что на сегодняшний день количества полученного всем человечеством ²³⁸Pu исчисляются десятками килограмм, а стоит этот килограмм просто безумных денег — более миллиона долларов США.