Доля атомной энергии по разным оценкам составляет не менее 10-16% от всех энергоресурсов, генерируемых в мире. В некоторых странах, как, например, во Франции, атомная энергия занимает лидирующие позиции – 71,6%. В Китае доля атомной энергии не превышает 4%. Использование атомной энергии является предметом дискуссий, поскольку с ней связан ряд реальных и возможных проблем:

• необходимость утилизации радиоактивных отходов;
• аварии, которые приводят к экологическим катастрофам (АЭС в Чернобыле и Фукусиме);
• атомные станции могут быть объектом террористических атак и являются потенциальным оружием массового поражения;
• возможное использование топлива АЭС при производстве ядерного оружия.    

Но реальность такова, что, несмотря на все опасности, полноценно заменить атомную энергию другими источниками пока нельзя и она будет использоваться человечеством в ближайшем будущем. Поэтому на данном этапе остается актуальной задача снижения гипотетических и реальных рисков, связанных с эксплуатацией атомных электростанций. 

Классическая схема производства атомной энергии

Производство ядерного топлива начинается с добычи урана. На втором этапе происходит обогащение урана, во время которого более тяжелые атомы урана-238 отделяются от более легких атомов урана-235. Это необходимо, поскольку к делению под воздействием тепловых нейтронов склонны только ядра урана-235. Для нормальной работы энергетического реактора необходимо, чтобы доля изотопа урана-235 составляла не мене 5% (до обогащения доля урана-235 составляет около 0,7%). Обогащенный уран переводится из газообразного в твердое состояния, смешивается с пластификатором и прессуется для получения таблеток. Эти таблетки дополнительно спекаются при высоких температурах. Вес таблеток составляет всего несколько грамм, но они имеют большой энергетический потенциал, эквивалентный 400 кг каменного угля, 250 кг нефти или 360 м3 газа. 

Таблетки помещаются в тепловыводящие элементы (твэлы) – герметичные трубки из циркониевого сплава. Твэлы собираются в отдельные кассеты. Одна кассета может содержать несколько сотен твэлов, а активная зона ядерного реактора – несколько сотен кассет. 

После загрузки кассет в реактор запускается управляемая ядерная реакция, в ходе которой ядра урана делятся с выделением большого количества тепла. Для поддержания ядерной реакции используются нейтроны тепловой части спектра энергии, поэтому ядерные реакторы, в которых происходит данная реакция, получили название реакторов на тепловых нейтронах.

Полученное тепло через оболочки твэлов посредством нескольких  контуров передается воде. Под давлением нагретая вода превращается в пар, который вращает паровую турбину. Происходит сначала преобразование энергии пара в механическую работу, а затем преобразование механической работы в электрическую энергию за счет электрогенератора. 

В результате работы реаторов на тепловых нейтронах образуется отработавшее ядерное топливо – кассета с частично выгоревшей топливной композицией. В этой композиции урана-235 остается очень мало, а доля урана-238 составляет не мене 90%. Топливо извлекается из реактора и направляется в бассейны выдержки, где хранится на протяжении нескольких лет, после чего вывозится с АЭС для утилизации или требует специальных условия захоронения. Таким образом, классическая схема производства атомной энергии приводит к образованию проблемных и опасных для окружающей среды отходов. Поэтому ученые начали задаваться вопросом организации замкнутого цикла, при коротом отработавшее ядерное топливо трансформируется в новое топливо ядерных реакторов. Для этого необходима управляема реакция деления ядер урана-238, преобладающего в составе отработавшего топлива. Оказалось, что решить такую задачу можно с помощью реакторов на быстрых нейтронах. 

Реактор на быстрых нейтронах

При делении ядер урана изначально скорость движения нейтронов очень большая. Такие нейтроны получили название «быстрых». Но, проходя через воду, которая используется в качестве теплоносителя, нейтрон существенно замедляется и становится «медленным» (тепловым). Тепловой нейтрон провоцирует деление только ядер урана-235, а ядра урана-238 остаются неделенными. Но если бы на месте медленных нейтронов были быстрые нейтроны, ядра урана-238 делились бы с выделением энергии и образовали плутоний-239, который также можно использовать в качестве реакторного топлива. Для этого необходимо заменить воду средой, которая не поглощает и не замедляет нейтроны. Сейчас с этой целью чаще всего используется натрий, который позволяет реализовать реактор на быстрых нейтронах.  

В таком оборудовании быстрые нейтроны взаимодействуют с ураном-238, после чего образуется плутоний-239. Плутоний-239 в дальнейшем можно использовать для получения топлива реакторов на тепловых (медленных) нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют замкнуть цикл производства атомной энергии: отработавшее топливо обрабатывается и направляется опять в реакторы на тепловых нейтронах. Захороненых ранее отходов ядерного реакторного топлива, содержащих уран-238, очень много и по предварительным оценкам их хватит на несколько сотен лет. 

Рассмотрим особенности получения и использования топлива для реакторов на быстрых нейтронах. 

Топливо для реакторов на быстрых нейтронах

Технология получения смешанного уран-плутониевого топлива для реакторов на быстрых нейтронах делится на три стадии:

• подготовока пресс-порошка;
• прессование таблеток;
• спекание таблеток.

Если таблетки производятся на основне нескольких компонентов, например, диоксидов урана и плутония, то порошки необходимо измельчить и смешать. На этой стадии во многом обеспечивается работоспособность ядерного топлива в реакторе, которая зависит от гомогенности смеси, плотности, размера зерен, микроструктуры и т.д.   

В существующих технологических линиях по получению реакторного уран-плутониевого топлива исходные порошки могут сначала смешиваться, а затем измельчаться, или одновременно смешиваться и измельчаться. Для этого используются шаровые или молотковые мельницы. Но такие мельницы демонстрируют низкую эффективность измельчения и смешивания исходных порошков, поэтому после спекания таблеток прослеживается четкое разделение двух фаз, что свидетельствует об отсутствии необходимой гомогенности. Кроме того, сам процесс очень длительный и занимает от нескольких до десятков часов. В качестве альтернативы рассматривается применение аппарата вихревого слоя ферромагнитных частиц. 

Аппарат вихревого слоя ферромагнитных частиц в процессе получения смешанного уран-плутониевого топлива

В аппаратах вихревого слоя ферромагнитных частиц используется принципиально иной в сравнении с шаровыми и молотковыми мельницами метод воздействия не вещества. Принцип работы такого аппарата можно проследить с помощью рисунка 1. 

Рисунок 1 – Аппарат с вихревым слоем ферромагнитных частиц (АВС): 1 – защитная втулка; 2 – индуктор вращающегося электромагнитного поля; 3 – корпус индуктора; 4 – рабочая камера из немагнитного материала; 5 – ферромагнитные частицы 

Исходные порошки диоксидов титана и плутония вместе с ферромагнитными частицами 5 загружаются в титановый контейнер, который помещается в рабочую камеру 4 аппарата АВС-100 производства компании GlobeCore. После запуска аппарата контейнер выполняет осевое возвратно-поступательное движение. Индуктор 2 создает вращающееся электромагнитное поле, под действием которого ферромагнитные частицы начинают движение по сложным траекториям и на своем пути постоянно соударяются с частицами обрабатываесых порошков, со стенками рабочей камеры и друг с другом, образуя вихревой слой. В это время в рабочей камере на обрабатываемые порошки влияют несколько факторов:

• вращающееся электромагнитное поле;
• прямые ударные воздействия со стороны ферромагнитных частиц;
• акустические и ультразвуковые колебания в результате соударения ферромагнитных частиц;
• магнитострикция ферромагнитных частиц и др.

Комплексное воздействие перечисленных факторов обеспечивает быстрое диспергирование и гомогенизацию исходных порошков, то есть получение качественного пресс-порошка для изготовления таблеток. 

Из-за опасности для обсуживающего персонала загрузка исходных компонентов и ферромагнитных частиц, обработка компонентов, охлаждение и извлечение компонентов выполняются в автоматическом режиме.

Рисунок 2 — Характерные изменения фракционного состава порошка при обработке в смесителе АВС (по данным ВНИИНМ им. А.А. Бочвара)

Рисунок 3 — Определение равномерности распределения плутония в спеченной таблетке (по данным ВНИИНМ им. А.А. Бочвара)

Преимущества аппаратов вихревого слоя

Аппараты вихревого слоя производства компании GlobeCore при использовании в технологических процессах производства реакторного топлива обладают следующими преимуществами:

• хорошо измельчают и смешивают исходные компоненты-порошки, благодаря чему достигается их равномерное распределение по всему объему таблетки;
• не только измельчают и смешивают компоненты, но и активируют их. Ожидаемый результат – повышение выгорания топлива;
• таблетки, полученные на основе порошков, прошедших обработку в аппарате вихревого слоя, полностью растворяются в азотной кислоте, что важно для регенерации реакторного топлива;
• процесс обработки компонентов в отличие от шаровых и молотковых мельниц длится не часы и десятки часов, а минуты;
• аппарат имеет компактные размеры и легко встраивается в действующие технологические линии получения реакторного топлива;
• аппарат может использоваться в разных схемах производства ядерного топлива реакторов на быстрых и медленных нейтронах при получении высокодисперсных порошков и гомогенных смесей.