Технології та інновації
Виведення з експлуатації
Життєвий цикл будь-якої реакторної установки складається з етапів проектування, будівництва, експлуатації та виведення з експлуатації. Після того як проектний строк служби вичерпаний, реакторна установка повинна бути переведена у ядерно-безпечний стан і виведена з експлуатації. Припинення експлуатації може бути здійснене й з інших причин – економічних, експлуатаційних, технологічних або в результаті аварії.
«Загальні положення забезпечення безпеки при знятті з експлуатації атомних електростанцій та дослідницьких реакторів» (затверджені наказом Міністерства охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України № 2 від 09.01.1998) вводять наступні визначення:
Життєвий цикл будь-якої реакторної установки складається з етапів проектування, будівництва, експлуатації та виведення з експлуатації. Після того як проектний строк служби вичерпаний, реакторна установка повинна бути переведена у ядерно-безпечний стан і виведена з експлуатації. Припинення експлуатації може бути здійснене й з інших причин – економічних, експлуатаційних, технологічних або в результаті аварії.
«Загальні положення забезпечення безпеки при знятті з експлуатації атомних електростанцій та дослідницьких реакторів» (затверджені наказом Міністерства охорони навколишнього природного середовища та ядерної безпеки України № 2 від 09.01.1998) вводять наступні визначення:
Зняття з експлуатації – комплекс заходів після вилучення ядерного палива та припинення експлуатації установки, який робить неможливим її використання в цілях, для яких вона була споруджена, та забезпечує безпеку персоналу, населення та довкілля.
Припинення експлуатації – заключний етап експлуатації установки, який реалізується після прийняття рішення про зняття її з експлуатації та протягом якого вона приводиться до стану, коли ядерне паливо відсутнє на її території або, перебуваючи в межах цієї території, розміщене тільки у сховищах відпрацьованого ядерного палива, призначених для довгострокового безпечного зберігання.
Реакторні установки, виведені з експлуатації внаслідок аварії або серйозного інциденту
|
Країна
|
Енергоблоки
|
Тип реакторної установки
|
Потужність
(МВт)
|
Термін експлуатації
(років)
|
Закриття
|
Причина
|
|
Німеччина
|
Грайсвальд 5
|
VVER-440/V213
|
408
|
0.5
|
11/1989
|
Часткове плавлення активної зони
|
|
ГундреммінгенA
|
BWR
|
237
|
10
|
1/1977
|
Некоректна зупинка
|
|
|
Японія
|
Фукусіма Даічі 1
|
BWR
|
439
|
40
|
3/2011
|
Плавлення активної зони
|
|
Фукусіма Даічі 2
|
BWR
|
760
|
37
|
3/2011
|
Плавлення активної зони
|
|
|
Фукусіма Даічі 3
|
BWR
|
760
|
35
|
3/2011
|
Плавлення активної зони
|
|
|
Фукусіма Даічі 4
|
BWR
|
760
|
32
|
3/2011
|
Закриття АЕС | |
|
Словаччина
|
Богуніце A1
|
Prot GCHWR
|
93
|
4
|
1977
|
Пошкодження активної зони внаслідок помилки при завантаженні ядерного палива
|
|
Іспанія
|
Ванделлос 1
|
GCR
|
480
|
18
|
середина
1990
|
Пожежа в турбіні
|
|
Швейцарія
|
Лусенс
|
Exp GCHWR
|
8
|
3
|
1966
|
Плавлення активної зони
|
|
Україна
|
Чорнобиль 4
|
RBMK LWGR
|
925
|
2
|
4/1986
|
Пожежа та розплавлення активної зони
|
|
США
|
Три Майл Айленд 2
|
PWR
|
880
|
1
|
3/1979
|
Часткове плавлення активної зони
|
Реакторні установки, виведені з експлуатації передчасно відповідно до політичного рішення
|
Країна
|
Енергоблоки
|
Тип реакторної
установки
|
Потужність
(МВт)
|
Термін
експлуатації
(років)
|
Закриття
|
|
Арменія
|
Метцамор 1
|
VVER-440/V270
|
376
|
13
|
1989
|
|
Болгарія
|
Козлодуй 1-2
|
VVER-440/V230
|
408
|
27, 28
|
12/2002
|
|
Козлодуй 3-4
|
VVER-440/V230
|
408
|
24, 26
|
12/2006
|
|
|
Франція
|
Супер Фенікс
|
FNR
|
1200
|
12
|
1999
|
|
Німеччина
|
Грайсвальд 1-4
|
VVER-440/V230
|
408
|
10, 12, 15, 16
|
1990
|
|
Мульхайм Каерліч
|
PWR
|
1219
|
2
|
1988
|
|
|
Рейнсберг
|
VVER-70/V210
|
62
|
24
|
1990
|
|
|
Італія
|
Каорзо
|
BWR
|
860
|
12
|
1986
|
|
Латіна
|
GCR
|
153
|
24
|
1987
|
|
|
Тріно
|
PWR
|
260
|
25
|
1987
|
|
| Японія | Фукусіма Даічі 5 | BWR | 760 | 33 | 2011 |
| Фукусіма Даічі 6 | BWR | 1067 | 32 | 2011 | |
|
Литва
|
Ігналіна 1
|
RBMK LWGR
|
1185
|
21
|
2005
|
|
Ігналіна 2
|
RBMK LWGR
|
1185
|
22
|
2009
|
|
|
Словаччина
|
Богуніце 1
|
VVER-440/V230
|
408
|
28
|
12/2006
|
|
Богуніце 2
|
VVER-440/V230
|
408
|
28
|
12/2008
|
|
|
Швеція
|
Барсебак 1
|
BWR
|
600
|
24
|
11/1999
|
|
Барсебак 2
|
BWR
|
600
|
28
|
5/2005
|
|
|
Україна
|
Чорнобиль 1
|
RBMK LWGR
|
740
|
19
|
12/1997
|
|
Чорнобиль 2
|
RBMK LWGR
|
925
|
12
|
1991
|
|
|
Чорнобиль 3
|
RBMK LWGR
|
925
|
19
|
12/2000
|
|
|
США
|
Шерегам
|
BWR
|
820
|
3
|
1989
|
Процес зняття установки з експлуатації поділяється на наступні етапи:
Остаточне закриття – етап зняття установки з експлуатації, протягом якого вона приводиться до стану, що виключає можливість використання даної установки в цілях, для яких вона була споруджена;
Консервація – етап зняття установки з експлуатації, під час якого вона приводиться до стану, що відповідає безпечному зберіганню протягом певного періоду джерел іонізуючих випромінювань;
Витримка – етап зняття установки з експлуатації, впродовж якого вона знаходиться в законсервованому стані, що відповідає безпечному зберіганню джерел іонізуючих випромінювань, які знаходяться в ній;
Демонтаж – етап зняття установки з експлуатації, протягом якого джерела іонізуючих випромінювань, які знаходяться в ній вилучаються з установки або розміщуються на її території у сховищах радіоактивних відходів.
Діяльність зі зняття з експлуатації підлягає державному регулюванню і здійснюється на підставі окремих дозволів. Зняттю установки з експлуатації передує етап припинення експлуатації. Головна мета цього етапу полягає у приведенні установки до стану, при якому ядерне паливо відсутнє на її території або, перебуваючи в межах цієї території, розміщено тільки у сховищах відпрацьованого ядерного палива, призначених для довгострокового безпечного зберігання. Діяльність на етапі припинення експлуатації здійснюється у рамках ліцензії на експлуатацію установки, проте реалізація цього етапу вимагає окремого дозволу регулюючого органу. Для отримання такого дозволу експлуатуюча організація має надати наступні документи:
- програму припинення експлуатації установки;
- звіт з аналізу безпеки;
- зміни до технічного регламенту експлуатації установки.
Відповідно до вимог національних стандартів України ще на стадії проектування ядерної установки необхідно розробити концепцію зняття її з експлуатації. Початкова концепція зняття установки з експлуатації має бути надана експлуатуючою організацією при передачі документів для отримання ліцензії на будівництво. Концепція зняття установки з експлуатації повинна переглядатися з урахуванням досвіду ведення робіт та отримання нових знань з окресленого питання.
Зняття установки з експлуатації здійснюється відповідно до схваленого регулюючим органом – проектом зняття з експлуатації, який включає програму радіаційного захисту, програму поводження з РАВ, програму забезпечення якості, план заходів на випадок радіаційної аварії і план заходів з фізичного захисту установки.
Ліцензія на зняття з експлуатації установки передбачає отримання окремих дозволів на реалізацію кожного етапу зняття установки з експлуатації.
Для кожного етапу зняття установки з експлуатації органами Державного санітарного нагляду повинен бути оформлений санітарний паспорт установки. Санітарний паспорт має містити основні санітарні, радіаційні та дозиметричні характеристики установки, що знімається з експлуатації, які дозволяють визначити рівень радіаційної безпеки для персоналу, населення та навколишнього природного середовища.
По завершенню етапу припинення експлуатації установки, а також кожного етапу зняття установки з експлуатації експлуатуюча організація надає до регулюючого органу звіт з інформацією про проведені на даному етапі роботах. Звіт повинен містити відомості про радіаційний та інші небезпечні впливи на персонал, населення та оточуюче середовище й докази того, що установка приведена до запланованого проектом стану.
Відповідно до рекомендацій МАГАТЕ існують три варіанти зняття АЕС з експлуатації: зберігання АЕС під наглядом; захоронення; ліквідація.
Варіант «зберігання під наглядом» передбачає стан, при якому реакторну установку і решту радіоактивних систем і обладнання консервують, ізолюють від зовнішнього середовища і підтримують в безпечному стані з послідовною дезактивацією до рівня, що дозволяє її необмежене використання у майбутньому. При реалізації цього варіанту можливе виконання підготовчих робіт, демонтаж, видалення чистого та низькоактивного обладнання з їх наступною утилізацією й переробкою, перепрофілювання приміщень, будівель і споруд, послідовна переробка низькоактивних РАВ, здійснення часткової дезактивації тощо.
При «захороненні» найнебезпечніші радіоактивні вузли, в тому числі реактор, обладнання першого контуру та ін., розміщують в оболонці, наприклад, з бетону, і витримують доки в результаті розпаду радіонуклідів їх випромінювання не досягне прийнятного рівня. При цьому варіанті використовується властивість самоліквідації активності в результаті радіоактивного розпаду. Також можливе виконання робіт з часткової дезактивації приміщень, демонтажу й утилізації обладнання, що знаходиться поза герметичною зоною, й інших видів діяльності, що не призводять до порушення цілісності зазначених бар’єрів.
Варіант «ліквідація» передбачає досягнення можливих двох стадій кінцевого стану реакторної установки. Звільнення майданчика передбачає демонтаж обладнання, будівель і споруд, не призначених для подальшого використання, переробку та вивезення усіх РАВ з майданчика реакторної установки й доведення майданчика до стану, придатного для потреб ядерної енергетики, наприклад, для будівництва нового енергоблоку або сховища РАВ. Такий стан майданчика називають «коричнева галявина».
Турбінний цех на АЕС Грайсвальд (Німеччина)до виведення АЕС з експлуатації
Турбінний цех на АЕС Грайсвальд (Німеччина) після демонтажу обладнання
Стан майданчика у вигляді «зеленої галявини» передбачає демонтаж будівель і споруд реакторної установки, переробку, пакування та видалення радіоактивних і нерадіоактивних відходів, рекультивацію вивільненої території для її необмеженого подальшого використання.
Виведення з експлуатації конкретної установки визначається національними особливостями й залежить від технічно-економічних, соціально-політичних й інших аспектів.
Витрати на виведення АЕС з експлуатації, окрім таких пунктів, як потужність енергоблока, термін його служби та час до остаточної зупинки, залежать також від багатьох інших факторів (в основному це тип і стан ядерної енергетичної установки, проблеми, пов’язані з обробкою та зберіганням залишкових матеріалів, граничні нормативи радіаційного захисту, методика отримання ліцензій, витрати на персонал, графік робіт).
За приблизними оцінками, загальні витрати на виведення з експлуатації та демонтаж одного ядерного енергоблока можуть скласти від 20 % до 30% витрат, необхідних для будівництва нового енергоблока. Суттєвий вплив на витрати чинять національні особливості – до них належать обсяг необхідних робіт, а також спосіб поводження з РАВ. Загальні витрати багато в чому залежать від кількості РАВ, методів їх переробки тощо.
Витрати на виведення з експлуатації енергоблоків АЕС
|
№
|
АЕС, країна
|
Тип реактора, потужність,
МВт
|
Вартість,
$ млн.
|
Примітки
|
|
1
|
Біг-Рок Пойнт, США
|
BWR, 70
|
25,0
|
Після вивантаження ВЯП корпус реактора вивезений. Загальна маса РАВ склала 290 т. На майданчику залишилось сховище ВЯП площею 43,3 га. Площа АЕС складала 182,2 га.
|
|
2
|
Форт Сeнт-Врейн,
США
|
HTGR, 330
|
173,9
|
Варіант негайного демонтажу. Переобладнана у газотурбінну станцію.
|
|
3
|
Токай Мура,
Японія
|
GCR, 166
|
772,5
|
Демонтаж почався у 2001 р., буде завершений у 2017 р. У ході демонтажу створиться 177 тис. т РАВ, в тому числі 18 тис. т високоактивних.
|
|
4
|
Штаде,
Німеччина
|
PWR, 672
|
668,4
|
Перша АЕС, що виводиться з експлуатації після прийняття закону про відмову від ядерної енергетики. Паливо буде відправлене на переробку до Франції. З 300 чол. персоналу на демонтажних роботах залишилось 150.
|
|
5
|
Бібліс-А, Німеччина
|
PWR, 1225
|
141,2
|
Витрати на повну ліквідацію енергоблока.
|
|
6
|
Ловііза-1, Фінляндія
|
ВВЭР, 440
|
166,5
|
Витрати на повну ліквідацію енергоблока.
|
Джерела:
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. О.Э.Муратов, М.Н.Тихонов. Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения // Агенство ПроАтом
3. Decommissioning Nuclear Facilities // World Nuclear Association
Термоядерна енергія
Створити вічне джерело енергії на землі. Звучить утопічно? А от і ні.

Термоядерний синтез дозволить отримати так звану вільну енергію буквально з води, при цьому відходами виробництва будуть абсолютно безпечні водень та гелій.
Створити вічне джерело енергії на землі. Звучить утопічно? А от і ні.
Термоядерний синтез дозволить отримати так звану вільну енергію буквально з води, при цьому відходами виробництва будуть абсолютно безпечні водень та гелій.
І цей процес не є винаходом людини. Всесвіт активно і повсюдно використовує термоядерні реактори. Найближчим до нас є Сонце.
Основна проблема в тому, що вченим досі не вдавалося створити такий реактор термоядерного синтезу, щоб кількість енергії, що виділялася в результаті реакції, була більшою за ту кількість, яка потрібна, власне, для здійснення самої реакції.
Із підручників фізики: що ж таке термоядерний синтез?
Перш ніж перейти до основної частини нашого матеріалу і розібратися, чому навколо термоядерного синтезу стільки розмов, давайте пригадаємо уроки фізики за 11-ий клас, але якщо пригадувати нічого (і таке буває), то читаємо далі.
Ми вже знаємо як за допомогою контрольованої ядерної реакції людство отримує енергію. Ядерні реактори, які нині експлуатуються, використовують процес розщеплення атомів, під час якого ядра атомів діляться на 2-3 ядра з меншими масами. Термоядерний синтез же навпаки передбачає не поділ, а об’єднання атомів. Простіше кажучи, отримання важких атомних ядер з легших.
Як це відбувається?
Атомні ядра складаються з двох типів нуклонів – протонів і нейтронів. Їх утримує разом так звана сильна взаємодія. При цьому енергія зв’язку кожного нуклона з іншими залежить від загального числа нуклонів у ядрі. У легких ядер зі збільшенням числа нуклонів енергія зв’язку зростає, а у важких падає. Якщо додавати нуклони у легкі ядра або видаляти нуклони з важких атомів, ця різниця в енергії зв’язку буде виділятися у вигляді різниці між витратами на здійснення реакції і кінетичної енергією частинок, що вивільняються.
Зміна складу ядра називається ядерним перетворенням або ядерною реакцією. Ядерна реакція зі збільшенням кількості нуклонів в ядрі називається термоядерної реакцією або ядерним синтезом. У основі процесу керованого термоядерного синтезу лежить синтез атомних ядер з легших в більш важкі з виділенням енергії.

Протони у ядрі мають електричний заряд, а значить, відчувають кулонівське відштовхування. У ядрі це відштовхування компенсується сильною взаємодією, що утримує нуклони разом. Але сильна взаємодія має радіус дії набагато менший кулонівського відштовхування. Тому для злиття двох ядер в одне потрібно спочатку їх зблизити, долаючи кулонівське відштовхування. Відомо кілька таких способів: у надрах зірок – гравітаційні сили, у прискорювачах – кінетична енергія розігнаних ядер або елементарних частинок, у термоядерних реакторах і термоядерній зброї – енергія теплового руху ядер атомів.
Трохи історії
Як ми згадали на початку, термоядерний синтез – це не винахід людини. У 1934 році, спостерігаючи за зоряним небом, американський фізик радянського походження Георгій Гамов висунув гіпотезу, що зірки горять завдяки ядерним реакціям, які в них відбуваються.
Його припущення через чотири роки розвинув американець Ханс Бете. У центрі Сонця, вважав Бете, ядра водню стикаються, перетворюючись у ізотопи, а потім і в інші елементи. Різниця їх масових чисел і запалює світило.
У 40-х роках XX століття один із учасників «Манхеттенського проєкту» (мова йде про розробку ядерної зброї) запропонував колегам подумати над бомбою не розпаду, а синтезу, тобто водневою.
Математик Станіслав Улам описав можливий алгоритм термоядерного синтезу і розпочалися практичні досліди. У 1951 році, через шість років після випробувань ядерної, США провели попереднє, а через рік – повномасштабне випробування термоядерного заряду. Паливом для нього слугували рідкі ізотопи водню, які потім, заради збільшення потужності, замінили на суміш дейтериду літію: 40% дейтериду літію-6 і 60% дейтериду літію-7.
Ідею про застосування термоядерного синтезу у промислових цілях висунув радянський фізик Олег Лаврентьєв. Незабаром, одночасно з американцями, Ігор Тамм і Андрій Сахаров допрацювали концепцію Лаврентьєва, запропонувавши закільцювати рух плазми у мідному «бублику» і ізолювати її магнітними пастками. Так з’явилася ідея токамака, який був побудований у 1954 році. До речі, перший у світі зразок термоядерного реактора – стеларатора, був збудований раніше радянського, астрофізиком Лайманом Спітцером у 1951 році у рамках секретного проєкту «Маттерхорн».
Однак, саме технологія токамака нині вважається найбільш розвиненою, адже щодо неї накопичено найбільше знань. Тому саме її було обрано в основу проєкту International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), але про це трохи згодом.
Формально стеларатори вважаються більш прогресивними, ніж токамаки. Для цього є кілька причин. По-перше, в стелараторах плазму нагрівають і утримують тільки зовнішні струми і котушки. У токамаках розпал відбувається за рахунок електричного струму, що протікає в плазмі і одночасно створює додаткове магнітне поле. Через це в «бублику» токамака з’являються вільні електрони і іони вже зі своїми магнітними полями, які так і прагнуть зруйнувати основне поле, збити температуру і взагалі все зіпсувати.
По-друге, камери стелараторів не просто «бублики», а «м’яті бублики»: на відміну від токамаків, у них немає азимутальної симетрії. При цьому котушки на «м’ятих бубликах» стелараторів мають гвинтоподібну форму (на токамаках вони прямі і паралельні один одному) і «закручують» силові лінії, тобто піддають їх обертальному перетворенню. Це теж стабілізує плазму і ще – віддаляє теоретичну межу оптимального тиску в камері. А чим вище тиск, тим швидше відбудеться реакція.

Сонце, але на Землі
На півдні Франції, неподалік містечка Екс-ан-Прованс, 35 країн світу завершують історичне будівництво під назвою ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor – Міжнародний термоядерний експериментальний реактор. Кнопку, яка запустить у дію махину вагою 23 тисячі тонн, обіцяють натиснути через 5 років. Будівництво ж першого у світі термоядерного реактора триває більше 30 років.
«Наша машина – як Сонце, але на Землі», так описують своє дітище його творці.

ITER є першою у своєму роді машиною та унікальним науковим пристроєм. Це підсумковий експеримент, аби довести, що людство має технології, матеріали та знання, щоб зробити наступний крок і побудувати термоядерну електростанцію.
Проєкт стартував у листопаді 1985 року, коли, на Женевському саміті, генеральний секретар СРСР Михайло Горбачов запропонував президенту США Рональду Рейгану ідею спільного міжнародного проєкту з розробки термоядерної енергії в мирних цілях.
Рік тривали перемовини та було досягнуто згоди, до проєкту долучилися Європейський союз (Євратом), Японія, Радянський Союз і США. Роботи з концептуального проєктування почалися в 1988 році, після чого був довгий етап технічного проєктування, аж доки в 2001 році країни-члени затвердили остаточний проєкт ITER.
У 2003 році до проєкту приєдналися Китайська Народна Республіка і Республіка Корея, згодом – Індія. Вибір місця для спорудження ITER був також тривалою процедурою, яка завершилася в 2005 році.
Як ми вже згадували, в основі ITER – токамак, обрана ця технологія була виключно через кількість зібраних про неї знань.
Існує безліч технологій термоядерного синтезу, таких як стеларатори (Wendelstein-7X), лазерний синтез (Laser Megajoule і National Ignition Facility), протон-борний синтез (Tri-Alpha energy) тощо. Але наукове співтовариство вважає, що концепція токамака – найліпша для досягнення чистої енергії термоядерного синтезу.

Чи не найбільшою і найважливішою перевагою термоядерного реактора є його безпечність. І як пояснюють в ITER, у термоядерному реакторі неконтрольована ланцюгова реакція, яка призводить до розплавлення активної зони, просто неможлива. Адже дуже важко домогтися реакції синтезу й зберегти її. Але що б не сталося, у разі втрати контролю над нагріванням, охолодженням або подачею палива, тепло всередині вакуумної камери природним чином загасне. Це майже так само, як газовий пальник гасне, коли закручують кран. Процес ядерного синтезу безпечний за своєю суттю. Немає небезпеки витоку або вибуху.
Попередній звіт з безпеки ITER містить аналіз ризиків і подій, які можуть призвести до аварій на об’єкті. Під час нормальної роботи радіологічний вплив ITER на найвразливіші групи населення буде в тисячу разів меншим, ніж природне фонове випромінювання. А за «найгірших сценаріїв», таких, як пожежа на тритієвому заводі, евакуація або інші захисні заходи для населення, що межує із виробництвом, не знадобляться.
А зараз дещо розвіємо міф про безкоштовну енергію. Термоядерна енергія ніколи такою не буде. Вільною її називають тому що чиста і безпечна для майбутніх поколінь.
ITER вироблятиме 500 мегават теплової енергії. Такої кількості достатньо, щоб вивчати горіння плазми, стан, якого раніше на Землі ніколи не вдавалося домогтися в контрольованому середовищі.
Очікується, що комерційний термоядерний реактор буде в 10-15 разів потужнішим. Наприклад, термоядерна електростанція потужністю 2000 мегават зможе забезпечувати електроенергією 2 мільйони будинків. Вчені прогнозують, що промислові термоядерні установки можуть почати роботу вже в 2040 році. Точні терміни будуть залежати від рівня суспільного запиту та політичної волі, яка проявляється у фінансових інвестиціях, адже задоволення це не з дешевих.
Початкова капітальна вартість 2000-мегаватної термоядерної станції – близько 10 мільярдів доларів. Ці капітальні витрати компенсуються вкрай низькими витратами на обслуговування, незначними витратами на паливо та нечастими витратами на заміну компонентів упродовж 60-річного терміну служби установки.
Наголосимо, що ITER є експериментальною установкою, він не вироблятиме електрику. Усю енергію, яку виробить, буде перетворено на пару та випущено через градирні.
А Україна?
Дослідження термоядерного синтезу в Україні здійснюються в КНУ ім. Т. Шевченка, Інституті фізики (м. Київ) і ННЦ ХФТІ (м. Харків), а також у деяких недержавних лабораторіях. Хоча Україна не є членом міжнародного проєкту ITER, наші фізики також беруть у ньому участь, шляхом співпраці з європейськими колегами. Таке співробітництво стало можливим завдяки тому, що від 2017 року Україна є повноправним членом Європейської фізичної спільноти з термоядерних досліджень.
В одному із своїх інтерв’ю український фізик, президент НАН України Анатолій Загородній сказав про ITER наступне: «Серед широкого кола задач на передній план зі збільшенням потужності реактора виходить проблема підвищення міцності внутрішньої стінки реактора, що контактує з густою і гарячою плазмою, і українські фізики ведуть активні дослідження в цьому напрямку. Іншими завданнями, над якими працюють наші науковці, є удосконалення діагностик та розробка теоретичних моделей плазмових процесів. Побудова промислового термоядерного реактора виявилась набагато складнішою, ніж це здавалося спочатку. Проте подолано велику частину шляху, і цей проєкт наблизить нас до нового потужного і екологічного джерела енергії».
При підготовці матеріалу були використані офіційні матеріали ITER.
Уран і паливо
Уран в Україні та за її межами: реалії та перспективи
Світ: потреби та запаси
На сьогодні, за даними МАГАТЕ, у світі експлуатується 451 ядерний реактор (у 31 країні світу), які загалом виробляють близько 11% світової генерації електроенергії. Хоча ряд країн відмовляється від використання ядерної, як і від теплової енергії, та тримаєть курс на відновлювальну.
Уран в Україні та за її межами: реалії та перспективи
Світ: потреби та запаси
На сьогодні, за даними МАГАТЕ, у світі експлуатується 451 ядерний реактор (у 31 країні світу), які загалом виробляють близько 11% світової генерації електроенергії. Хоча ряд країн відмовляється від використання ядерної, як і від теплової енергії, та тримаєть курс на відновлювальну.
Відмова від електроенергії, виробленої на ТЕС, зумовлена, в першу чергу, необхідністю зменшити забруднення атмосфери продуктами горіння вугілля та знизити темпи глобальних кліматичних змін, адже за прогнозами, підвищення температури на планеті може зрости на 39% до 2050 року. За таких умов потреба у чистій низьковуглецевій енергії буде ще актуальнішою, ніж нині. А тому варто думати про мінімізацію використання вугілля, доповнюючи енергетичний профіль країни чистішими маневровими джерелами.
Немає нічого дивного в тому, що при наявному нині тренді на енергію сонця, вітру та води, країни, наші сусіди (у тому числі й найближчі) прагнуть досягнути збалансованого енергетичного міксу й планують посилити власну енергетичну галузь потужностями атомної енергетики. Так, зокрема, Польща висловлює намір будувати АЕС, а в Білорусі вже зовсім скоро буде введено в експлуатацію два реактори ВВЕР-1200.
Спорудження атомних енергоблоків у свою чергу означає збільшення попиту на ядерне паливо. На сьогодні відомими є три види ядерного палива – уранове, торієве та плутонієве. Два останні види не використовуються через ряд причин, хоча й розглядаються як перспективні. У зв’язку з цим уранове паливо залишається єдиним, яке нині експлуатується на ядерних реакторах світу, а відтак попит та ціна на уран зростатимуть. За деякими підрахунками, сумарна потреба в урані станом на 2030 рік може становити від 50 до 140 тонн на рік. Сьогодні ж, за даними МАГАТЕ, загалом у світі видобувається близько 60 тис. тонн урану щороку і, за оцінками вчених із Агентства з ядерної енергії (ААЕ) та МАГАТЕ, при збереженні актуального рівня динаміки попиту на уран, світових запасів (без урахування запасів нерозвіданих родовищ) вистачить приблизно на 118 років.
Станом на 2018 рік уран видобували 20 країн з-поміж 170 членів МАГАТЕ. Лідерами з видобутку урану вже упродовж тривалого часу залишаються Казахстан, Канада й Австралія, які загалом видобувають близько двох третин урану у світі. Проте збагаченням урану й виробництвом ядерного палива займаються виключно кілька країн.
Хто і де в Україні видобуває уранову руду?
Урановидобувна промисловість України розвивається за Державною цільовою економічною програмою «Ядерне паливо України». Останніми роками видобуток урану в нашій країні коливається приблизно в межах від 500 до 800 тонн на рік, що не дозволяє забезпечити потреби вітчизняної атомної енергетики навіть на 50%. Брак власного урану Україна покриває за рахунок імпорту з Росії та Казахстану, а також закуповує ядерне паливо у компанії Westinghouse, але планів забезпечити себе ураном власного видобутку не полишає.
Загалом потреба в урановому оксидному концентраті для українських АЕС становить 2,5 тис. тонн на рік. Щоб зрозуміти логіку, наведемо приклад: реактор потужністю 1000 МВт, працюючи з навантаженням близько 80% , потребує 20 тонн ядерного палива зі вмістом 3,5% урану-235. Щоб отримати такий об’єм ядерного палива, необхідно провести збагачення приблизно 153 тонн природного урану. Варто зауважити, що, у свою чергу, для отримання 1 тонни оксиду урану U3O8 і руди зі вмістом урану-235 0,1% слід добути з надр близько 1000 тонн руди.
Нині Україна посідає перше місце за покладами уранових руд в Європі. За даними, які наводить World Nuclear Association, вони становлять 114 100 тонн, що складає 2% від світових запасів, та посідають 11 місце у світі. Загалом відомо 14 типів уранових руд та більше 100 уранових мінералів, проте промислове значення мають лише 12 із них, серед яких найважливіше значення мають уранова смолка, ураніт та карнотит.
Якщо взяти до уваги факт, що вартість урану станом на червень 2020 року на світовому ринку становить близько 33,15 доларів США за фунт (73,06 доларів за 1 кілограм), проти ціни на початок квітня близько 29 доларів за фунт (63,91 доларів за 1 кілограм), то справа виглядає для нашої країни не так уже й погано. Єдиними конкурентами України в Європі в цій галузі є Чехія, яка не так давно добувала близько 300 тонн урану щорічно, та Румунія, яка видобуває близько 80 тонн уранового оксидного концентрату та повністю забезпечує потреби власних АЕС.
Та ціни на уран зараз не відзначаються стабільністю. У 2016 році вони сягнули мінімальної позначки, та й зараз ціна не є достатньо високою. До того ж, як зауважує Брет Молдован, спеціаліст МАГАТЕ з уранового виробництва, «упродовж останніх кількох років накопичився надлишок запасів уранового концентрату, що призвело до зниження цін. Це було викликано високими темпами виробництва разом зі зниженням попиту. А тому, за актуальної ціни на уран, експлуатувати багато рудників економічно недоцільно». Через це багато уранових рудників переведено у режим утримування та обслуговування. Таким чином, можна сказати, що уранова криза – проблема, притаманна не лише Україні.
В Україні поклади уранової руди містять до 0,1% урану. За даними ліцензіата Східного гірничо-збагачувального комбінату (СхідГЗК), за хімічним складом наші руди є алюмосилікатними, малозалізистими, монометальними. До прикладу, канадська руда, поклади якої значною мірою локалізовані у басейні Атабаска на півночі Сасквачевану та пов’язані з докембрійськими кварцовими конгломератами, середня концентрація урану складає ж 0,08% (від 0,03 до 0,18%), а австралійська містить до 0,2% і більше урану та головним її компонентом є мідь, а уран, золото та срібло добуваються супутньо. Вона складається із середньо-зернистого халькопіриту, борніту, халькозину, дрібнозернистої уранової обманки та бранериту, а також золота, срібла та рідкоземельних мінералів.
Загалом в Україні до Державного балансу корисних копалин зараховано 17 родовищ, із яких 14 розташовуються в Кіровоградській області, 2 – в Миколаївській та 1 у Дніпропетровській, а в цілому розвідано 21 родовище зі значними запасами руди, що містить 0,1% урану.
Запаси ж детально розвіданих, але поки що не задіяних уранових родовищ у Кіровоградському рудному районі, за сумарними запасами здатні були б, за прогнозами, забезпечити потреби українських АЕС, як мінімум, на найближчі 100 років.
Видобувати уран в Україні почали на 11 родовищах ще у 1945 році. Чотири із них (Жовторіченське, Первомайське, Девлатово та Братське) вичерпалися ще до 70-х років ХХ століття. Три – Сафонівське, Северинівське та Квітневе або перебувають у стані консервації, або не розробляються через низку обставин, а відповідно діючими є лише Ватутінське (Відокремлений підрозділ Смолінська шахта, смт Смоліне Кіровоградської області); Мічурінське і Центральне родовища (Відокремлений підрозділ Інгульська шахта, м. Кропивницький) та Новокостянтинівське родовище (Відокремлений підрозділ Новокостянтинівська шахта, яка реалізує капітальне будівництво об’єктів підземного та поверхневого комплексу шахти, та введена до складу ДП «Схід ГЗК» з 1 вересня 2010 року відповідно до наказу Міністра палива та енергетики України від 26 листопада 2009 року за № 659, с. Олексіївка Кіровоградської області).
Запаси Новокостянтинівського родовища оцінюють як найпотужніші у Європі, та такі, що входять у першу десятку світу та становлять близько 76 тис. тонн, з яких технічно можна добути не менше 70 тис. тонн.
Усі ці шахти, за оцінками спеціалістів, здатні «продукувати» до 4 тис. тонн уранової руди щороку. Передбачалось навіть нарощення видобутку десь близько 6,4 тис. тонн сировини на рік у період між 2025—2030 роками, а пізніше – навіть до 7,5 тис. тонн на рік.
Відповідно до заяви про визначення обсягу стратегічної екологічної оцінки проєкту Державної стратегічної екологічної оцінки на період до 2024 року, завданням № 1 щодо уранового виробництва ставилось збільшення обсягу видобутку уранової руди за рахунок освоєння Новокостянтинівського, Квітневого та інших нових родовищ урану, реконструкція гідрометалургійного заводу в м. Жовті Води, збільшення ємності «хвостосховища» для розміщення відходів переробки уранових руд, реконструкція об’єктів з виробництва іонообмінних смол в м. Кам’янське, впровадження нових прогресивних технологій переробки уранових руд.
Такий чином, урановидобувна галузь мала б отримати значну державну підтримку для розвитку та розширення виробництва. Проте зараз, у силу обставин, за даними Звіту про Управління Схід ГЗК за 2019 рік, обсяги виробництва уранового концентрату суттєво зменшились.
Маючи потужні запаси уранової руди, Україна не входить до числа країн, що можуть самостійно збагачувати уран та виготовляти ядерне паливо. Проте на гідрометалургійному заводі у Жовтих Водах на Дніпропетровщині із уранової руди українських родовищ отримують урановий оксидний концентрат – «жовтий кек», що має вигляд жовтої порошкоподібної речовини і є матеріалом для отримання ізотопів урану 233 та 235, які використовуються у атомній енергетиці.
Отриманий урановий концентрат частково використовується для потреб внутрішнього ринку після збагачення та фінального виробництва ядерного палива (2019 рік – контракти з ДП «НАЕК «Енергоатом» від 5 грудня 2018 №8-020-08-18-00962 та від 19 грудня 2018 №8-020-08-18-00971) та частково експортується до інших країн. Зокрема, у 2019 році Східний ГЗК реалізував експорт уранового оксидного концентрату (УОК) відповідно до контракту від 30 листопада 2018 № 914/09, укладеного з INTERNEXCO GMBH, Швейцарія.

Як видобувають уранову руду в Україні та за кордоном
Міклош Гашпар та Ноя Мейх’ю у статті «Злети та падіння: економіка урановидобувного виробництва» для бюлетня МАГАТЕ «Уран. Від розвідки до реабілітації» наголошують, що «видобуток урану практично нічим не відрізняється від видобутку решти основних металів: розвідка, отримання ліцензії, розробка родовища і закриття рудника по завершенню служби».
Загалом, щоб отримати уран на місці ймовірного залягання уранових руд, потрібно досить багато часу та зусиль. Так, зокрема, розвідка родовища займає від 10 до 15 років, підготовка техніко-економічного обґрунтування – від року до трьох. Стільки ж часу приблизно займе спорудження рудника, власне експлуатація родовища, а саме видобування та переробка для отримання уранового концентрату становить від 5 до 50 років, залежно від багатства родовища. Після завершення експлуатації на реабілітацію та відновлення потрібно буде витратити ще від 2 до 10 років.
Звісно, все це знаходить відображення у вартості отриманої сировини.
Собівартість українського урану дещо вища за собівартість цього продукту в конкурентів, однак для європейських партнерів Україна має одну дуже суттєву перевагу – відстань. Коли йдеться про транспортування «жовтого кеку» з, скажімо, Австралії чи Канади до будь-якої з країн Європи, то транспортування з України є значно простішим, вигіднішим та безпечнішим. Європейські ж АЕС потребують близько 18–19 тис. тонн урану щорічно, і постачальниками для них виступають Австралія, Канада та деякі африканські країни.
На вартість сировини впливає також спосіб її видобування. На сьогодні уранову руду видобувають звичайними гірничими способами (відкритим та підземним способами), способами підземного видобування (свердовинного та блочного) та купного вилуговування.
Відкритий або кар’єрний спосіб застосовують, коли руда залягає недалеко від поверхні. Цей спосіб найпростіший та найдешевший. Підземний – якщо руда залягає глибоко. Небезпека цього способу видобутку урану в тому, що газ радон – один із продуктів розпаду урану – радіоактивний і чинить негативний вплив на організм. А отже, коли йдеться про уранові шахти, то їх експлуатація неможлива без наявності потужних вентиляційних систем.
В Україні, як інформує СхідГЗК, застосовують переважно підземний шахтний спосіб видобутку урану. Мовиться, зокрема, про застосування блочного та купного вилуговування, а також свердловинного вилуговування на родовищах піщаникового типу. Нині технологія підземного вилуговування знайшла широке застосування у Австралії, Казахстані, США. В Україні подібним чином відпрацьовувались Девладівське і Братське родовища та було розпочато роботу на Сафонівському родовищі. Таким способом видобувають значну кількість урану у світі, і він вважається найбільш безпечною та ощадною для довкілля технологією видобутку урану. До того ж, її застосування у 2,5 рази знижує собівартість сировини.
Процес виробництва закису-окису урану складний та багатоступеневий. Так, зокрема, руда з українських шахт надходить на гідрометалургійний завод, де її розвантажують та сортують, а далі подають у видатковий бункер млинового відділення для подрібнення.
За допомогою віброживильників і стрічкових конвеєрів руда транспортується у здрібнювальні блоки, де здрібнюється за схемою напівсамоподрібнення за допомогою сталевих куль діаметром 80-120 міліметрів.
Речовини, що залишаються у нерозчинному вигляді, називають «хвостами», і вимагають особливого поводження.
На наступній стадії – вилуговуванні – уран із руди переводять у розчин. Більше половини руд вилуговується сірчаною кислотою в автоклавах, частина – вилуговується в пачуках. Процес вилуговування в автоклавах здійснюється за допомогою окиснювача – азотної кислоти при пневматичному перемішуванні, підвищеному тиску та температурі.
З метою підвищення концентрації урану в розчині та його очищення від домішок, здійснюється процес сорбції на синтетичному сорбенті – аніоніті АМП (або його аналогах) та десорбції урану з аніоніту у збагачений розчин, який далі надходить на подальше очищення від домішок і збагачення методом екстракції з отриманням кристалів амонійуранілтрикарбонату (АУТК), які прожарюються при визначеній температурі до закису-окису урану. Термічне розкладання кристалів АУТК проводиться у прожарювальній обертовій печі.
У готовій продукції присутня суміш закису-окису урану (жовтий кек), причому вміст чотиривалентного урану має становити не менше 80%.
Видобутком уранової руди та виробництвом концентрату природного урану донедавна в Україні займалась виключно єдина компанія – Державне підприємство «Східний гірничо-збагачувальний комбінат», у підпорядкуванні якого окрім шахт перебувають і виробничі майданчики у Дніпропетровській і Кіровоградській областях, 3 заводи та близько 20 допоміжних підрозділів.
У 2019 році вперше в Україні дозвіл на розробку уранових родовищ отримала приватна компанія ТОВ «Атомні енергетичні системи України» (АЕСУ, с. Миколаївка, Миколаївської обл.). Вона заявила про намір видобувати в Миколаївській області до 300 тонн урану на рік, побудувати видобувний і переробний комплекси у Казанківському районі та використовувати потужності СхідГЗК в Жовтих Водах. Родовища, які планує розробляти АЕСУ, були розвідані ще в часи Радянського Союзу, але не розроблювались через відсутність на той час технології ефективного видобутку урану з піщаникових порід. На даний час така технологія широко застосовується у зарубіжних країнах. Залягання породи у цих родовищах – на рівні 50-70 метрів від поверхні, видобування здійснюватиметься методом вилуговування.
Де і як в Україні зберігаються «хвости» уранового виробництва і який вплив мають на персонал, населення та довкілля уранові об’єкти
Посеред інших відходів переробки уранових руд є так звані «хвости». СхідГЗК забезпечує їх зберігання та здійснює моніторинг екологічної ситуації поблизу «хвостосховищ», так само як й інших радіаційно-небезпечних і хімічних об’єктів підприємств, зокрема шахт «Інгульська», «Смолінська», «Новокостянтинівська», гідрометалургійного заводу та ін.
Для переробки однієї тонни уранової руди використовують у замкнутому циклі до 4–5 м3 оборотної води зі ставків-відстійників «хвостосховищ», які через високий вміст хімічних та радіоактивних речовин забруднюють ґрунти, поверхневі та підземні води, а тому потребують постійного моніторингу й реалізації заходів щодо зменшення шкідливого впливу на довкілля.
Значна кількість відходів накопичилась за період діяльності ВО «Придніпровський хімічний завод», де упродовж 1946–1972 років переробляли 65 % уранових руд усього Радянського Союзу. За 1948–1991 роки було створено 9 хвостосховищ, у яких зберігається близько 42 млн. тонн відходів загальною активністю 3,17×1015 Бк. Значний вміст природного урану в навколишньому середовищі спостерігається і в районі хвостосховищ поблизу м. Жовті Води, де розташовується завод з переробки уранової руди.
За таких умов контроль та заходи задля зменшення техногенного навантаження відходів переробки урану на довкілля мають здійснюватися постійно. Так, зокрема, у 2019 році, у рамках «Меморандуму про співпрацю і партнерство між ДП Схід ГЗК, ДК «Ядерне паливо» та Кіровоградською міськрадою, Кіровоградською облрадою та Кіровоградською ОДА» виконувались заходи із захисту навколишнього природного середовища та радіоекологічного моніторингу довкілля, зміцнено дамби і греблі, нанесено покриття для пляжів для попередження розпорошення пилоподібних часток на хвостосховищі в балці «Щербаківська».
Економічна складова
На сьогодні видобуток Урану в Україні, не зважаючи на те, що він мав би приносити значні прибутки, є справою збитковою. Так, на 2019 рік НКРЕКП затвердила ціну на діоксид урану у розмірі 75 доларів за кілограм, хоча собівартість видобутку на Новокостянтинівській, Смолінській та Інгульській шахтах становить від 79 до 143 доларів за кілограм. При цьому ринкова ціна складала від 27,7 до 29,9 доларів за фунт (тобто від 55,40 до 65,78 доларів за кілограм). За такої політики проводити повноцінний розвиток галузі, забезпечувати радіаційний захист уранових об’єктів, виплачувати вчасно гідну зарплатню персоналу стає справою майже неможливою.
У травні 2020 року СхідГЗК отримав попередження про ймовірне відключення електроенергії через заборгованість, що практично означає затоплення шахт. Нині підприємство має значні борги перед трудовим колективом через невиплату заробітної плати. Причиною цьому стало заборгування «Енергоатому» перед комбінатом, якому, в свою чергу, заборгувало з виплатами Державне підприємство «Гарантований покупець».
Проте все ще є надія, що розробка уранових родовищ із застосуванням нових удосконалених технологій, правильне і відповідальне здійснення управління, грамотний менеджмент здатні вивести Україну в світові лідери урановидобувної галузі. Можливо, подолання монополії в урановидобувній галузі та поява здорової конкуренції допоможе подолати кризову ситуацію.
Які перспективи?
Згідно з «Енергетичною стратегією України на період до 2035 року «Безпека, енергоефективність, конкурентоспроможність», прогнозується поступове нарощення генерації ядерної енергії. Так, коли на 2015 рік передбачалось виробництво 87,6 млрд. кВт*год електроенергії на АЕС, то вже на 2035 – 94 млрд. кВт*год.
Тому для сектору виробництва ядерного палива першочерговими завданнями є забезпечення приросту видобутку урану й цирконію, підготовка до промислового освоєння родовищ, придатних для відкритої експлуатації, розроблення розвіданих родовищ, оптимізація видобутку та створення запасу свіжого ядерного палива (уранового концентрату).
Ішлося також про доцільність розширення номенклатури виготовлення комплектуючих для виготовлення ядерного палива, у тому числі з цирконію, аби пізніше, можливо, вести мову про імпортозаміщення фабрикації ядерного палива шляхом створення в Україні відповідних потужностей. Серед ключових завдань, також, актуалізація загальнодержавної програми розвитку мінерально-сировинної бази України на довгостроковий період з метою розширення власної ресурсної бази урану, інших корисних копалин шляхом здійснення розвідки, розробки та введення в експлуатацію нових родовищ урану.
Уран – це не тільки ядерне паливо, але й…
Зараз основне застосування уран знаходить в атомній енергетиці як ядерне паливо. Проте це не єдиний спосіб його використання. Ізотопи урану застосовують також у медицині, науці та промисловості.
Раніше уран додавали при виробництві скла як пігменти для живопису та розпису кераміки, уранілнітрат на початку ХХ століття застосовували у фотографії – для посилення негативів та тонування світлин у коричневий колір. А карбід урану-235 разом із карбідом ніобію та карбідом цирконію слугує як паливо для ядерних реактивних двигунів. І можливо, саме український уран стане тим паливом, яке колись доправить людство до далеких зірок.
Джерела:
- Бекман И. Уран. Учебное пособие. Москва: МГУ им. М.В.Ломоносова, Кафедра радиохимии, 2009.
- Дані Державного науково-технічного центру з ядерної та радіаційної безпеки.
- Дані Східного гірничо-збагачувального комбінату.
- Производство урана // МАГАТЭ.
- Сорокін О. Проблеми розвитку уранової промисловості. Презентація в рамках Міжнародної конференції «Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика – стан та тенденції розвитку».