Технологии и инновации
Вывод АЭС из эксплуатации
Жизненный цикл любой реакторной установки состоит из этапов проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации. После исчерпания проектного срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние и выведена из эксплуатации. Прекращение эксплуатации может быть осуществлено и по другим причинам – экономическим, эксплуатационным, технологическим или в результате крупной аварии.
«Общие положения обеспечения безопасности при снятии с эксплуатации АЭС и исследовательских реакторов» (утвержденные приказом Министерства охраны окружающей природной среды и ядерной безопасности Украины № 2 от 09.01.1998) вводят следующие определения:
Жизненный цикл любой реакторной установки состоит из этапов проектирования, строительства, эксплуатации и вывода из эксплуатации. После исчерпания проектного срока службы реакторная установка должна быть переведена в ядерно-безопасное состояние и выведена из эксплуатации. Прекращение эксплуатации может быть осуществлено и по другим причинам – экономическим, эксплуатационным, технологическим или в результате крупной аварии.
«Общие положения обеспечения безопасности при снятии с эксплуатации АЭС и исследовательских реакторов» (утвержденные приказом Министерства охраны окружающей природной среды и ядерной безопасности Украины № 2 от 09.01.1998) вводят следующие определения:
Снятие с эксплуатации – комплекс мероприятий после удаления ядерного топлива и прекращения эксплуатации установки, исключающий использование установки в целях, для которых она была построена, и обеспечивающий безопасность персонала, населения и окружающей природной среды.
Прекращение эксплуатации – заключительный этап эксплуатации установки, реализуемый после принятия решения о снятии ее с эксплуатации, в течение которого эта установка приводится в состояние, отвечающее отсутствию ядерного топлива на занимаемой ею территории или его нахождению в пределах этой территории только в хранилищах ОЯТ, которые предназначены для долгосрочного безопасного хранения.
Реакторные установки, выведенные из эксплуатации вследствие аварии или серьёзного инцидента
|
Страна
|
Энергоблоки
|
Тип реакторной установки
|
Мощность
(МВт)
|
Период эксплуатации
(год)
|
Закрытие
|
Причина
|
|
Германия
|
Грайсвальд 5
|
VVER-440/V213
|
408
|
0.5
|
11/1989
|
Частичное плавление активной зоны
|
|
ГундреммингенA
|
BWR
|
237
|
10
|
1/1977
|
Некорректный останов
|
|
|
Япония
|
Фукусима Даичи1
|
BWR
|
439
|
40
|
3/2011
|
Плавление активной зоны
|
|
Фукусима
Даючи 2
|
BWR
|
760
|
37
|
3/2011
|
Плавление активной зоны
|
|
|
Фукусима
Даичи 3
|
BWR
|
760
|
35
|
3/2011
|
Плавление активной зоны
|
|
|
Фукусима
Даичи 4
|
BWR
|
760
|
32
|
3/2011
|
Закрытие АЭС | |
|
Словакия
|
БогуницеA1
|
Prot GCHWR
|
93
|
4
|
1977
|
Повреждение активной зоны вследствие ошибки при загрузке ядерного топлива
|
|
Испания
|
Ванделлос 1
|
GCR
|
480
|
18
|
середина 1990
|
Пожар в турбине
|
|
Швейцария
|
Лусенс
|
Exp GCHWR
|
8
|
3
|
1966
|
Плавление активной зоны
|
|
Украина
|
Чернобыль 4
|
RBMK LWGR
|
925
|
2
|
4/1986
|
Пожар и плавление активной зоны
|
|
США
|
Три Майл Айленд 2
|
PWR
|
880
|
1
|
3/1979
|
Частичное плавление активной зоны
|
Реакторные установки, выведенные из эксплуатации преждевременно согласно принятому политическому решению
|
Страна
|
Энергоблоки
|
Тип реакторной
установки
|
Мощность
(МВт)
|
Период
эксплуатации
(год)
|
Закрытие
|
|
Армения
|
Метцамор 1
|
VVER-440/V270
|
376
|
13
|
1989
|
|
Болгария
|
Козлодуй 1-2
|
VVER-440/V230
|
408
|
27, 28
|
12/2002
|
|
Козлодуй 3-4
|
VVER-440/V230
|
408
|
24, 26
|
12/2006
|
|
|
Франция
|
Супер Феникс
|
FNR
|
1200
|
12
|
1999
|
|
Германия
|
Грайсвальд 1-4
|
VVER-440/V230
|
408
|
10, 12, 15, 16
|
1990
|
|
Мульхайм Каерлич
|
PWR
|
1219
|
2
|
1988
|
|
|
Рейнсберг
|
VVER-70/V210
|
62
|
24
|
1990
|
|
|
Италия
|
Каорзо
|
BWR
|
860
|
12
|
1986
|
|
Латина
|
GCR
|
153
|
24
|
1987
|
|
|
Трино
|
PWR
|
260
|
25
|
1987
|
|
|
Литва
|
Игналина 1
|
RBMK LWGR
|
1185
|
21
|
2005
|
|
Игналина 2
|
RBMK LWGR
|
1185
|
22
|
2009
|
|
|
Словакия
|
Богунице 1
|
VVER-440/V230
|
408
|
28
|
12/2006
|
|
Богунице 2
|
VVER-440/V230
|
408
|
28
|
12/2008
|
|
|
Швеция
|
Барсебак 1
|
BWR
|
600
|
24
|
11/1999
|
|
Барсебак 2
|
BWR
|
600
|
28
|
5/2005
|
|
|
Украина
|
Чернобыль 1
|
RBMK LWGR
|
740
|
19
|
12/1997
|
|
Чернобыль 2
|
RBMK LWGR
|
925
|
12
|
1991
|
|
|
Чернобыль 3
|
RBMK LWGR
|
925
|
19
|
12/2000
|
|
|
США
|
Шерегам
|
BWR
|
820
|
3
|
1989
|
Процесс снятия установки с эксплуатации делится не следующие этапы:
Окончательное закрытие – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, исключающее возможность использования данной установки в целях, для которых она была построена;
Консервация – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она приводится в состояние, соответствующее безопасному хранению на протяжении определенного периода находящихся в ней источников ионизирующих излучений;
Выдержка – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого она находится в законсервированном состоянии, соответствующем безопасному хранению находящихся в ней источников ионизирующих излучений;
Демонтаж – этап снятия установки с эксплуатации, в течение которого находящиеся на установке источники ионизирующих излучений удаляются либо размещаются на территории в хранилищах РАО.
Деятельность по снятию с эксплуатации подлежит государственному регулированию и осуществляется на основе отдельных разрешений. Снятию установки с эксплуатации предшествует этап прекращения эксплуатации. Деятельность на этапе прекращения эксплуатации осуществляется в рамках лицензии на эксплуатацию установки, однако на реализацию этого этапа требуется отдельное разрешение регулирующего органа. Для получения такого разрешения эксплуатирующая организация должна представить следующие документы:
- программу прекращения эксплуатации установки;
- отче по анализу безопасности;
- изменения к технологическому регламенту эксплуатации установки.
В соответствии с требованиями национальных стандартов Украины еще на стадии проектирования ядерной установки необходимо разработать концепцию снятия ее с эксплуатации. Начальная концепция снятия установки с эксплуатации должна быть предоставлена эксплуатирующей организацией при подаче документов для получения лицензии на строительство. Концепция снятия установки с эксплуатации должна пересматриваться с учетом опыта ведения работ и получения новых знаний о проблеме.
Снятие установки с эксплуатации осуществляется в соответствии с одобренным регулирующим органом – проектом снятия с эксплуатации, который включает программу радиационной защиты, программу обращения с РАО, программу обеспечения качества, план мероприятий на случай радиационной аварии и план мероприятий по физической защите установки.
Лицензия на снятие с эксплуатации установки предусматривает получение отдельных разрешений на реализацию каждого этапа снятия установки с эксплуатации.
Для каждого этапа снятия установки с эксплуатации органами Государственного санитарного надзора должен быть оформлен санитарный паспорт установки. Санитарный паспорт должен содержать основные санитарные, радиационные и дозиметрические характеристики установки, снимаемой с эксплуатации, позволяющие определить уровень радиационной безопасности для персонала, населения и окружающей природной среды.
По завершению этапа прекращения эксплуатации установки, а также каждого этапа снятия установки с эксплуатации эксплуатирующая организация предоставляет в регулирующий орган отчет, содержащий информацию о проведенных на данном этапе работах. В отчете должны быть представлены данные о радиационном и других опасных воздействиях на персонал, население и окружающую природную среду и доказательства того, что установка приведена в запланированное проектом состояние.
В соответствии с рекомендациями МАГАТЕ существуют три варианта снятия АЭС с эксплуатации: хранение АЭС под наблюдением; захоронение; ликвидация.
Вариант «хранение под наблюдением» предусматривает состояние, при котором реакторную установку и все остальные радиоактивные системы и оборудование консервируют, изолируют от внешней среды и поддерживают в безопасном состоянии с последовательной дезактивацией до уровня, позволяющего ее неограниченное использование в будущем. При осуществлении этого варианта возможно выполнение подготовительных работ, демонтаж, удаление чистого и низкоактивного оборудования с их последующей утилизацией и переработкой, перепрофилирование освобождаемых помещений, зданий и сооружений, последовательная переработка низкоактивных РАО, проведение частичной дезактивации и т.д.
В варианте «захоронение» наиболее опасные радиоактивные узлы, в том числе реактор, оборудование первого контура и др., заключают в оболочку, например, из бетона, и выдерживают до тех пор, пока в результате распада радионуклидов их излучение не достигнет приемлемого уровня. В этом варианте используется свойство самоликвидации активности в результате радиоактивного распада. Также возможно выполнение работ по частичной дезактивации помещений, демонтажу и утилизации оборудования, находящегося вне герметичной зоны, и других видов деятельности, не приводящих к нарушению целостности указанных барьеров.
Вариант «ликвидация» подразумевает достижение возможных двух стадий конечного состояния реакторной установки. Освобождение площадки предусматривает демонтаж оборудования, зданий и сооружений, не предназначенных для дальнейшего использования, переработку и вывоз всех РАО с площадки реакторной установки и доведение площадки до состояния, пригодного для нужд ядерной энергетики, например, для строительства нового энергоблока или хранилища РАО. Такое состояние площадки называют «коричневая лужайка».
Турбинный цех на АЭС Грайсвальд (Германия)до снятия АЭС с эксплуатации
Турбинный цех на АЭС Грайсвальд (Германия)после демонтажа оборудования
Состояние площадки в виде «зеленой лужайки» предусматривает демонтаж зданий и сооружений реакторной установки, переработку, упаковку и удаление радиоактивных и нерадиоактивных отходов, рекультивацию освободившейся территории для ее неограниченного дальнейшего использования.
Вывод из эксплуатации конкретной установки определяется национальными особенностями и зависит от технико-экономических, социально-политических и других аспектов.
Затраты на вывод АЭС из эксплуатации, помимо таких пунктов, как мощность энергоблока, срок его службы и время до окончательной остановки, зависят также от многих других факторов (в основном это тип и состояние ЯЭУ, проблемы, связанные с обработкой и хранением остаточных материалов, предельные нормативы радиационной защиты, методика получения лицензий, затраты на персонал, график работ).
По приблизительным оценкам, общие затраты на вывод из эксплуатации и демонтаж одного ядерного энергоблока составят от 20 до 30 % строительства сопоставимого нового. Существенное влияние на расходы оказывают национальные особенности – сюда относится объем требуемых работ, а также способы обращения с РАО. Общие затраты во многом зависят от количества РАО, методов их переработки и отделения от отходов, использование которых допускается.
Затраты на вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС
|
№
|
АЭС, страна
|
Тип реактора, мощность,
МВт
|
Стоимость,
$ млн
|
Примечания
|
|
1
|
Биг-Рок Пойнт,
США |
BWR, 70
|
25,0
|
После выгрузки ОЯТ корпус реактора вывезен. Общая масса РАО составила 290 т. На площадке осталось хранилище ОЯТ площадью 43,3 га. Площадь АЭС составляла 182,2 га.
|
|
2
|
Форт Сeнт-Врэйн,
США
|
HTGR, 330
|
173,9
|
Принят вариант немедленного демонтажа. Переоборудована в газотурбинную станцию.
|
|
3
|
Токай Мура,
Япония
|
GCR, 166
|
772,5
|
Демонтаж начат в 2001 г., будет завершен в 2017 г. В ходе демонтажа образуется 177 тыс. т РАО, в том числе 18 тыс. т высокоактивных.
|
|
4
|
Штаде,
Германия
|
PWR, 672
|
668,4
|
Первая АЭС, выводимая из эксплуатации после принятия закона об отказе от ЯЭ. Топливо будет отправлено на переработку во Францию. Из 300 чел. персонала на демонтажных работах осталось 150.
|
|
5
|
Библис-А, Германия
|
PWR, 1225
|
141,2
|
Затраты на полную ликвидацию энергоблока
|
|
6
|
Ловиса-1, Финляндия
|
ВВЭР, 440
|
166,5
|
Затраты на полную ликвидацию энергоблока
|
Источники:
1. Снятиe с эксплуатации ядерных энергетических установок / А.В.Носовский, В.Н. Васильченко, А.А.Ключников, Я.В.Ященко. – К.: Техніка, 2005. – С.27-39.
2. Доклад Госатомрегулирования Украины о состоянии ядерной и радиационной безопасности в 2010 году.
3. О.Э.Муратов, М.Н.Тихонов. Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения // Агенство ПроАтом.
4. Decommissioning Nuclear Facilities // World Nuclear Association.
Термоядерная энергия
Создать вечный источник энергии на земле. Звучит утопично? А вот и нет. Термоядерный синтез позволит получить так называемую свободную энергию буквально из воды, при этом отходами производства будут абсолютно безопасные водород и гелий. И этот процесс не является изобретением человека. Вселенная активно и повсеместно использует термоядерные реакторы. Ближайший к нам — Солнце.

Основная проблема в том, что ученым до сих пор не удавалось создать такой реактор термоядерного синтеза, чтобы количество энергии, выделяемое в результате реакции, было больше того количества, которое требуется, собственно, для осуществления самой реакции.
Создать вечный источник энергии на земле. Звучит утопично? А вот и нет. Термоядерный синтез позволит получить так называемую свободную энергию буквально из воды, при этом отходами производства будут абсолютно безопасные водород и гелий. И этот процесс не является изобретением человека. Вселенная активно и повсеместно использует термоядерные реакторы. Ближайший к нам — Солнце.
Основная проблема в том, что ученым до сих пор не удавалось создать такой реактор термоядерного синтеза, чтобы количество энергии, выделяемое в результате реакции, было больше того количества, которое требуется, собственно, для осуществления самой реакции.
Из учебников физики: что же такое термоядерный синтез?
Прежде чем перейти к основной части нашего материала и разобраться, почему вокруг термоядерного синтеза столько разговоров, давайте вспомним уроки физики за одиннадцатый класс, но если вспоминать ничего (и такое бывает), то читаем дальше.
Мы уже знаем, как с помощью контролируемой ядерной реакции человечество получает энергию. Ядерные реакторы, которые сейчас эксплуатируются, используют процесс расщепления атомов, во время которого ядра атомов делятся на 2-3 ядра с меньшими массами. Термоядерный синтез же наоборот предполагает не разделение, а объединение атомов. Проще говоря, это получение тяжелых атомных ядер из более легких.
Как это происходит? Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего числа нуклонов в ядре. В легких ядрах с увеличением числа нуклонов энергия связи возрастает, а в тяжелых — падает.
Если добавлять нуклоны в легкие ядра или удалять нуклоны из тяжелых атомов, эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц. Изменение состава ядра называется ядерным превращениям или ядерной реакцией. Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом. В основе процесса управляемого термоядерного синтеза лежит синтез атомных ядер из более легких в более тяжелые с выделением энергии.
Протоны в ядре имеют электрический заряд, а значит, испытывают кулоновское отталкивание. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, что удерживает нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия намного меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно нужно сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание.
Известно несколько таких способов: в недрах звезд — гравитационные силы, в ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или элементарных частиц, в термоядерных реакторах и термоядерном оружии — энергия теплового движения ядер атомов.
Немного истории
Как мы упомянули в начале, термоядерный синтез — это не изобретение человека. В 1934 году, наблюдая за звездным небом, американский физик советского происхождения Георгий Гамов выдвинул гипотезу, что звезды горят благодаря ядерным реакциям, которые в них происходят. Его предположение четыре года развил американец Ханс Бете. В центре Солнца, считал Бете, ядра водорода сталкиваются, превращаясь в изотопы, а затем и в другие элементы. Разница их массовых чисел и зажигает светило.
В 40-х годах XX века один из участников «Манхэттенского проекта» (речь идет о разработке ядерного оружия) предложил коллегам подумать о бомбе не распада, а синтеза, то есть о водородной. Математик Станислав Улам описал возможный алгоритм термоядерного синтеза и начались практические опыты. В 1951 году, через шесть лет после применения ядерного оружия США провели предварительное, а через год — полномасштабное испытание термоядерного заряда. Топливом для него служили жидкие изотопы водорода, которые затем, ради увеличения мощности, заменили смесь дейтерида лития 40% дейтерида лития-6 и 60% дейтерида лития-7.
Идею о применении термоядерного синтеза в промышленных целях выдвинул советский физик Олег Лаврентьев. Вскоре, одновременно с американцами, Игорь Тамм и Андрей Сахаров доработали концепцию Лаврентьева, предложив закольцевать движение плазмы в медном «бублике» и изолировать ее магнитными ловушками. Так появилась идея токамака, который был построен в 1954 году.
Кстати, первый в мире образец термоядерного реактора — стелларатор, был построен ранее советского, астрофизиком Лайман Спитцер в 1951 году в рамках секретного проекта «Маттерхорн». Однако, именно технология токамака сейчас считается наиболее развитой, ведь по ней накоплено больше знаний. Поэтому именно она была избрана в основу проекта International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), но об этом чуть позже.
Формально стеллараторы считаются более прогрессивными, чем токамаки. Для этого есть несколько причин. Во-первых, в стеллараторах плазму нагревают и содержат только внешние токи и катушки. В токамаках разжигание происходит за счет электрического тока, протекающего в плазме и одновременно создающего дополнительное магнитное поле.
Поэтому в «бублике» токамака появляются свободные электроны и ионы уже со своими магнитными полями, которые так и стремятся разрушить основное поле, сбить температуру и вообще все испортить. Во-вторых, камеры стеллараторов не просто «бублики», а «мятые бублики»: в отличие от токамаков, у них нет азимутальной симметрии. При этом катушки на «мятых бубликах» стеллараторов имеют винтообразную форму (на токамаках они прямые и параллельны друг другу) и «закручивают» силовые линии, то есть подвергают их вращательному преобразованию. Это тоже стабилизирует плазму и еще — отдаляет теоретический предел оптимального давления в камере. А чем выше давление, тем быстрее произойдет реакция.
Солнце, но на Земле
На юге Франции, недалеко от городка Экс-ан-Прованс, 35 стран мира завершают историческое строительство под названием ITER — International Thermonuclear Experimental Reactor — Международный термоядерный экспериментальный реактор. Кнопку, которая запустит в действие махину весом 23 тысяч тонн, обещают нажать через 5 лет.
Строительство же первого в мире термоядерного реактора продолжается более 30 лет. «Наша машина — как Солнце, но на Земле», — так описывают свое детище его создатели.
ITER является первой в своем роде машиной и уникальным научным устройством. Это итоговый эксперимент, чтобы доказать, что технологии, материалы и знания человечества достаточны, чтобы сделать следующий шаг и построить термоядерную электростанцию.
Проект стартовал в ноябре 1985 года, когда на Женевском саммите генеральный секретарь СССР Михаил Горбачев предложил президенту США Рональду Рейгану идею совместного международного проекта по разработке термоядерной энергии в мирных целях. Год продолжались переговоры и было достигнуто соглашение. К проекту присоединились также Европейский союз (Евратом) и Япония.
Работы по концептуальному проектированию начались в 1988 году, после чего был долгий этап технического проектирования, пока в 2001 году страны-члены утвердили окончательный проект ITER. В 2003 году в проекту присоединились Китай и Республика Корея, затем — Индия.
Выбор места для строительства ITER был также длительной процедурой, которая завершилась в 2005 году. Как мы уже упоминали, в основе ITER — токамак, выбранна эта технология была исключительно из-за количества собранных о нем знаний. Существует множество технологий термоядерного синтеза, таких как стеллараторы (Wendelstein-7X), лазерный синтез (Laser Megajoule и National Ignition Facility), протон-борный синтез (Tri-Alpha energy) и др. Но научное сообщество считает, что концепция токамака — лучшая для достижения чистой энергии термоядерного синтеза.
Едва ли не самым важнейшим преимуществом термоядерного реактора является его безопасность. И как объясняют в ITER, в термоядерном реакторе неконтролируемая цепная реакция, которая приводит к расплавлению активной зоны, просто невозможна. Ведь очень трудно добиться реакции синтеза и сохранить ее. Но что бы ни случилось, в случае потери контроля над нагревом, охлаждением или подачей топлива, тепло внутри вакуумной камеры естественным образом угаснет.
Это почти так же, как газовая горелка гаснет, когда закручивают кран. Процесс ядерного синтеза безопасный по своей сути. Нет опасности утечки или взрыва. Предварительный отчет по безопасности ITER содержит анализ рисков и событий, которые могут привести к авариям на объекте. Во время нормальной работы радиологическое влияние ITER на уязвимые группы населения будет в тысячу раз меньше, чем естественное фоновое излучение. А при «худших сценариях», таких, как пожар на тритиевом заводе, эвакуация или другие защитные меры для населения на территорях, граничащих с производством, не понадобятся.
А сейчас несколько развеем миф о бесплатной энергии. Термоядерная энергия никогда такой не будет. Свободной ее называют потому что она чистая и безопаснадля будущих поколений.
ITER будет производить 500 мегаватт тепловой энергии. Такого количества достаточно, чтобы изучать горение плазмы, состояние, которого ранее на Земле никогда не удавалось добиться в контролируемой среде. Ожидается, что коммерческий термоядерный реактор будет в 10-15 раз мощнее. Например, термоядерная электростанция мощностью 2000 мегаватт сможет обеспечивать электроэнергией 2 миллиона домов.
Ученые прогнозируют, что промышленные термоядерные установки могут начать работу уже в 2040 году. Точные сроки будут зависеть от уровня общественного запроса и политической воли, которая проявляется в финансовых инвестициях, ведь удовольствие это не из дешевых. Начальная капитальная стоимость 2000 мегаваттной термоядерной станции – около 10 млрд долларов. Эти капитальные затраты компенсируются крайне низкими затратами на обслуживание, незначительными затратами на топливо и нечастыми расходами на замену компонентов в течение 60-летнего срока службы установки.
Отметим, что ITER является экспериментальной установкой, она не будет производить электричество. Всю энергию, которую произведет, будет преобразовано в пар и выпущено через градирни.
А Украина?
Исследование термоядерного синтеза в Украине осуществляются в КНУ им. Т. Шевченко, Институте физики (г. Киев) и ННЦ ХФТИ (г. Харьков), а также в некоторых негосударственных лабораториях. Хотя Украина не является членом международного проекта ITER, наши физики также принимают в нем участие путем сотрудничества с европейскими коллегами. Такое сотрудничество стало возможным благодаря тому, что с 2017 года Украина является полноправным членом Европейского физического сообщества по термоядерных исследованиях.
В одном из своих интервью украинский физик, президент НАН Украины Анатолий Загородный сказал о ITER следующее: «Среди широкого круга задач на передний план с увеличением мощности реактора выходит проблема повышения прочности внутренней стенки реактора, контактирующей с густой и горячей плазмой, и украинские физики ведут активные исследования в этом направлении.
Другими задачами, над которыми работают наши ученые, является совершенствование диагностик и разработка теоретических моделей плазменных процессов. Построение промышленного термоядерного реактора оказалась гораздо сложнее, чем это казалось сначала. Однако преодолена большая часть пути, и этот проект приблизит нас к новому мощному и экологичному источнику энергии».
При подготовке материала были использованы официальные материалы ITER.
Уран и топливо
УРАНОВЫЕ ОБЪЕКТЫ
Уран в Украине и за ее пределами: реалии и перспективы
Мир: потребности и запасы

Сегодня, по оценкам МАГАТЭ, в мире эксплуатируется 451 ядерный реактор (в 31 стране мира), которые в общей сложности производят около 11% мировой генерации электроэнергии. Хотя ряд стран отказывается от использования ядерной, как и от тепловой энергии, и ориентируется на возобновляемую.
УРАНОВЫЕ ОБЪЕКТЫ
Уран в Украине и за ее пределами: реалии и перспективы
Мир: потребности и запасы
Сегодня, по оценкам МАГАТЭ, в мире эксплуатируется 451 ядерный реактор (в 31 стране мира), которые в общей сложности производят около 11% мировой генерации электроэнергии. Хотя ряд стран отказывается от использования ядерной, как и от тепловой энергии, и ориентируется на возобновляемую.
Отказ от электроэнергии, произведенной на ТЭС, обусловлен, в первую очередь, необходимостью уменьшить загрязнение атмосферы продуктами горения угля и снизить темпы глобальных климатических изменений. Ведь по прогнозам, повышение температуры на планете к 2050 году может увелититься на 39%. В таких условиях потребность в чистой низкоуглеродистой энергии будет еще более актуальной. И поэтому стоит подумать о минимизации использования угля, дополняя энергетический профиль страны более чистыми маневренными источниками.
Нет ничего удивительного в том, что при существующем ныне тренде на энергию солнца, ветра и воды, страны, в том числе и наши ближайшие соседи, стремятся достичь сбалансированного энергетического микса и планируют усилить собственную энергетическую отрасль мощностями атомной энергетики. Так, в частности, Польша выражает намерение строить АЭС, а в Беларуси уже совсем скоро будут введены в эксплуатацию два реактора ВВЭР-1200.
Сооружение атомных энергоблоков, в свою очередь, означает увеличение спроса на ядерное топливо. В настоящее время известны три вида ядерного топлива — урановое, ториевое и плутониевое. Два последних вида не используются по ряду причин, хотя и рассматриваются как перспективные. В связи с этим, урановое топливо остается единственным, которое эксплуатируют в ядерных реакторах мира, и, следовательно, спрос и цена на уран будут возрастать. По некоторым подсчетам, суммарная потребность в уране по состоянию на 2030 год может составить от 50 до 140 тысяч тонн в год. Сегодня же, по данным МАГАТЭ, в мире добывается около 60 тыс. тонн урана ежегодно. И по оценкам ученых из Агентства по ядерной энергии (АЯЭ) и МАГАТЭ, при сохранении актуального уровня динамики спроса на уран, мировых запасов (без учета запасов неразведанных месторождений) хватит примерно на 118 лет.
По состоянию на 2018 год уран добывали 20 из 170 стран-членов МАГАТЭ . Лидерами по добыче урана уже на протяжении длительного времени остаются Казахстан, Канада и Австралия, которые в общей сложности добывают около двух третей урана в мире. Однако обогащением урана и производством ядерного топлива занимаются исключительно несколько стран.
Кто и где в Украине добывает урановую руду?
Уранодобывающая промышленность Украины развивается по Государственной целевой экономической программе «Ядерное топливо Украины». В последние годы добыча урана в нашей стране колеблется примерно в пределах от 500 до 800 тонн в год, что не позволяет обеспечить потребности отечественной атомной энергетики даже на 50%. Недостаток собственного урана Украина покрывает за счет импорта из России и Казахстана, а также закупает ядерное топливо у компании Westinghouse, но планов обеспечить себя ураном собственной добычи не оставляет.
В целом потребность в урановом оксидном концентрате для украинских АЭС составляет 2,5 тыс. тонн в год. Чтобы понять логику, приведем пример: реактор мощностью 1000 МВт, работая с нагрузкой около 80%, требует 20 тонн ядерного топлива с содержанием 3,5% урана-235. Чтобы получить такой объем ядерного топлива, необходимо провести обогащение примерно 153 тонн природного урана. Стоит заметить, что, в свою очередь, для получения 1 тонны оксида урана U3O8 из руды с содержанием урана-235 0,1% следует извлечь из недр около 1000 тонн руды.
Сейчас Украина занимает первое место по залежам урановых руд в Европе. По данным, которые приводит World Nuclear Association, они составляют 114 100 тонн или 2% от мировых запасов, и занимают 11 место в мире. В общем известно 14 типов урановых руд и более 100 урановых минералов, однако промышленное значение имеют лишь 12 из них, среди которых важнейшее значение имеют урановая смолка, уранит и карнотит.
Если принять во внимание факт, что стоимость урана состоянию на июнь 2020 году на мировом рынке составляла около 33,15 долларов США за фунт (73,06 долларов за 1 килограмм), по сравнению с ценой около 29 долларов за фунт (63,91 долларов за 1 килограмм) на начало апреля, то дело выглядит для нашей страны не так уж и плохо. Единственными конкурентами Украины в Европе в этой области являются Чехия, которая не так давно добывала около 300 тонн урана ежегодно, и Румыния, которая добывает около 80 тонн уранового оксидного концентрата и полностью обеспечивает потребности собственных мощностей АЭС.
Цены на уран, нужно сказать, не отличаются стабильностью. В 2016 году они достигли минимальной отметки, сейчас так же цена не является достаточно высокой. К тому же, как отмечает Брет Молдован, специалист МАГАТЭ по урановому производству, «в течение последних нескольких лет накопился избыток запасов уранового концентрата, что привело к снижению цен. Это было вызвано высокими темпами производства вместе со снижением спроса. А потому, при актуальной цене на уран, эксплуатировать ряд рудников просто экономически нецелесообразно». Из-за этого многие из урановых рудников переведены в режим содержания и обслуживания. Таким образом можно сказать, что урановый кризис — проблема, касающаяся не только Украины.
В Украине залежи урановой руды содержат до 0,1% урана. По данным лицензиата, Восточного горно-обогатительного комбината (ВостГОК), по химическому составу наши руды являются алюмосиликатными, маложелезистыми, монометальными. К примеру, в канадской руде, залежи которой в значительной степени локализованы в бассейне Атабаска на севере Сасквачевана и связаны с докембрийскими кварцевыми конгломератами, средняя концентрация урана составляет 0,08% (от 0,03 до 0,18%). Австралийская — содержит до 0,2% и более урана, и главным ее компонентом является медь, а уран, золото и серебро добываются попутно. Она состоит из средне-зернистого халькопирита, борнита, халькозина, мелкозернистой урановой обманки и браннерита, а также золота, серебра и редкоземельных минералов.
Всего в Украине в Государственный баланс полезных ископаемых занесены 17 месторождений, из которых 14 располагаются в Кировоградской области, 2 — в Николаевской и 1 в Днепропетровской, а в общем разведано 21 месторождение со значительными запасами руды, содержащей 0,1% урана.
Запасы же тщательно разведанных, но пока не задействованных урановых месторождениях в Кировоградском рудном районе, по суммарным запасам были бы способны, по прогнозам, обеспечить потребности украинских АЭС, как минимум, на ближайшие 100 лет.
Добывать уран в Украине начали на 11 месторождениях еще в 1945 году. Четыре из них (Желтореченское, Первомайское, Девлатово и Братское) иссякли еще до 70-х годов ХХ века. Три — Сафоновское, Севериновское и Апрельское либо находятся в состоянии консервации, либо не разрабатываются из-за ряда обстоятельств. Соответственно, действующими являются только Ватутинское (Обособленное подразделение Смолинска шахта, пгт Смолино Кировоградской области); Мичуринское и Центральное месторождения (Обособленное подразделение Ингульская шахта., г. Кропивницкий) и Новоконстантиновское месторождение (Обособленное подразделение Новоконстантиновская шахта, которая реализует капитальное строительство объектов подземного и поверхностного комплекса шахты, и введена в состав ГП «Восток ГОК» с 1 сентября 2010 в соответствии с приказом министра топлива и энергетики Украины от 26 ноября 2009 года № 659, с. Алексеевка Кировоградской области).
Запасы Новоконстантиновского месторождения оценивают как самые мощные в Европе, а также входящие в первую десятку мира. Они составляют около 76 тыс. тонн, из которых технически можно добыть не менее 70 тыс. тонн.
Все эти шахты, по оценкам специалистов, способны «производить» до 4 тыс. тонн урановой руды ежегодно. Предполагалось даже наращивание добычи до около 6,4 тыс. тонн сырья в год в период между 2025—2030 годами, а позже — даже до 7,5 тыс. тонн в год.
Согласно заявлению об определении объема стратегической экологической оценки проекта Государственной стратегической экологической оценки на период до 2024 года, задачей №1 по урановому производству было увеличение объема добычи урановой руды за счет освоения Новоконстантиновского, Апрельского и других новых месторождений урана, реконструкция гидрометаллургического завода в Желтых Водах, увеличение емкости «хвостохранилища» для размещения отходов переработки урановых руд, реконструкция объектов по производству ионообменных смол в г. Каменское, внедрение новых прогрессивных технологий переработки урановых руд.
Таким образом, уранодобывающая отрасль должна получить значительную государственную поддержку для развития и расширения производства. Однако сейчас, в силу обстоятельств, по данным Отчета об управлении Восточного ГОК за 2019 год, объемы производства уранового концентрата существенно уменьшились.
Имея мощные запасы урановой руды, Украина не входит в число стран, которые могут самостоятельно обогащать уран и производить ядерное топливо. Однако на гидрометаллургическом заводе в Желтых Водах на Днепропетровщине из урановой руды украинских месторождений получают урановый оксидный концентрат — «желтый кек», выглядящий как желтое порошкообразное вещество, являющееся материалом для получения изотопов урана-233 и 235, которые используются в атомной энергетике.
Полученный урановый концентрат частично используется для потребностей внутреннего рынка после обогащения и финального производства ядерного топлива (2019 — контракты с ГП «НАЭК «Энергоатом» от 5 декабря 2018 №8-020-08-18-00962 и от 19 декабря 2018 №8- 020-08-18-00971) и частично экспортируется в другие страны. В частности, в 2019 году ВостГОК реализовал экспорт уранового оксидного концентрата (УОК) в соответствии с контрактом от 30 ноября 2018 № 914/09, заключенного с INTERNEXCO GMBH, Швейцария.

Как добывают урановую руду в Украине и за рубежом
Миклош Гашпар и Ноя Мейхью в статье «Взлеты и падения: экономика уранодобывающего производства» для бюллетеня МАГАТЭ «Уран. От разведки до реабилитации» отмечают, что «добыча урана практически ничем не отличается от добычи остальных основных металлов: разведка, получение лицензии, разработка месторождения и закрытие рудника по завершению службы».
В общем, чтобы получить уран на месте предполагаемого залегания урановых руд, нужно много времени и усилий. Так, в частности, разведка месторождения занимает от 10 до 15 лет, подготовка технико-экономического обоснования — от года до трех. Столько же времени примерно займет сооружение рудника, собственно эксплуатация месторождения, а именно добыча и переработка для получения уранового концентрата, составляет от 5 до 50 лет, в зависимости от колличества руды в месторождении. После завершения эксплуатации на реабилитацию и восстановление нужно будет потратить еще от 2 до 10 лет.
Конечно, все это находит отражение в стоимости полученного сырья.
Себестоимость украинского урана несколько выше себестоимости этого продукта у конкурентов, однако для европейских партнеров Украина имеет одно очень существенное преимущество — расстояние. Когда речь идет о транспортировке «желтого кека» из, скажем, Австралии или Канады в любую из стран Европы, то транспортировка из Украины значительно проще, выгоднее и безопаснее. Европейские же АЭС потребует около 18-19 тыс. тонн урана ежегодно и поставщиками для них выступают Австралия, Канада и некоторые африканские страны.
На стоимость сырья влияет также способ ее добычи. Сегодня урановую руду добывают обычными горными способами (открытым и подземным способами), способами подземной добычи (скважинного и блочного) и совокупного выщелачивания.
Открытый или карьерный способ применяют, когда руда залегает недалеко от поверхности. Этот способ самый простой и дешевый. Подземный — если руда залегает глубоко. Опасность этого способа добычи урана в том, что газ радон — один из продуктов распада урана — радиоактивен и оказывает отрицательное влияние на организм человека. Следовательно, когда речь идет об урановых шахтах, то их эксплуатация невозможна без наличия мощных вентиляционных систем.
В Украине, как информирует ВостГОК, применяют преимущественно подземный шахтный способ добычи урана. Речь идет, в частности, о применении блочного и кучного выщелачивания, а также скважинного выщелачивания на месторождениях песчаникового типа. Сейчас технология подземного выщелачивания нашла широкое применение в Австралии, Казахстане, США. В Украине подобным образом отрабатывались Девладовское и Братское месторождения, с применением этого способа была начата работа на Сафоновском месторождении. Таким же образом добывают значительное количество урана в мире, он считается наиболее безопасным и щадящим по отношению к окружающей среде. К тому же, его применение в 2,5 раза снижает себестоимость сырья.
Процесс производства закиси-окиси урана сложный и многоступенчатый. Так, в частности, руда из украинских шахт поступает на гидрометаллургический завод, где ее разгружают и сортируют, а затем подают в расходный бункер мельничного отделения для измельчения. С помощью вибропитателей и ленточных конвейеров руда далее транспортируется в режущие блоки, где измельчается по схеме полусамоизмельчения с помощью стальных шаров диаметром 80-120 миллиметров.
Вещества, остающиеся в нерастворимом виде, называют «хвостами», и они требуют особого обращения.

Упрощенная схема производства закиси-окиси урана на гидрометалургическом заводе в Желтых Водах
На следующей стадии — выщелачивании — уран из руды переводят в раствор. Более половины руд выщелачивается в автоклавах, часть — выщелачивается в пачуках. Процесс выщелачивания в автоклавах осуществляется с помощью окислителя — азотной кислоты либо серной кислоты при пневматическом перемешивании, повышенном давлении и температуре.
С целью повышения концентрации урана в растворе и его очистки от примесей, осуществляется процесс сорбции на синтетическом сорбенте — анионите АМП (или его аналогах) и десорбции урана из анионита в обогащенный раствор, который после поступает на дальнейшую очистку от примесей и обогащение методом экстракции с получением кристаллов амонийуранилтрикарбоната (АУТК), который прожаривается при определенной температуре закиси-окиси урана. Термическое разложение кристаллов АУТК проводится в прокалочной вращающейся печи.
В готовой продукции присутствует смесь закиси-окиси урана (желтый кек), причем содержание четырехвалентного урана должно составлять не менее 80%.

Добывание урана методом скважинного выщелачивание на Сафоновском месторождении. Автор – Юлия Балашевская, ГНТЦ ЯРБ
Добычей урановой руды и производством концентрата природного урана до недавнего времени в Украине занималась исключительно единственная компания — Государственное предприятие «Восточный горно-обогатительный комбинат», в подчинении которого, кроме шахт, находятся и производственные площадки в Днепропетровской и Кировоградской областях, 3 завода и около 20 вспомогательных подразделений.
В 2019 году впервые в Украине разрешение на разработку урановых месторождений получила частная компания ООО «Атомные энергетические системы Украины» (АЕСУ, с. Николаевка, Николаевской обл.). Она заявила о намерении добывать в Николаевской области до 300 тонн урана в год, построить добывающий и перерабатывающий комплексы в Казанковском районе и использовать мощности ВостГОК в Желтых Водах. Месторождения, которые планирует разрабатывать АЕСУ, были разведаны еще во времена Советского Союза, но не разрабатывались из-за отсутствия в то время технологии эффективной добычи урана из песчаниковых пород. В настоящее время такая технология широко применяется в зарубежных странах. Залегания породы в этих месторождениях — на уровне 50-70 метров от поверхности, добыча будет осуществляться методом выщелачивания.

Желтый кек
Где и как в Украине сохраняются «хвосты» уранового производства и какое влияние оказывают на персонал, население и окружающую среду урановые объекты
Среди прочих отходов переработки урановых руд есть и так называемые «хвосты». ВостГОК обеспечивает их сохранность и осуществляет мониторинг экологической ситуации вблизи хвостохранилищ, так же как и других радиационно-опасных и химических объектов предприятий, в частности шахт «Ингульская», «Смолинская», «Новоконстантиновская», гидрометаллургического завода и др.
Для переработки одной тонны урановой руды используют в замкнутом цикле до 4-5 м3 оборотной воды из прудов-отстойников хвостохранилищ, которые из-за высокого содержания химических и радиоактивных веществ загрязняют почвы, поверхностные и подземные воды, а поэтому нуждаются в постоянном мониторинге и реализации мер по уменьшению вредного воздействия на окружающую среду.
Значительное количество отходов накопилось за период деятельности ПО «Приднепровский химический завод», где на протяжении 1946-1972 лет перерабатывали 65% урановых руд всего Советского Союза. В период с 1948 по 1991 годы было создано 9 хвостохранилищ, в которых хранится около 42 млн. тонн отходов общей активностью 3,17 × 1015 Бк. Значительное содержание природного урана в окружающей среде наблюдается и в районе хвостохранилищ вблизи г. Желтые Воды, где располагается завод по переработке урановой руды.
При таких условиях контроль и меры для уменьшения техногенной нагрузки отходов переработки урана на окружающую среду должны осуществляться постоянно. Так, в частности, в 2019 году, в рамках «Меморандума о сотрудничестве и партнерстве между ВосГОК, госконцерном «Ядерное топливо» и Кировоградским горсоветом, Кировоградским облсоветом и Кировоградской ОГА» выполнялись мероприятия по защите окружающей среды и радиоэкологическому мониторингу окружающей среды, укреплены дамбы и плотины, нанесено покрытие для пляжей для предупреждения распыления пылеобразных частиц на хвостохранилище в балке «Щербаковская».
Экономическая составляющая
Сегодня добыча урана в Украине, несмотря на то, что она могла бы приносить значительную прибыль, является делом убыточным. В частности, на 2019 год Национальная комиссия, осуществляющая государственное регулирование в сферах энергетики и коммунальных услуг (укр. НКРЭКП) утвердила цену на диоксид урана в размере 75 долларов за килограмм, хотя себестоимость добычи на Новоконстантиновской, Смолинской и Ингульской шахтах составляет от 79 до 143 долларов за килограмм. При этом рыночная цена составляла от 27,7 до 29,9 долларов за фунт (то есть от 55,40 до 65,78 долларов за килограмм). При такой политике проводить полноценное развитие отрасли, обеспечивать радиационную защиту урановых объектов, выплачивать вовремя достойную зарплату персоналу становится делом почти невозможным.
В мае 2020 ВостГОК получил предупреждение о возможном отключении электроэнергии из-за задолженности, что практически означает затопление шахт. Сейчас предприятие имеет значительные долги перед трудовым коллективом из-за невыплаты заработной платы. Причиной этому стала задолженность «Энергоатома» перед комбинатом, которому, в свою очередь, задолжало с выплатами Государственное предприятие «Гарантированный покупатель».
Однако все еще есть надежда, что разработка урановых месторождений с применением новых усовершенствованных технологий, правильное и ответственное осуществление управления, грамотный менеджмент способны вывести Украину в мировые лидеры уранодобывающей отрасли. Возможно, преодоление монополии в уранодобывающих отрасли и появление здоровой конкуренции поможет преодолеть кризисную ситуацию.
Какие перспективы?
Согласно «Энергетической стратегии Украины на период до 2035 года «Безопасность, энергоэффективность, конкурентоспособность», прогнозируется постепенное наращивание генерации ядерной энергии. Так, если на 2015 год предусматривалось производство 87,6 млрд КВт * ч электроэнергии на АЭС, то уже в 2035 — 94 млрд. КВт * ч.
Поэтому для сектора производства ядерного топлива первоочередными задачами является обеспечение прироста добычи урана и циркония, подготовка к промышленному освоению месторождений, пригодных для открытой эксплуатации, разработки разведанных месторождений, оптимизация добычи и создание запаса свежего ядерного топлива (уранового концентрата).
Речь шла также о целесообразности расширения номенклатуры производства комплектующих для изготовления ядерного топлива, в том числе из циркония, чтобы позднее, возможно, говорить о импортозамещении фабрикации ядерного топлива путем создания в Украине соответствующих мощностей. Среди ключевых задач остается также актуализация общегосударственной программы развития минерально-сырьевой базы Украины на долгосрочный период с целью расширения собственной ресурсной базы урана, других полезных ископаемых путем осуществления разведки, разработки и введения в эксплуатацию новых месторождений урана.
Уран — это не только ядерное топливо, но и …
Сейчас основное применение уран находит в атомной энергетике в качестве ядерного топлива. Однако это не единственный способ его использования. Изотопы урана применяют также в медицине, науке и промышленности.
Ранее уран добавляли при производстве стекла, использовали в качестве пигментов для живописи и росписи керамики, уранилнитрат в начале ХХ века применяли в фотографии — для усиления негативов и тонирования фотографий в коричневый цвет. А карбид урана-235 вместе с карбидом ниобия и карбидом циркония служит в качестве топлива для ядерных реактивных двигателей. И возможно, именно украинский уран станет тем топливом, которое когда-то доставит человечество к далеким звездам.
Источники:
- Бекман И. Уран. Учебное пособие. Москва: МГУ им. М.В.Ломоносова, Кафедра радиохимии, 2009.
- Данные Государственного научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности.
- Данные Восточного горно-обогатительного комбината.
- Производство урана // Сайт МАГАТЭ.
- Сорокін О. Проблеми розвитку уранової промисловості. Презентація в рамках Міжнародної конференції «Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика – стан та тенденції розвитку».




